Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене - Иванов В.И., Моисеев А.А.

Автор: Иванов В.И. Моисеев А.А.
Теги: несчастные случаи риски опасность профилактика несчастных случаев индивидуальные средства защиты безопасность здравоохранение медицинские науки физика радиация радиационная безопасность
Год: 1984
Похожие
Новый справочник химика и технолога. Радиоактивные вещества. Вредные вещества. Гигиенические нормативы
Радиоактивность, ионизирующее излучение и ядерная энергетика
Межпланетные и орбитальные космические полеты. Радиационный риск для космонатов. Радиобиологическое обоснование.
Ядерная энциклопедия
Текст
                    А.А.Моисеев, В. И.Иванов
СПРАВОЧНИК
по дозиметрии
и радиационной
гигиене
Ё
МОСКВА ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ 1984

ЬБК512е
м74
удк 614 876(03›
Рецензент ВМ Екодюкоь
Моисеев А.А.‚ Иванов В.И.
M74 Справочник по дозиметрии и оадиатшд нити гигиене -
3-e изд.‚перераб идоп — М Энертаатстмтъъгдаг г; 4 Лос,
ил.
1р 30к 8600 экз
Впервые в отечественной Литературе прет таьпеньт (‚Прпвдннъё дан
ные по микродозиметрическим величинам и их ma трь. дЬЛсНИЯМ Даны
сведения о коллективных и популяционных дозах о Hr upozmom содер-
жании радиоактивности в объектах живой и неживс и природь о фоно-
вых дозах Второе издание вышло в 1974
Для инженеров-технических работников по радиацщ шт I/111/ICHG
радиационной безопасности, а также дчя раДИОТ‘0ЬОВ }u muzmnnmx
физиков
4104050000-517
M -——~——~—-————~—-——-—- 52-84 EBKSI-26
05l(01)-84 613
© Атомиздат 1974 Знеттоатомиздат 4.984 „дополнениями

ПРЕДИСЛОВИЕ
Во многих областях практической деятельности человека применяются
источники ионизирующих излучений Непрерывно расширяется их приме-
нение в промышленности, сельском хозяйстве, медицине, научных иссле-
дованиях Расширяется круг лиц, профессионально связанных с полями
ионизирующих излучений В силу этих обстоятельств радиационная гигие-
на занимает важное место в системе обеспечения противорадиационной за-
щиты как профессиональных работников, так и всего населения. Она ох-
n1rbIBaeT большой ряд вопросов, среди которых значительную часть зани-
мают физические аспекты, что представляется вполне естественным, по-
исопьку своим существованием радиационная гигиена обязана физичес-
кому явлению ——— радиоактивности
Настоящий справочник, содержащий материалы, относящиеся преи-
мущественно к физическим аспектам радиационной гигиены, предназна-
um прежде всего для медицинских работъшков (врачей-гигиеъшстов,
рщиОЛОГОВ) , а также для инженеров-химиков, техников-дозиметристов
п научных работников, связанных с проблемами радиационной гигиены.
B справочнике в сжатой форме представлены данные о природной и ис-
Ix усственной радиоактивности объектов внешней среды и человека, основ-
мыс сведения об иоъшзирующщ излучениях и их источниках, полезные
мня практики расчетные формулы. По сравнению со вторым изданием
ммериал дополнен новыми данными, учтены современные Нормы pann-
пшоннои безопасности (НРБ-76); некоторые разделы переработаны и
шиВеДеНЫ в соответствие с последними: достижениями данной области
пни-кий
В настоящее издание справочника включен новый раздел —— микро-
м» зиметрия, в котором приводятся сведения о роли флуктуаций погло-
ценной энергии излучеъшя в радиационно-индуцированном эффекте Эти
щ дения могут быть привлечены для описаъшя и предсказания воздейст-
мин на живые системы ионизирующих излученшй слабой интенсивности,
п превышающих уровеней‚ регламентированных НРБ. Новой является
. u ma ”Неотложная помощь при радиационных авариях”, в которой даны
ж ъпсзные практические рекомендации. Расцшрен раздел по статистической
„работке результатов измерений за счет главным образом дополнеъшя
ш дениями о выборочном контроле.
( овременные средства противорадиационной защиты и комплекс са-
япарНО-ГИГИЗНИЧВСКИХ мероприятий практически обеспечивают полную
юпасность лиц, работающих с источниками ионизирующих излучений.
mu сте с тем увеличение числа людей, связанных с полями ионизирующих
3

излучений, делает актуальной проблему малых доз — основную, на наш
взгляд, проблему в области обеспечения радиационной безопасности на
современном уровне. Стохастические и соматико-стохастические эффек-
ты действия излучений выдвигаются на первый план по сравнению с эф-
фектами нестохастическими, поскольку последние полностью исключа-
ются при строгом соблюдении Норм радиационной безопасности. Этим
объясняется значительное место, отведенное в справочнике данным по
природной радиоактивности, антропогенному радиоактивному загрязне-
нию и радиационному фону Земтш.
Справочник не является учебным пособием и не предназначается для
изучения теоретических вопросов соответствующих разделов. Тем не мед
нее авторы сочли необходимым в некоторых случаях дать теоретические
пояснеьшя, что поможет читателю правильно использовать справочный
материал.
При работе над третьим изданием авторы старались учесть те замеча-
ния, которые поступили по предыдущим двум изданиям. В частности,
высказывалось пожелание упростить изложение отдельных вопросов,
например статистической обработки результатов измерений. Авторам,
однако, представляется, что дальнейшее упрощение изложения равносиль-
но снижению научного уровня и строгости. Естш материал справочника
кажется сложным для восприятия, то к этому следует отнестись как к
сигналу, указывающему на необходимость пополнения своих знаний.
В этом случае можно воспользоваться указанной в справочнике лите-
ратурой, и пополнение собственных знаншй окажется полезным спосо-
бом повышения квалифгжации, уровень которой должен быть достаточ-
но высоким для грамотного и надежного обеспечеъшя радиационной без-
опасности.
В справочнике использованы данные, приведенные в Докладе Науч-
ного комитета ООН по действию атомной радиации 1982 г., и в некоторых
публикациях МКРЗ, не переводившихся на русский язык.
Главы 1, 4 — 7, 9, 10 и 12 подготовлены А.А. Моисеевым, гл. 8 и 11 -—
В.И. Ивановым, 2 и 3 -— совместно А.А. Моисеевым и В.И. Ивановым.

ГЛАВА 1
ОСНОВНЫЕ ПРЕДСТАВЛЕНИЯ О РАДИОАКТИВНОСТИ
1.1. СТРОЕНИЕ АТОМА
Атом состоит из положительно заряженного ядра и отрицательно за-
ряженных электронов, образующих электронную оболочку вокруг ядра.
В целом атом электрически нейтрален. Размер атома порядка 10`8 см,
размер ядра порядка 10" 3 см.
Ядро состоит из положительно заряженных протонов и нейтральных
нейтронов; протоны и нейтроны в ядре называют нуклонами. Заряд про-
тона по абсолютному значеъшю равен заряду электрона. В нейтральном
атоме число протонов в ядре равно числу электронов в электронной
оболочке.
Атомный номер Z равен числудротонов в ядре. Атомы одного и того
же химического элемента имеют одинаковый атомный номер. Протон и
нейтрон имеют приблизительно одинаковые массы, примерно в 1840 раз
больше массы электрона. Масса атома определяется в основном массой
нуклонов в ядре. Массовое число А равно числу нуклонов в ядре.
Нуклиды —- разновидности атомов с данными массовым тшслом и атом-
ным номером*. Массовое число нуклида указывается вверху слева от
символа химического элемента; атомный номер элемента либо не ука-
зывается, либо записывается внизу слева от символа элемента. Напри-
мер, нуклид кобальта может быть записан 3‘-’,Co, нуклиды стронция и
цезия — 3,231‘, ‘§;’Cs.
Изотопы - это атомы одного и того же элемента, имеющие разные
массовые числа. Термин ”изотопы” следует применять только в тех слу-
чаях, когда речь идет об атомах одного и того же элемента. Еслш подра-
зумеваются атомы разных химических элементов, то рекомендуется
использовать термин ”нуклиды”‚ а не ”изотопы”, например: ”смесь ра-
дионукзшдов неизвестного процентного состава”, ”радионуклиды 9°$г,
1 3 ‘I И 13 7С5”, но, ”изотопы углерода 1 2C и 1 “C”.
1.2. РАДИОАКТИВНОСТЬ
Радиоактивность —- самопроизвольное превращение (распад) атомных
ядер, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа.
Изменеъше атомного номера привошп к превращению одного химическо-
го элемента в другой; при изменении только массового числа происхо-
дит превращение изотопов данного элемента. Иногда к явлению радио-
*Иногда в определение нуклида вводят дополнительный признак — определенное
энергетическое состояние ядра.

активности относят изменение энергетического состояния ядер, сопро-
вожшющееся т-ттзлутьением. При изменении лишь энергетического сос-
тояния ядер их состав остается неизменным.
Раштоактивньте ядра следует отличать от промежуточных составных
ядер (компаунд-ядер) , образующихся при ядерных реакциях и распадаю-
щихся с образоваьшем конечных продуктов реакции. Поэтому при опре-
делении радиоактивных ядер вводят дополнительный признак - время
существования ядра от момента его образования до распада. Это время
существенно превышает продолжительность экизни компаунд-ядер И сос-
тавляет более 10'” с.
Вещество, имеющее в своем составе радиоактивные нуклиды (радио-
нуклиды), называют радиоактивными. В результате радиоактивных пре-
вращеншй могут возникать заряженные и незаряженные частицы, напри-
мер а-частицы, В-частицы, фотоны. Фотоны ядерного происхождения на-
зывают также у-квантами, а формируемое ими излучение — у-излучением.
Излучеъше, состоящее из потока частиц, возникших в результате ядер-
ных превращений, иногода называют ядерным излучением, подчеркивая
тем самым их ядерную природу. Ядра радионуклидов могут испускать
частицы и, следовательно, формировать излучение различного состава;
излучение радионуклидов различается также энергией входящих в сос-
тав излучений частиц.
Активность нуклида —- это физическая величина, характеризующая
число радиоактивных распадов в единицу времени: чем больше радио-
активных превращений B единицу времени, тем выше активность.
Таблица 1.1. Зависимость ехр (—0‚693 t/T)
l‘/T 0,00 0,01 0,02 0,03
0,0 1,000 0,993 0,986 0,979
0,1 0,933 0,927 0,920 0,914
0,2 0,871 0,865 0,859 0,853
0,3 0,812 0,807 0,801 0,796
0,4 0,758 0,753 0,747 0,742
0,5 0,7 07 0,702 0,697 0,693
0,6 0,660 0,655 0,651 0,646
0,7 0,616 0,611 0,607 0,603
0,8 0,574 0,570 0,567 0,563
0,9 0,536 0,532 0,529 0,525
1,0 0,500 0,497 0,493 0,490
1,1 0,467 0,463 0,460 0,457
1,2 0,435 0,432 0,429 0,426
1,3 0,406 0,403 0,401 0,398
1,4 0,379 0,376 0,374 0,371
1,5 0,354 0,351 0,349 0,346
1,6 0,330 0,328 0,325 0,323
1,7 0,308 0,306 0,304 0,301
1,8 0,287 0,285 0,283 0,281
1,9 0,268 0,266 0,264 0,263
2,0 0,250 0,248 0,247 0,245
2,1 0,233 0,232 0,230 0,229
2,2 0,217 0,216 0,215 0,213
2,3 0,203 0,202 0,200 0,199

Число ядер данного радионукшща, распадающихся в ешшицу spe-
мени А, пропорционально полному числу ядер N
=_- dN/dt = KN, (1.1)
где А —- постоянная радиоактивного распада, характеризующая вероят-
ность распада ядра атома данного нуклида в единицу времени; она pas-
лична для разных радионуклидов.
Из формулы (1.1) следует
А’, = No exp (——7\t), (1.2)
где М, и N, —— число радиоактивных ядер в начальный момент времени и
через время г соответственно. Так как число ядер N B результате распада
со временем убывает, то уменьшается и скорость распада А. Скорость
распада А и есть активность радионуклида.
Для смеси радионуклидов
N; = N3 eXp(->-1t) +N6'eXP(—>\2t) +N6"eXP(-Kat) + (1-3)
где N5, NI,’ —— число радиоактивных ядер, имеющих постоянные распа-
да соответственно А, , K2 B начальый момент.
Аналогичны соотношения и для изменения активности одного радио-
нуклида
т, = то ехр (-—М) (1.4)
0,04 0,05 0,06 0,07 0,08 0,09
0,973 0,966 0,959 0,953 0,946 0,940
0,908 0,901 0,895 0,889 0,883 0,876
0,847 0,841 0,835 0,829 0,824 0,818
0,790 0,785 0,779 0,774 0,768 0,763
0,737 0,732 0,727 0,722 0,717 0,712
0,688 0,683 0,678 0,674 0,669 0,664
0,642 0,637 0,633 0,629 0,624 0,620
0,5 99 0,595 0,591 0,5 86 0,5 82 0,578
0,559 0,555 0,551 0,547 0,543 0,540
0,521 0,518 0,5 14 0,511 0,507 0,504
0,486 0,483 0,480 0,476 0,473 0,470
0,454 0,45 1 0,44 8 0,444 0,44 1 0,438
0,423 0,42 1 0,418 0,415 0,4 12 0,409
0,395 0,392 0,390 0,387 0,384 0,382
0,369 0,366 0,364 0,361 0,359 0,356
0,344 0,342 0,339 0,337 0,335 0,332
0,321 0,319 0,316 0,314 0,312 0,310
0,299 0,297 0,295 0,293 0,291 0,289
0,279 0,277 0,276 0,274 0,272 0,270
0,261 0,259 0,257 0,255 0,254 0,252
0,243 0,241 0,240 0,238 0,237 0,235
0,227 0,225 0,224 0,222 0,221 0,219
0,212 0,210 0,209 0,207 0,206 0,205
0,198 0,196 0,195 0,194 0,192 0,191

г/Т 0,00 0,01 0,02 0,03
2,4 0,190 0,188 0,187 0,186
2,5 0,177 0,176 0,174 0,173
2,6 0,165 0,164 0,163 0,162
2,7 0,154 0,153 0,152 0,151
2,8 0,144 0,143 0,142 0,141
2,9 0,134 0,133 0,132 0,131
3,0 0,125 0,124 0,123 0,122
3,1 0,117 0,116 0,115 0,114
3,2 0,109 0,108 0,107 0,107
3,3 0,102 0,101 0,100 0,099
3,4 0,095 0,094 0,093 0,092
3,5 0,088 0,088 0,087 0,087
3,6 0,083 0,082 0,081 0,081
3,7 0,077 0,076 0,076 0,076
3,8 0,072 0,071 0,071 0,070
3,9 0.067 0,067 0,066 0,066
4,0 0,063 0,062 0,062 0,061
4,1 0,058 0,058 0,058 0,057
4,2 0,054 0,054 0,054 0,053
4,3 0,051 0,050 0,050 0,049
4,4 0,047 0,047 0,047 0,046
4,5 0,044 0,044 0,044 0,043
4,6 0,041 0,041 0,041 0,040
4,7 0,039 0,038 0,038 0,037
4,8 0,036 0,036 0,035 0,035
4,9 0,034 0,033 0,033 0,033
5,0 0,031 0,031 0,031 0,031
5,1 0,029 0,029 0,029 0,029
5,2 0,027 0,027 0,027 0,027
5,3 0,025 0,025 0,025 0,025
5,4 0,024 0,024 0,023 0,023
5,5 0,022 0,022 0,022 0,022
5,6 0,021 0,021 0,020 0,020
5,7 0,019 0,019 0,019 0,019
5,8 0,018 0,018 0,018 0,018
5,9 0,017 0,017 0,016 0,016
6,0 0,016 0,016 0,015 0,015
6,1 0,015 0,015 0,014 0,014
6,2 0,014 0,014 0,013 0,013
6,3 0,013 0,013 0,013 0,013
6,4 0,012 0,012 0,012 0,012
6,5 0,011 0,011 0,011 0,011
6,6 0,010 0,010 0,010 0,010
и смеси радионуклидов
т: = mi: exp (ЧМ г) + mi)’ exp (-7&2 г) + m3'exp(-Kat) + - ..‚ (15)
I п
Где то, то ‚ .
м, K2 соответственно.
Средняя продолжительность жизни радионуклида т —- время, в те-
чение которого начальная активность (или число радиоактивных ато-
8
.. - активность радионуклидов с постоянными распада

Продолжение табл. 1.1
0,04 0,05 0,06 0,07 0,08 0,09
0,184 0,182 0,182 0,181 0,179 0,178
0,172 0,171 0,170 0,169 0,167 0,166
0,160 0,159 0,158 0,157 0,156 0,155
0,150 0,149 0,148 0,147 0,146 0,145
0,140 0,139 0,138 0,137 0,136 0,135
0,130 0,129 0,129 0,128 0,127 0,126
0,122 0,121 0,120 0,119 0,118 0,117
0,113 0,113 0,112 0,111 0,110 0,110
0,106 0,105 0,104 0,104 0,103 0,102
0,099 0,098 0,097 0,097 0,096 0,095
0,092 0,091 0,091 0,090 0,090 0,089
0,086 0,085 0,085 0,084 0,084 0,083
0,080 0,080 0,079 0,078 0,078 0,078
0,075 0,074 0,073 0,073 0,073 0,072
0,070 0,069 0,068 0,068 0,068 0,068
0,065 0,065 0,064 0,063 0,063 0,063
0,061 0,060 0,060 0,060 0,059 0,059
0,057 0,056 0,056 0,056 0,055 0,055
0,053 0,053 0,052 0,052 0,052 0,051
0,049 0,049 0,049 0,048 0,048 0,048
0,046 0,046 0,046 0,045 0,045 0,045
0,043 0,043 0,042 0,042 0,042 0,042
0,040 0,040 0,040 0,039 0,039 0,039
0,037 0,037 0,037 0,037 0,036 0,036
0,035 0,035 0,034 0,034 0,034 0,034
0,033 0,033 0,032 0,032 0,032 0,031
0,030 0,030 0,030 0,030 0,030 0,029
0,028 0,028 0,028 0,028 0,028 0,027
0,026 0,026 0,026 0,026 0,026 0,026
0,025 0,025 0,024 0,024 0,024 0,024
0.023 0,023 0,023 0,023 0,022 0,022
0,022 0,021 0,021 0,021 0,021 0,021
0,020 0,020 0,020 0,020 0,020 0,019
0,019 0,019 0,018 0,018 0,018 0,018
0,017 0,017 0,017 0,017 0,017 0,017
0,016 0,016 0,016 0,016 0,016 0,016
0,015 0,015 0,015 0,015 0,015 0,015
0,014 0,014 0,014 0,014 0,014 0,014
0,013 0,013 0,013 0,013 0,013 0,013
0,012 0,012 0,012 0,012 0,012 0,012
0,012 0,011 0,011 0,011 0,011 0,011
0,011 0,011 0,011 0,011 0,011 0,011
0,010 0,010
мов) уменьшается в е раз:
т = 1/71.
Через время т активность составляет примерно 37 % начального значеъшя.
Период полураспада радионуклида Т - время, в течение которого
активность (или число радиоактивных ядер) в среднем уменьшается
вдвое:
Т = т1п2=1п2/?\ = О‚693/7\.

Таблица 1.2. Значения выражений 1 —ехр
(-7\г) и 7\t/[1 —exp (-)\t)]
t/T 7\t 1 — exp (——7\t) М‘! [1 exp (~ ХО}
0,1 0,069 0,067 1,034
0,2 0,139 0,121 1,045
0,3 0,208 0,188 1,105
0,4 0,277 0,242 1,145
0,5 0,347 0,293 1,182
0,6 0,416 0,340 1,222
0,7 0,485 0,384 1,263
0,8 0,554 0,426 1,301 .
0,9 0,624 0,464 1,344
1,0 0,693 0,500 1,384
1,1 0,762 0,533 1,430
1,2 0,832 0,565 1,524
1,3 0,901 0,594 1,516
1,4 0,961 0,621 1,547
1 ,5 1,030 0,646 1,595
1,6 1,100 0,670 1,641
1,7 1,169 0,692 1,689
1,8 1,238 0,713 1,736
1,9 1,310 0,732 1,786
2,0 1,377 0,750 1,836
2,1 1,446 0,767 1,885
2,2 1,516 0,783 1,935
2,3 1,585 0,797 1,988
2,4 1,654 0,810 2,042
2,5 1,723 0,823 2,094
2,6 1,793 0,835 2,147
2,7 1,862 0,846 2,201
2,8 1,931 0,856 2,256
2,9 2,010 0,866 2,310
3,0 2,070 0,875 2,365
3,1 2,139 0,883 2,422
3,2 2,209 0,891 2,478
3,3 2,278 0,898 2,536
3,4 2,347 0,905 2,593
3,5 2,416 0,912 2,649
3,6 2,486 0,918 2,707
3,7 2,555 0,924 2,765
3,8 2,624 0,929 2,824
3,9 2,694 0,933 2,887
4,0 2,763 0,937 2,948
4,1 2,832 0,942 3,006
4,2 2,902 0,946 3,067
4,3 2,971 0,949 3,130
4,4 3,040 0,953 3,190
4,5 3,109 0,956 3,252
4,6 3,179 0,959 3,314
4,7 3,248 0,961 3,379
4,8 3,317 0,964 3,441
4,9 3,387 0,966 3,505
5,0 3,456 0,969 3,566
5,5 3,802 0,978 3,888
6,0 4,149 0,984 4,216
6,5 4,495 0,989 4,545
7,0 4,842 ~ 1 ~ 4,342
8,0 5,535 М 1 ~ 5,535
10

По истечении периода полураспада остается половина первоначально-
го числа рашюактътвньтх ядер, по истечении двойного периода — 1/ 4 пер-
воначального числа атомов и mg.
Закон радиоактивного распада выражается следующим образом:
т, = тдехр (—2‘/т) = тдехр (-—0‚693 г/Т). (1.6)
Период полураспада различных радионуклидов изменяется в широ-
ких пределах: от 10`7 с до 10‘ 1 лет. Зная период полураспада Т, по фор-
муле (1.6) можно рассчитать долю оставшейся активности т‚/тд через
любое время t (табл. 1.1).
Иногда необходимо проводить расчеты по формулам, в которые вхо-
дят выражения [1—.exp(—)\t)] И 7\t/[1—exp(—7\t)]. Для облегчения
таких расчетов в табл. 1.2 представлены вычисленные значения таких
выражений для различных отношений г/ Т и произведений М.
1.3. ЕДИНИЦЫ АКТИВНОСТИ
В качестве единицы активности принято одно ядерное превращение в
секунду. В целях сокращения пользуются более простым терьшном -—
один распад в секунду (расп./ с). B системе единиц СИ эта единица полу-
чила название беккерель (Бк). До последнего времени в практике радиа-
ционного контроля широко использовалась специальная (внесистемная)
единица активности —— кюри (Ки): 1 Ки = 3,740“ ядерных превраще-
ний в 1 с. Производные едишщы активности в системе единиц СИ: кило-
беккерель (1 кБк = 103 Бк); мегабеккерель (1 МБк = 10° Бк); гига-
беккерель (1 ГБк = 109 Бк); терабеккерель (1 ТБк =10” Бк); пета-
беккерель (1 ПБк = 1015 Бк); эксобеккерель (1 ЭБк = 1018 Бк). Произ-
водными единицами активности кюри являются: пикокюри (1 нКи =
= 1-10'” Ки); нанокюри (1 нКи = 1-1O'9 Ки); микрокюри (1 мкКи =
= 1—1О'° Ки); милликюри (1 мКи = 1-10°3 Ки); килокюри (кКи =
= 1-I03 Ки); мегакюри (1 МКи = I-10° Ки). Соотношения между BEE-
системной единицей кюри и новой единицей в системе единиц СИ бекке-
рель и их производными ешаницами приведены в табл. 1.3.
При практическом использованы»: единиц активности допускается upm-
менение кратных и дольных единиц, образуемых с помощью десятичных
приставок (табл. 1.4) . Не допускается применение двух приставок к прос-
тому наименованию единицы. Для облегчения перевода числовых значе-
ний активности из одной системы единиц в другую удобно пользоваться
данными, приведенными в табл. 1.5—1.6.
Хотя распад ядер, как правило, сопровождается испусканием частиц
или фотонов, лишь в частных случаях число испускаемых частиц совпада-
ст с числом распадающихся ядер (например, для радионуклидов “Р,
" 9 Sr). Примером того, когда число испускаемых частиц не совпадает с
числом распадающихся ядер, может служить распад нукпида “Cu, щш
КОТОРОМ 31 % ядер претерпевает В’ -распад (с образованием стабильного
пуклида “Zn) , 53,6 % —— К-захват, 15 % — Вдраспад и 0,4 % —- К-захват
ь последующим высвечиванием т-кванта (с образованием стабипъншо
11

Таблица 1.3. Соотношение между старыми (виесистемными) и новыми (международ
Ее обозначе-
Величина Старая единица нив Единица СИ
Активность Кюри Ки Обратная секунда
Интегральная ак- Микрокюри-час мкКи -I; Безразмерная
тивность
Удельная актив- Кюри на грамм Ки - г" I Обратная секунда
ность на килограмм
Кюри на моль Ки - моль- I Обратная секун-
да на моль
Таблица 1.4. Приставки для образования кратных и дельных единиц СИ [1]
Сокращенное обозначение
П Числовое
риставка Значение
русскими буквами ПЗТИНСКИМИ ИЛИ I‘pe-
ческими буквами
Экса 1018 э в
Пета 1015 п
Тера 10” т т
Гига 109 г G
Мега 106 M M
Кило 103 к к
Гекто 102 I‘ h
Дека 101 да da
Деци 10" 1 д d
Санти 10- 2 с с
Милли 10- 3 M m
Микро 10. 6 MK и
Нано 10“ 9 н п
Пико 10" 1 2 п р
Фемто 10- 1 5 ф f
Атто 10' 1 8 а а
нукпида °4Ni). B этом случае на 1 Ки приходится (0,31 +0,15)3,7-10‘° =
= 1,7-1О’° В-частицв 1 с, а на 1 Бк - 0,46 В-частицв 1 с.
Таким образом, справедливо лишь выражение ”активность столько-то
беккерелей или кюри”, а выражения ”а- или В-активность столько-то
беккерелей или кюри” не являются строгими, хотя оъш и цшроко рас-
пространены на практике. Обычно когда говорят, ”а-активность или
В-активность нуклида равна 1 Бк или 1 Ки”, имеют в виду истинную ак-
тивность данного рапионукпида в единицах беккерель mm кюри, опреде-
ленную по результатам измерения а- или В-излучения с учетом схемы рас-
пада этого радионуклида, позволяющей связать число испускаемых
частиц с числом распадающихся ядер.
КОНЦСНТРЗЦИЯ радиоактивного ВЗЩВСТВЗ ООЫЧНО характеризуется КОН- О
центрацией его активности. Концентраты активности выражается в еди-
ъшцах активности на единицу массы: Ки/т, мКи/г, кБк/кг т.д. (удель-
12

ная система единиц) единицами активности [1]
Коэффициенты перевода
Ее обозначение
единиц СИ в старые старых единиц в новые
0-1 ~2,7o3-1o‘“ 3,7 - 101°
~7,5o8-1o‘9 1,332 - 10‘
cf‘ - кг” ~2,7o3-1o““ 3,7 -10”
C-1 ~MOJII:_l ~2.703-10-” 3,7 -101°
ная активность), на единицу объема: Ки/мз, пКи/л, Бк/смз, ПБк/мл и
т.д. (объемная концентрация) или единицу площади: Ки/км2, ПБк/мг,
мКи/см2 и т.д. Объемная концентрация активности обычно выражается
в единицах Ки/л, Бк/л (т, смз, мл и т.д.) и их производных, однако в
ряде литературных источников, изданных 10— 25 лет тому назад, встре-
чаются специальные менее известные в настоящее время единицы: эман,
махе:
1 эман = 1-10" 1 ° Ки/л воздуха или воды = 3,7 Бк/л;
1 махе = 3,64 эман = 3,64-10' 1° Ки/л = 13,47 Бк/л;
1 эман = 0,275 махе.
Для количественной характеристики содержания радионуклида 9°$г в
различных биологических объектах иногда применяется стронциевая
единица. Стронций является химическим аналогом кальция, поэтому при
различных расчетах и оцеш<ах удобно пользоваться величиной, характе-
ризующей отношение 9°3г к кальцию в исследуемом биологическом
объекте (почве, растительности, пищевых продуктах, костной ткани и
т.д.) .Одна стронциевая единица (с.е.) соответствует концентрации актив-
ности 1 пКи или 37 мБк 9°3г на 1 г кальция. Аналогично для количест-
венной характеристики радионуклида 13705, являющегося химическим
аналогом калия, употребляется цезиевая едиъшца. Одна цезиевая единица
(ц.е.) соответствует концентрации активности 1 пКи или 37 мБк '3 7Cs Ha
1 r калия.
В литературе иногда встречается упоминание о тритиевой единице (т.е.).
1 т.е. т 3,26 пКи или 12О‚6 мБк/л [2] .
В отечественных работах, посвященных вопросам радиационной без-
опасности на урановых и неурановых рудниках, для характеристики сте-
пени воздействия (экспозиции) короткоживущих продуктов распада
радона на горнорабочих часто используется специальная единица -— ЭРЭМ
(эквивалент равновесного эмана за месяц). Один ЭРЭМ соответствует
пребыванию человека в течеъше рабочего месяца в атмосфере с концент-
рацией короткоживущих продуктов распада радона, 1,28-105 МэВ/л,
|.е. эквивалентной по уровню ”скрытой энергии” их концентрации,равно-
весной с 1 эман радона. Фактически эта величина представляет собой про-
пзведеъше концентрат/ш дочеръшх продуктов радона в воздухе в едини-
max скрытой энергии на время пребывания человека в этой атмосфере.
За рубежом для характеристики степени экспозиции горнорабочих корот-
13

VI
Таблица 1.5. Коэффициенты для пересчета числовых значений активности, выраженных в единице беккерель‚
в числовые значения активности, выраженные в единице кюри
При пересчете беккерепь (Бк) меняется на пикокюри (пКи)
килобеккерель (кБк) нанокюри (нКи)
мегабеккерель (МБк) микрокюри (мкКи)
гигабеккерель (ГБк) милликюри (мКи)
терабеккерепь (Т Бк) кюри (Ки)
петабеккерель (П Бк) килокюри (KKK)
эксобеккерель (ЭБк) мегакюри (МКи)
Активность,
выраженная
в единицах
6°‘“‘°"°’“ 1 2 3 4 5 6 7 8 9
или десятич-
ных доль-
ных и крат-
ных от нее
АКТИВНОСТЬ, вьпраженная В единииах КЮрИ ИЛИ В ДЕСЯТИЧНЫХ кратных И ДОЛЬНЫХ ОТ нее
0 0 27,03 54,06 81,09 108,12 135,15 162,18 189,21 216,24 243,27
10 27О,3 297,33 324,36 351,39 378,42 405,45 432,48 459,51 486,54 513,57
20 54О,6 567,63 594,66 621,69 648,72 675,75 702,78 729,81 756,84 783,87
30 810,9 837,93 864,96 891,99 919,02 946,05 973,08 1000,11 1027‚14 1054,17
40 1081,2 1108,23 1135‚26 1162‚29 1189,32 1216,З5 1243,38 1270,41 1297‚44 1324,47
50 1З51,5 1378,53 1405,56 1432,59 1459‚62 1486,65 1513,68 1540,71 1567,74 1594,77
60 1621‚8 1648,83 1675‚86 1702‚89 1729,92 1756,95 178338 1811,01 1838,04 1865,07
70 1892,1 1919,13 1946,16 1973,19 2000,22 2027,25 2054,28 2081,31 2108,34 2135,37
80 2162,4 2189,4З 2216,46 224З,49 227О,52 2297,55 2324,58 2351,61 2378,64 2405,67
90 2432‚7 2459,73 2486,76 2513,79 2540,82 2567,85 2594,88 2621,91 2648‚94 2675,97
Пример. Пересчитать, чему будет соответствовать во внесистемной системе едИЪПЩ ЗКТИВНОСТЬ, равная 59 КБ К. ИЗ НИЖНЗЙ Части Табли-
цы следует, что 59 кБк = 1594,7 7 нКи, или около 1,6 мкКи.

SI
Таблица 1.6 Коэффициенты для пересчета числовых значений активности, выраженных во внесистемной единице кюри,
в числовые значения активности, выраженные в единице беккерель
При пересчете мегакюри (МКи) меняется на петабеккерель (ПБк)
килокюри (кКи) терабеккерель (ТБк)
кюри (Ки) гигабеккерель (ГБк)
милликюри (мКи) мегабеккерель (МБк)
микрокюри (мкКи) килобеккерель (кБк)
нанокюри (KKK) беккерель (Бк)
пикокюри (пКи) милпибеккерелъ (МБк)
фемтокюри (фКи) микробеккерель (мкБк)
Активность, выра-
женная в единицах
кюри или в десятич- О I 2 3 4 5 6 7 8 9
ных кратных и доль-
ных единицах от
нее
АКТИВНОСТЬ, выраженная В единицах беккерель ИЛИ В ДЭСЯТИЧНЫХ кратных И ДОЛЬНЫХ ОТ нее
0 O 37 74 111 148 185 222 259 296 333
10 370 407 444 481 518 555 592 629 666 703
20 740 777 814 851 888 925 962 999 1036 1073
30 1110 1147 1184 1221 1258 1295 1332 1369 1406 1443
40 1480 1517 1554 1591 1628 1665 1702 1739 1776 1813
50 1850 1887 1924 1961 1998 2035 2072 2109 2146 2183
60 2220 2257 2294 2331 2368 2405 2442 2479 2516 2553
70 2590 2627 2664 2701 2738 2775 2812 2849 2886 2923
80 2960 2997 3034 3071 3108 3145 3182 3219 3256 3293
90 3330 3367 3404 3444 3478 3515 3552 3589 3626 3663
Пример. Пересчитать, чему будет соответствовать в новой системе единиц СИ активность, равная 8,3 мкКи. Из нижней части таблицы
следует 83 мкКи = 3071 кБк‚ поэтому 8,3 мкКи = 307‚1 KER.

коживущими продуктами распада радона используется практически
аналогичная единицщносящая название WLM (Working I£Ve1M0nth—- pa60-
чий уровень за месяц) — произведение концентрации продуктов распа-
да радона в единицах WL (pa6ot1m71 уровень, 1 WL = 1,3-105 МэВ/п) на
время, выраженное в ра Зочих месяцах (1 рабочий месяц равен 170 рабо-
чим часам). Практически (без учета разницы в продолжительности рабо-
чей недели в СССР и за рубежом) 1 ЭРЭМ = 1 WLM [3] .
E1:11«1Hm1b1 измерения эман, махе, стронциевая единица, цезиевая едини-
ца, ЭРЭМ, WLM не предусмотрены Международной системой единиц, но
встречаются в практике и научных публикациях.
1.4. СВЯЗЬ МЕЖДУ МАССОЙ РАДИОНУКЛИДА И ЕГО АКТИВНОСТЬЮ
В ряде случаев необходимо знать массу того или иного рашюнуклида
(без стабильного носителя) в исследуемом образце. Массу радионук-
лида т (г), активность которого С (Бк), можно рассчитать с помощью
следующих соотношений:
т = 3,3 . 10“3 ATC,
m = 2,0» 10*‘ ATC,
m = 1,2 . 101 АТС,
m'= 2,8 - 101 АТС,
т = 1,0 - 105 АТС,
если Т выражается в секундах;
если Т выражается в минутах;
если Т выражается в часах;
если Т выражается в сутках;
если Т выражается в годах.
Если необходимо найти активность (в Бк) 1 г радионуклида, то необ-
ходимо использовать следующие соотношетшя:
С = 3,0 - 102/ (А Tm) ‚ если Твыражается в секундах;
С = 5,1 / (А Tm) , если Т выражается в минутах;
С = 8,4 - 1O'2/ (АТт) , х если Т выражается в часах,
С = 3,5 - 1О'3/ (А Tm) , если Т выражается в сутках;
С = 9,6 - 1О`°/ (А Tm) , если Т выражается в годах.
Таблица 1. 7. Удельная активность и удельная масса радионуклидов
Период полу- Удельная активность,
Радионуклид распада Бк/Г Удельная масса, г/Бк
Тритий-З 12,3 года 3,57 - 1014 2,80 - 10‘15
Углерод-М 5730 лет 1,65 - 101 1 6,06 - 10‘11
Азот-16 7,2 C 3,61 - 1011 2,77 10'“
Натрий-22 2,60 года 2,31 - 1014 4,32 ~ 10"”
Harpuﬁ-24 15,0 ч 3,22 - 10” 3,10 - 10'”
Фосфор-32 14,3 сут 1,05 - 1016 9,48 - 1о"17
Сера-З5 88 сут 1,57 - 1015 6,37 - 10"”
Xnop-36 3,1 -105 лет 1,19 - 109 8,42 10"°
Аргон-41 1,83 ч 1,55 - 10”‘ 6,46 - 10"”
Капий-42 12,4 ч 2,23 - 10” 4,49 - 10“8
Кальций-45 165 сут 6,51 -10” 1,53 - 10"”
XpoM-51 27,8 сут 3,41 - 1015 2,93 - 10"1°

Продолжение табл. 1.7
Период полу-
Удельная активность,
Радионуклид распада БК/г Удельная масса, г/Бк
маргансл-54 303 сут 2,95 т 1014 3,39 - 10’15
Железо-55 2,6 года 9,25 т 1013 1,08 т 10"14
Марганец-бб 2,576 ч 8,03 т 1017 1,24 - 10'”
Кобальт-57 270 сут 3,14 -101“ 3,19 т 10'16
Железо-59 45 сут 1,82 т 1013 5,49 - 10'16
НикелЬ-59 8 т 104 лст 2,80 т 109 3,56 т 10"1°
КобалЬт-6О 5,26 лст 4,18 т 1013 2,39 - 10'14
Никель-63 92 года 2,28 т 1011 4,38 т 10"13
Медь-64 12,3 ч 1,42 т 101" 7,06 - 10"”
Цинк-бб 245 сут 3,03 - 1014 3,29 - 10‘15
rannnn-72 14,1 ч 1,14 - 1017 8.75 - 10“13
Мь1шьяк-76 26,5 ч 5,77 т 1016 1,73 т 10'17
вдсмт82 35,34 ч 4,00 - 1016 2,50 - 10’1"
1>y6nnnn-36 18,66 сут 3,01 - 1013 3,32 т 10"16
Стронций-89 52 сут 1,04 - 1015 9,58 - 10-16
Стронций-90 28,1 года 5,22 - 1012 1,92 - 10-13
Иттрий-ЭО 64 ч 2,01 т 1016 4,97 - 10'”
I/I'I'1‘pI«1i71-91 53,3 сут 9,03 т 1014 1,11 т 10'16
Молибден-99 67 ч 1,75 т 1016 5,73 т 10'1 '1
Технеций-99 6,0 ч 1,95 - 1017 5,12 - 10'13
Рутений-106 367 сут 1,24 т 1014 8,04 т 10'13
Йод-125 60 сут 6,44 - 1014 1,55 т 10'13
Йод-130 12,4 ч 7,18 - 1016 1,39 т 10'”
ﬂan-131 8,05 сут 4,59 т 1013 2,13 - 10'16
варил-юз 7,2 лет 1,38 - 1013 7,23 т 10'14
Цезий-134 2,06 года 4,81 т 1013 2,08 т 10"14
Це3ий-137 30,0 лет 3,22 т 1011 3,11 т 10'13
Барий-ИО 12,8 сут 2,70 - 1016 3,71 - 10"16
лантан-ИО 40,22 ч 2,06 т 1016 4,85 т 10"”
uepnn-141 33 сут 1,04 т 1013 9,62 т 10'16
Церий-144 284 сут 1,18 т 1014 8,47 т 10'16
Празеодим-144 17,3 мин 2,79 - 1016 3,58 т 10’1"
Прометий-147 2,62 года 3,44 т 1013 2,91 т 10’14
Тантал-182 115 сут 2,31 т 1014 4,33 т 10”16
вольфрам-юз 75 сут 3,48 т 1014 2,87 т 10“16
Иридий-192 74,2 сут 3,39 т 1014 2,95 т 10‘15
Золото-198 64,8 ч 9,03 т 1016 1,11 т 10'16
Золото-199 75,6 ч 7,70 т 1013 1,30 т 10'16
РтутЬ-20З 46,9 сут 5,07 т 1014 1,97 т 10'16
Таллий-204 3,8 года 1,71 т 1013 5,85 - 10"14
nononnn-210 133,4 сут 1,66 т 1014 6,02 т 10"16
Полоний-212 304 нс 6,47 т 1017 1,54 - 10"“
Радий-226 1602 года 3,65 т 101° 2,73 т 10’11
Торий-232 1,41 - 101° лет 4,03 т 103 2,48 т 10'4
Уран-233 1,62 - 106 new 3,51 - 106 2,85 т 10"9
Торий-234 24,1 сут 8,58 т 1014 1,16 т 10'13
Уран-234 7,1 т 103 лет 7,92 т 104 1,26 т 10'3
Уран-238 4,51 т1о° лет 1,23 - 104 8,12 т 10"6
Плутоний-239 2,44 - 104 лет 2,27 - 109 4,41 - 10-‘lo

В табл. 1.7. приведены mangle об удельной активности наиболее часто
встречающихся на практике радионуклидов и массе этих радионуклидов,
соответствующей активности в 1 Бк.
1.5. ХАРАКТЕРИСТИКИ РАДИОНУКЛИДОВ
В табл. 1.8 — 1.11 собраны данные по характеристикам радионуклидов,
часто встречающпахся в практике радиационного контроля. Данные, приве-
денные в табл. 1.11, могут быть полезны при проведении у-спектрометри-
ческих исследований различных объектов внешней среды в полевых и ла-
бораторных условиях. Для облегчения идентификации радионуклидов в
смеси неизвестного состава в этой таблице приведены по возможности
данные о двух других линиях у-излучения и их выхода на одни распад.
Таблица 1.8. Встречающиеся в практике радиационного контроля радионуклиды
(в алфавитном порядке)
18
Радионуклид Символ 1312220 ‘Ёолурас- Вид излучения [5]
Америций-241 24lAm 432,8 года а", е_‚ 7
Аргон-37 “А: 35,06 сут 7
Аргон—41 “Ar 1,83 ч В, 7
Барий-131 131321 11,8 сут 7,e'
Барий-ЮЗ 1 “Ba 10,5 лет 7, e+
Барий-137т ‘3'"”Ba 2,552 мин у, е“
Барий-ИО ИОВа 12‚789 сут В", е“, у
Берилий-7 7Ве 53,3 сут 7
BpoM—82 “Br 35,309 B’, 7
Висмут-207 20781 38 лет е_, 7
BncMyT-210 ‘Шва 5,012 сут а, В‘, 7
Вольфрам-ЮЗ ::~"w 75 CyT в‘
ВолЬфрам-187 7W 23,9 ч B—, e", 7
Fanonnmm-153 l53Gd 241,6 сут e‘, 7
Галлий-68 “Ga 68,0 мин 5*, 7
Галлий-72 I „(За 14,1 ч 8-, 7
Гафний-181 шит 42,4 сут В", е‘, у
Германий-П 7 I Ge 11,8 сут 7
Гольмий-166 166110 27,0 ч в", е“, 7
Диспрозий-159 159Dy 144,4 сут е‘, 7
Европий-152 152Еи 13,2 года B',ﬂ+,e',7
Enpormn-154 1 54Еи 8,5 лет В", е“, 7
Enpormﬁ-155 1 “Eu 4,96 лет (Г, е_‚ 7
Жепезо-55 5 5Fe 2,6 лет 7
Железо-59 “гс 45,1 сут в’, 7
Золото-195 l95Au 192 сут е", 7
Золото-198 198Аи 2‚6946 сут 8-, e‘, 7
3OJ’IOTO-199 199/Xu 3,13 сут В“, е_‚ 7
Индий-113т 113т1п 99,4 мин е’, у
Индий-114 mm 71,9 с 1315“, у
I/I1-{mm-114m I Mmln 49,51 сут е“, 7 (доч. пр.)
Йод-125 “$1 59,89 сут е", у

Продолжение табл. 1.8
Перио полу pac-
Радионуклид Символ “ада 4] Вид излучения [S]
1363-129 1991 1,57 -107 лет В’, е", 7
Йод-130 1391 12,36 ч (Тку
йсд-1з1 “Ч 8,04 сУТ ВЁ e’, 7
1/1pm1m:1-192 1991: 74,02 сут В‘, е“, 7
иридтш-194 1941: 19,15 ч 1717
Иттербий-169 l69Yb 30,7 сут е-, 7
1/11-1111111-90 9°Y 64,1 :1 в‘, 7
1/11-11511171-91 “Y 53,51 сут В‘, 7
1<a11111140 “°K 1,28 - 109 лет в, 7
Капий-42 “к 12,4 ч в“, 7
КалЬций-45 “Ca 165 сут В’
Кальций-М “Ca 4,55 сут В‘, 7
1<a111:11111-109 ‘°9cd 453 сут е’, 7
Кадмий-115 11506 53,5 ч в‘, 7
Кадмий-115т “5’"cc1 44,6 сут в’, 7
Кобалът-57 “Co 271,4 сут е“, 7
КобалЬт-58 58Со 70,8 сут в’: 7
КобапЬт-60 боСо 5,3 года B—, 7
Криптон-85 85Kr 10,7 лет В’, ‘у
Ксенон-ЮЗ 133Хе 5,2 сут —, e—, 7
JIaH'raH-140 “‘°La 40,2 ч в“, 7
Лютеций-177 1 “Lu 6,7 сут B-, e’, 7
Manmﬁ-28 “Mg 20,9 ч В‘, е’, 7
Mapraneu-54 “Mn 312,3 сут е”, 7
Men]:-64 “cu 12,71 ч в", е‘, ", 7
Молибден-99 99Мо 66 ч В’, 7
MmnLsn<—74 "As 17,8 сут в’, 5*, 7
Мышьяк-76 “As 26,3 ч В‘, 7
мьшхьяк-77 ПАЗ 33133 Ч B-1 ‘У
Натрий-Ц 22Na 2,6 года 3+ , 7
Натрий-24 “Na 15 ч В”, 7
Неодим—147 “*"N11 11,1 сут в”, е’, 7
НикелЬ-63 “Ni 92 года В-
Ниобий-ЭБ 95ЫЪ 35 сут B17
Осмий-191 19103 15,4 сут в’, е“, 7
Палладий-ЮЗ ‘°31>d 17 сут 7
Палпадий-ШЭ 1°9Рс1 13,5 ч В", е”, 7
Ilrryronnﬁ-238 238Pu 87,75 года а, X
Плутоний-239 999911 2,4060-10416111 а, х
Полоний-ДО “°гс 138‚4 сут а, 7
Празеодим-142 142Рг 19,1 ч B’. 7
празеодим-ИЗ МЭР: 13,6 сут В"
Празеодим-144 l44Pr 17,3 МИН В’, 7
Прометий-147 147Pm 2,62 года в"
Протактгший-2ЗЗ 2331921 27 сут В’, е_‚ 7
Hporarcrmmﬁ-234 234Pa 6,7 ч В“, е‘, 7
Радий-226 226Ra 1600 лет а, е_, 7 (дач. пр )
19

Продолжение табл. 1.8
пери‘) "°‘"ypac' Вид излучения [S]
Радист-нуклид Символ лада 4]
Рений-186 ‘3°Re 90,6 ч в", е“, 7
Родий-106 ‘°‘Rh 30 c B‘, 7
Рубидий-Зб “Rb 18,7 cyr в", 7
Рутений-97 97Ru 2,9 сут е_‚ 7
Рутений-ЮЗ l°3Ru 39,4 сут [3_‚ 7
Рутений-Шб ‘°°Ru 368 сут B", 7 (J1o=1.np-)
Ртуть-197 ‘9"Hg 64,1 ч е’, 7
PTYTL-197 т 197mHg 23,8 Ч 9-» 7
РтутЬ-203 "энд 46,8 сут ВЁ e", 7
Самарий-151 I 5 1 Sm 90 лет B—, e’, 7
Самарий-15З l53Sm 46,4 ч В“, е’, 7
CeHeH-75 "5sé 118,4 cyr е“, 7
Серебро-ПО 1 l°Ag 24,4 с B’, 7
Cepe6po-110m 1 ‘°’"Ag 250,4 сут в‘, е‘, 7
Cepeﬁpo-111 1 1 ‘Ag 7,5 сут B17
Cepa-35 358 88 сут B"
Cmmeu-210 “°1>b 22,3 года а, В’, е, 7
Скандий-46 “so 83,8 сут В’, 7
Стронций-85 85S: 64,7 сут е" ‚ 7
Стронций-З 7т 87mSr 2,8 ч e’, 7
Стронций-89 8981 51 сут (Г, 7
Crponmm-90 9051 28,1 года В‘ (доч. пр.)
Сурьма-122 122$Ь 2,7 сут B-, т, 7
CypI=Ma-124 124Sb 60,2 сут (Г, 7
СурЬма-125 l25Sb 2,8 года _‚ e’, 7
Tanmm-204 2°4Т1 3,8 года 5-, 7
Тантал-182 l82Ta 115 сут 5-, e_,7
TeHHyp-132 l32Te 78,2 ч В’, е", 7
Тербий-160 ‘°°ть 72,3 сут в’, е’, 7
Технеций-99 99тс 2,12 - 10‘ Her B’
Технеций-99т 99тТс 6,0 ч е‘, 7
Tmaa-44 “Ti 47,3 сут e’, 7 ~(z1oq.np.)
Topuﬁ-232 232Th 1,405 - 101° Her a, в, 7 (доч. пр.)
Тулий-ПО I 7°Тт 128‚6 сут B—, e—, 7
Уран-238 2381) 4,51 - 109 лет а, е’, 7 (доч.пр.)
Углерод-И I 4C 5730 лет B‘
Фосфор-32 “P 14,3 сут В-
Хлор-36 3°с1 3,0 - 105 Her В; 7
Хром-51 5 lCr 27,7 cyr e , 7
Цезий-131 mes 9,7 сут 7
Цезий-134 I 34Cs 2,06 года 5-» 7
Цезий-137 l37CS 30,174 РОДа B-» е: 7 (доч. пр.)
Церий-141 l4lCe 32,5 сУТ -9 е} 7
Церий-144 144Се 284‚3 сут В", е ‚ 7
Цинк-65 65 Zn 244,1 cyr В; e’, 7
Цинк-69 69211 55,6 мин В
Цирконий-95 9521 64,05 сут 5'37 (доч. пр.)
Эрбий-169 “‘°Er 9,3 сут В‚ е ‚ 7

Шблица 1.9. а-Излучатели, расположенные в порядке возрастания
шергии а-частиц [5]
Энергия, МэВ Нуклид Период полураспада Выход, %
1,83 1441111 2,4 - 1018 лет 100
2,14 188011 1,1 - 1014 лет 100
2,23 1478111 1,05 - 1011 лет 100
2,46 1488111 7 - 107 лет 100
2,50 174нг 2 - 1018 лет 100
2,73 188611 2,1 -105 лет 100
3,18 148011 84 года 100
3,18 19891 6- 101 1 лет 100
3,95 888111 1,41 - 101° лет 23
4,011 888111 1,41 - 101° лет 77
4,15 88811 4,51 - 109лет 23
4,200 88811 4,51 - 109 лет 77
4,366 88811 7,1 -108 лет 18
4,396 88811 7,1 - 108 лет 57
4,415 88811 7,1-108 лет 4
4,44 88811 2,39 - 107 лет 26
4,493 23511 2,39 - 107 лет 74
4,556 88811 7,1 -108 лет 4
4,57 81°тв1 3 - 105 лет 6
4,597 88811 7,1 -108 лет 5
4,599 225Ra 1602 года 6
4,617 889111 8,0 - 104 лет 24
4,684 889111 8,0 - 104 лет 76
4,722 88411 2,47 - 108 лет 28
4,733 8811>а 3,25 - 104 лет 11
4,765 237Np 2,14 - 105 лет 17
4,770 887ыр 2,14 - 105 лет 19
4,773 88411 2,47 - 108 лет 72
4,778 88811 1,62 - 105 лет 15
4,782 225R-a 1602 года 95
4,787 237Np 2,14-105 лет 51
4,811 889111 7340 лет 11
4,821 88811 1,62 - 108 лет 83
4,842 889111 7340 лет 58
4,863 848911 3,79 - 108 лет 24
4,896 841 Pu 13,2 года 0,002
4,899 889111 7340 лет 11
4,903 848111 3,79 - 108 лет 76
4,92 81°тв1 3 - 105 new 36
4,95 887Ае 21,6 лет 1,2
4,951 8811111 3,25 - 104 лет 22
4,96 81°’"в1 3 - 105 new 58
4,697 889111 7340 лет 6
5,013 8811>а 3,25 - 104 лет 24
5,028 8811>а 3,25 - 104 лет 23
5,054 889111 7340 лет 7
5,058 8811>а 3,25- 104 лет 11
5,105 889911 24 400 лет 12
21

Продолжение табл. 1.9
22
Энергия, МэВ Нуклид Период полураспада Выход, %
5,123 24°Pu 6580 лет 24
5,143 33996 24 400лет 15
5,156 3391>и 24 400 лет 73
5,168 34°Ри 6580 лет 76
5,234 343Аш 7,95 - 103 new 11
5,267 33311 72 года 32
5,276 243Am 7,95 ~ 103 лет 88
5,305 31°1>с 138,4 сут 100
5,306 345ст 9,3 - 103 new 7
5,324 33311 72 года 68
5,342 343сш 5,5 - 103 лет 19
5,344 333ть 1,910 года 28
5,362 345ст 9,3 - 103 лет 80
5,386 34°ст 5,5 -103 лет 81
5,42 349в1< 314 сут 0‚0015
5,427 333ть 1.910 года 71
5,443 341А 458 new 13
5,447 224Ra 3,64 eyw 6
5,448 31481 19,7 мин 0,012
5,456 2З8РЦ 86 лет 28
5,486 34 ‘Ат 458 лет 86
5,490 333кл 3,823 сут 100
5,499 238РЦ 86 лет 72
5,512 314131 19,7 мин 0,008
5,52 347вк 1,4 - 103 лет 58
5,537 333Ra 11,43 eyw 9
5,605 333Ra 11,43 сут 26
5,666 35 ‘Cr 800 new 55
5,68 343131: 1,4 - 103 new 37
5,684 334116 3,64 сут 94
5,707 337тп 18,2 сут 8
5,714 333Ra 11,43 сут 54
5,73 333Ас 10 сут 10
5,742 343ст 32 года 12
5,745 333Ra 11,43 сут 9
5,755 3331311 18,2 сут 20
5,763 344ст 17,6 лет 23
5,786 243Ст 32 года 73
5,79 335Ас 10 сут 28
5,806 344ст 17,6 лет 77
5,812 34901 360 лет 84
5,816 331111 20,8 сут 32
5,83 225Ac 10 сут 54
5,846 33 ‘Cr 800 new 45
5,868 31 1А1 7,21 ч 41
5,87 313131 47 мин 2
5,887 33°11 20,8 сут 68
5,976 337ть 18,2 сут 23

Продолжение табл. 1.9
Энергия, МэВ Нуклид Период полураспада Выход, %
5,987 25°сг 13 лет 17
5,994 243Cm 32 года 6
6,002 218Р0 3,05 мин 100
6,031 25°сг 13 лет 83
6,037 222тн 18,2 сут 24
6,051 2 2281 60,6 мин 25
6,061 243Cm 32 года 6
6,071 242ст 163 сут 26
6,076 252С1 2,65 года 15
6,090 2 2281 60,6 мин 10
6,115 242cm 163 сут 74
6,119 25201 2,65 года 84
6,126 222121 4,8 мин 15
6,22 22616 30,9 мин 19
6,278 22181 2,15 мин 16
6,28 219А1 0,9 мин 97
6,287 22°тц 55 с 100
6,34 226тн 30,9 мин 79
6,340 2221:: 4,8 мин 82
6,424 219126 4‚0с 8
6,437 254183 276 сут 93
6,551 2‘9Rn 4,00 11
6,56 222112. 38 c 96
6,622 22181 2,15 мин 84
6,640 25253 20,47 сут 90
6,65 212711 2 c 6
6,70 22241 2 с 94
6,777 “бро 0,15 с 100
6,818 22986 4‚0с 81
7,027 2551=m 20,1 ч 93
7,158 25“Fm 3,24 ч 14
7,200 2541216 3,24 ч 85
7,28 2‘“"1>o 25 с 91
7,448 2l1PO 0,52 с 99
8,88 2”mPo 25 c 7
11,65 2‘2'"Po 45 с 97
Таблица 1.10. Средняя и максимальная энергия В-излучения радионуклидов [5]
энергия’ M33 Энергия, МэВ Энергия, МэВ
НУКПИД НУКПИД Нуклид
- - макси-
средняя 21:22:05: средняя 3353631 средняя мальная
Зн 0,005 0,018 “с 2,871 9,775 “F 2,624 5,683
6Не 1,571 3,515 ‘90 1,708 4,601 23116 1,903 4,372
1°86 0,229 0,555 2°о 1,242 2,850 “Ne 0,794 1,980
“с 0,049 0,158 2°F 2,486 5,403 “Na 0,553 4,170
23

Продолжение табл. 1.10
Энергия’ M33 Энергия, МэВ Энергия, МэВ
Нуклид Нуклид макс Г Нуклид макси.
Средняя средняя 111111311 169911177“ мазтьная
“Na 1,510 3,801 “Со 1,577 3,600 9°Y 0,931 2,245
761111 3,124 6,700 “Ni 0,017 0,066 “Kr 1,561 3,600
"Mg 0,689 1,763 64011 0,188 0,573 “Rb 1,849 4,200
“Mg 0,155 0,457 66111 0,667 2,100 “Sr 0,624 2,665
66,41 1,244 2,868 66111 0,064 0,224 “Y 0,615 1,548
79,41 1,034 2,500 66011 1,062 2,630 “Sr 0,213 1,500
36,41 2,307 5,050 67011 0,146 0,577 “Y 1,454 3,600
3 1 Si 0,588 1,476 6 6011 1,284 3,000 “Y 1,185 2,890
3781 0,028 0,100 69211 0,324 0,913 932: 0,015 0,063
“P 0,694 1,709 "°Ga 0,644 1,650 9417 2,368 5,320
33P 0,076 0,248 , 71211 0,921 2,240 94Nb 0,156 0,500
34P 2,075 5,100 79211 0,116 1,600 9621 0,115 1,130
368 0,048 0,167 ` “Ga 0,429 3,166 961111 0,046 0,930
3601 0,252 0,714 73Ga 0,433 1,480 95Y 1,507 3,500
378 0,795 4,750 74011 1,021 4,300 96Nb 0,244 0,707
38$ 0,463 3,000 74.41 0,405 1,355 9721 0,713 1,910
3601 1,515 4,924 76011 1,425 3,300 971111 0,464 1,267
3901 0,847 3,450 7606 0,404 1,137 98TC 0,086 0,300
39,41 0,219 0,565 76011 2,741 6,000 99111, 1,359 3,200
4°к 0,541 1,322 76,41 1,085 2,970 99116 0,398 1,215
“Ar 0,479 2,515 7706 0,637 2,270 99т6 0,085 0,295
“K 1,446 3,559 "As 0,221 0,684 161м6 0,419 2,230
43к 0,301 1,838 7606 0,317 0,900 161т6 0,478 1,320
46011 0,076 0,254 76,41 1,471 4,270 l02MO 0,436 1,200
4686 0,112 1,465 79As 0,945 2,300 167т6 1,835 4,200
47011 0,341 2,000 7986 0,058 0,158 1611211 0,144 0,470
4786 0,160 0,601 66в1 0,748 2,000 166т6 1,025 2,500
4686 0,220 0,643 61,41 1,663 3,800 1631211 0,062 0,710
49011 0,758 1,984 8138 0,531 1,400 164т6 0,978 2,400
4986 0,826 2,011 67131 0,137 0,444 1641211 0,988 2,441
6686 1,538 3,500 “Br 0,335 0,960 1661211 0,415 1,870
61т1 0,870 2,142 “Br 1,221 4,680 1661211 0,167 0,563
“V 1,069 2,532 641211 0,582 1,648 106R1l 0,009 0,039
53V 1,068 2,530 2:13: 1,037 2,500 1361211 1,415 3,541
“V 1,438 3,300 “Kr 0,249 0,672 7RD 1,637 4,008
6601 1,220 2,850 “Rb 0,622 1,777 1671211 0,425 1,201
6601 0,587 1,500 „В: L372 3»000 1°"1>d 0,013 0,035
66м11 0,860 2,850 „Кг L334 3›600 1661211 0,466 1,320
67м11 1,099 2,600 99190 0,079 01774 1661211 1,821 4,500
6906 0,116 1,560 „К! 0,367 2»600 166411 0,624 1,650
99136 0,069 0,240 99130 2,034 51177 169111 0,359 1,025
29 Со 0,094 1,478 “KI 1:395 £33’ 1 1°Ag 1,176 2,869
“Fe 1,193 2,800 891“) gag? 1=47O 1111>d 0,848 2,130
62CO 0,463 1,231 9931 › › 4 111Ag 0,350 1,050
Co 0,933 2,33 1 Sr 0,200 0,54 1 12Pd 0,078 0,277

Продолжение табл. 1.10
Энергия, МэВ Энергия, МэВ ЭнеРГИЯ, МЗВ
Нуклид Нуклид НУКЩЩ макси
средняя 22:52“ средняя :::::M средняя мальвы
1331 0,319 1,433 133Е0 0,044 0,247
1 11Ag 1,438 4,040 1 33x0 0,307 0,919 1 3380, 0,175 0,730
1 1310 0,211 0,656 133cs 0,057 0,210 1 “Eu 0,425 2,447
11390 1,397 3,300 133cs 0,108 0,657 137130 0,366 1,270
1 1490 0,519 1,400 13”x0 1,522 3,600 1 “Eu 0,060 2,650
11“Ag 2,018 4,600 13"cs 0,195 1,167 13310 0,271 0,845
1 1410 0,776 1,984 133x0 0,961 2,400 1 33130 0,855 2,200
1 1 5Ag 1,249 2,900 1 3 Bcs 1,095 3,400 1 5300 0,294 0,948
1 1 5 Cd 0,318 1,110 1 3313 0,056 0,205 1 °°Еи 1,499 3,600
1 “In 0,201 0,630 1 39с3 1,600 4,000 7б°ТЪ 0,189 1,700
119А8 2,211 5,000 139130 0,910 2,340 19160 0,584 1,599
11910 1,387 3,290 14°ва 0,232 1,010 161ТЬ 0,155 0,577
1 1 710 0,245 0,745 1‘1°La 0,490 2,200 IMHO 0,319 0,990
113cd 0,267 0,800 14113, 1,153 2,333 133131: 0,440 1,280
11310 1,754 4,250 14113 0,953 2,430 1331эу 0,060 0,400
11910 ' 0,605 1,600 141с0 0,144 0,580 176Но 0,610 1,852
131110 0,876 2,200 14313 1,323 4,250 1178Но 0,716 1,900
13110 1,202 2,900 1420, 0,329 2,153 139Е1 0,096 0,340
17180 0,111 0,383 14313 1,374 3,300 17°Но 1,257 3,100
11180 0,527 1,971 143се 0,371 1,380 17°Тт 0,315 0,967
13310 1,391 3,300 14391 0,314 0,933 171Ег 0,355 1,490
13380 0,455 1,260 144се 0,081 0,320 171Тт 0,025 0,098
13481, 0,385 2,313 1449, 1,208 2,984 177Тт 0,511 1,830
13380 0,914 2,330 143се 0,773 2,000 173Тт 0,296 0,900
13381, 0,084 0,612 1439: 0,682 1,799 174Тт 0,980 2,500
13381, 0,737 1,900 143се 0,224 0,700 175Тт 0,757 2,000
1331 0,298 1,250 1439, 1,292 3,780 ”5Yb 0,125 0,467
13781, 0,375 1,500 143910 0,233 0,725 17°Тт 1,761 4,200
137те 0,223 0,695 1471510 0,227 0,810 ”°Lu 0,104 0,362
13381, 0,199 2,900 14790, 0,062 0,225 177УЬ 0,465 1,380
1331 0,791 2,120 14390, 0,682 2,450 17710 0,140 0,497
13981, 0,729 1,870 1491510 0,428 1,500 17910 0,886 2,300
139те 0,498 1,590 14990, 0,364 1,071 17910 0,476 1,350
1391 0,040 0,150 13390, 0,762 3,122 19°Ьи 1,339 3,300
1331 0,276 1,020 15°Еи 0,309 1,070 ””Hf 0,119 1,050
13°cs 0,132 0,442 1311510 0,617 1,995 ‘ЮНГ 0,149 0,500
13110 0,723 2,141 13190, 0,312 1,200 197Та 0,094 0,524
1311 0,180 0,810 13180, 0,019 0,077 ”‘3Hf 0,496 1,400
131T0 0,047 0,220 13390, 0,858 2,200 193Та 0,191 0,776
1331 0,512 2,920 13380 0,288 1,840 199Та 0,419 1,360
133те 0,964 2,400 13390, 0,614 1,650 135Та 0,624 1,718
1331 0,418 1,540 13380, 0,233 0,804 133w 0,124 0,427
133x0 0,099 0,343 13490, 0,995 2,500 133та 0,838 2,200
1341 0,663 2,410 134130 0,228 1,850 133120 0,941 1,066
13‘1cs 0,152 1,453 13350, 0,558 1,530 137w 0,236 1,307
25

Продолжение табл. 1.10
Энергия, МэВ ЭНВРГШЪ МэВ Энергия’ МэВ
Нуклид Нуклид НУКПУЩ макси
светя "..‘.‘?,‘f.f,‘.1,,, с °P°mm §‘,25,‘.‘f,’.‘,.,. °”1“""‘ Mama»
111w 0,256 0,800 1°6Au 0,071 0,259 1°5Hg 0,590 1,650
1“8Re 0,776 2,116 1971: 0,642 2,000 9°°т1 0,557 1,571
199126 0,237 0,750 1971>1 0,303 0,670 1°”T1 0,503 1,441
19°Re 0,556 1,700 1911: 1,457 3,600 99911 0,562 2,380
191кс 0,661 1,800 191Au 0,315 1,371 9°9т1 0,733 1,990
191оз 0,036 0,139 199.40 0,084 0,460 9°9Рь 0,195 0,637
1”Ir 0,175 0,670 1°°Au 0,669 2,210 11°1>b 0,005 0,061
199 0,350 1,127 1°1Au 0,519 1,500 91°в1 0,390 1,161
1 9411 0,755 2,233 9°9Аи 0,698 1,900 1 1 1Рь 0,443 1,390
19503 0,746 2,000 1°3Hg 0,057 0,212 111131 0,181 0,600
1 951: 0,297 1,000 9°4т1 0,267 0,765 9 1 91>ь 0,106 0,586
Таблица 1.11. ‘у-Излучение радионуклидов, встречающихся при радиационном контро
Энергия E1 ,
Выход на
кэВ нуклид распад‚% T1/2
14,4 “co 9,5 271 сут
26,4 941Ат 2,5 433 года
29,0 234Th 6,5 Допгоживущий
30,0 14°ва 19,0 12,8 сут
39,6 1991 7,5 1,6 - 107 лет
39,9 9 1 9 Bi 1,1 Допгоживущий
46,5 9 191>Ь 4,0 „
53,2 13-°’Ba 2,2 10,5 лет
59,5 9 “Am 35,3 433 года
60,0 1551211 1,3 4,96 года
63,0 234Т11 3,5 Допгоживуший
66,9 “без 12,5 13,0 сут
79,6 1991321 2,4 10,5 лет
80,1 144сс 1,6 284 сут
80,1 19 11 2,6 8,04 сут
81,0 199ва 33,4 10,5 лет
81,0 199хс 37,1 5,25 сут
86,3 136Cs 6,3 13,0 сут
86,5 155Eu 32,0 4,96 года
88,0 1°9са 3,7 453 сут
93,0 994111 4,0 Долгоживущий
99,6 999Ас 1,3 6‚13ч
105,3 1 55Eu 20,0 4,96 года
121,8 151Eu 25,4 13,2 года
122,1 “Co 85,6 271 сут
123,1 154Еи 39,0 8,5 года
26

Продолжение табл. 1.10
Энергия, МэВ
Энергия, МэВ
Энергия, МэВ
Нуклид НУКЛИД Нуклид
спешит средняя время :::::::,::,,
2 3 3в1 0,783 2,255 33 ‘Th 0,059 0,305 24°Np 0,280 0,890
3341>ь 0,214 0,980 333т11 0,410 1,230 343ыр 0,458 1,360
33311: 0,382 1,150 3331>а 0,063 0,568 3431>и 0,005 0,021
225Ra 0,089 0,320 234111 0,046 0,193 343Ат 0,188 0,630
333Ас 0,400 1,200 334га 0,146 0,500 344Ат 0,510 1,500
333ка 0,444 1,310 334га 0,476 1,400 2“5Am 0,287 0,910
337Ас 0,010 0,043 33311 0,067 0,248 3431>и 0,053 0,330
“Ska 0,014 0,055 238N 0,206 1,240 343в1< 0,194 0,650
23°Ra 0,401 1,200 33311 0,401 1,210 343сш 0,282 0,900
“°Ac 0,807 2,200 239Np 0,135 0,723 349в1< 0,026 0,102
2‘°’°Ra 0,117. 0,410 34311 0,101 0,360 333сг 0,073 0,270
333Ас 0,765 2,100
ле различных объектов внешней среды, c интенсивностью более 1 % [4,5]
-—:
E B Выход на Е КЭВ Выход на Источник образо-
2 ’ K3 pacnan,% 3 ’ распад‚% вания
122,1 85,6 136,5 10,6 Активация
59,5 35,3 16,7 х 38,2 3431>и
63,0 3,5 93,0 4,0 33311
162,7 8,5 304,9 5,9 Выпадения
30,4 Х 70,3 —— — „
727,2 7,0 1620‚8 1,8 333ть
__ _ _ _ 238U
81,0 33,4 31 X 96,9 Выпадения
26,4 2,5 16,7 х 38,2 343111
86,5 32,0 105,3 20,0 Выпадения
93,0 4,0 29,0 6,5 33311
33,9 Х 16,7 86,3 6,3 Деление
79,6 2,4 53,2 2,2 Выпадения
133,5 11,1 696,5 1,3 „
364,5 81,2 284,3 6,1 Деление
276,4 7,3 79,6 2,4 Выпадения
79,6 0,2 31,0 Х 37,9 Деление
66,9 12,5 153,2 7,5 „
105,3 20,0 60,0 1,3 Выпадения
22,6 Х 102 — —— Активация
63,0 3,5 29,0 6,5 33311
129‚1 2,5 209‚5 4,1 333ть
86,5 32,0 60,0 1,3 Выпадения
344‚3 24,5 244,7 6,8 „
136,5 10,6 14,4 и 9,5 Активация
247,9 6,8 591,8 5,0 Выпадения
27

Энергия E1,
Bmxup, на
28
КЭВ Нуьлнд pdumu’% T1/2
127,2 ‘мкл 88,0 3 года
129‚1 2 2 8Ас 2,5 Долгоживущий
133,5 1“4Ce 11,1 284 сут
136,5 57Со 10,6 271 сут
138,1 138С$ 1,5 32 2 мин
145,4 141cc 48,0 32,5 сут
151,2 85тК1 75,5 4,48 ч
153‚2 ‘Збсз 7,5 13,0 сут
153‚8 138Хе 6,0 14,2 МИН
162‚7 ИОВа 8,5 12,8 сут
163,9 136Сз 4,6 13,0 сут
165,9 139Ce 80,0 138 сут
155,0 “К: 3,1 2,84 ч
176,3 1 2556 6,9 2,77 года
176,6 l36Cs 13,6 13 сут
1 85 ‚О 2 3 5 U 54 ‚О Допгоживупшй
186,1 226Ra 3,4 1602 года
192,3 „Ре 3,0 45,1 сут
196,3 "К: 26,0 2,84 ч
197.9 швы „ 75,0 3 года
209‚5 228Ас 4,1 Допгоживущий
227‚8 138Cs 1,5 32,2 МИН
233,2 132”2xe 10,3 2,19 сут
238‚6 2 1 2Pb 45,0 Допгоживупшй
241‚0 22‘1Ra 4,0 ‚‚
241,9 2 “из 7,0 „
242,6 138Хе 3,5 14,2 мин
244‚7 1 “Eu 6,8 13,2 года
247,9 1 54Eu 6,8 8,5 лет
247,9 1-25x6 90,1 9,09 ч
258,3 138Хе 31,5 14,2 мин
27О‚2 228Ас 3,8 Долгоживущий
273,7 136Сз 12,7 13,0 сут
276,4 133Ва 7,3 10,5 лет
277,2 2°8T1 2,4 Допгоживупшй
279,2 "энд 81,5 46,6 сут
284,3 1311 6,1 8,04 сут
295,2 2 “Pb 17,9 Долгоживуцшй
300‚6 2 1 2P6 3,4 ‚‚
302,9 133Ва 18,7 10,5 лет
3О4,9 14°Ва 5,9 12,8 сут
304,9 85’"K: 14,0 4,48 ч
320‚1 “ст 9,9 27,7 сут
326,0 1°1Rh 11,0 3 года
3 28,0 2 2 8 Ac 3 ,3 Допгоживущий
328,8 14°La 20,0 40,2 ч
338,5 2 2 8Ac 12,3 Долгоживущий
340,6 136Сз 46,8 13 сут

Продолжение табл. 1.11
E2 9 КЭВ ;:1;x:1c;)l;11,£a E3 ’ КЭВ ‘Вхёгёаа западник Образо-
197,9 75,0 326,О 11,0 „
99,6 1,3 209,5 4,1 232111
696,5 1,3 80,1 1,6 Выпадения
122,1 85,6 14,4 9,5 .i\31<8TnBau1«15I
227,8 1,5 462,8 30,7 Xe
36,8 X 17,0 — — Деление
304,9 14,0 —— — „
86,3 6,3 1б3,9 4,6 „
242‚6 3,5 258‚3 31,5 ”
304,9 5,9 30,0 19,0 Выпадения
153,2 7,5 176,6 13,6 Деление
34,1 Х 83,4 — — Активация
196,3 26,0 362,2 2,2 Деление
427,9 30,0 380,5 1,5 Выпадения
1б3,9 4,6 273,7 12,7 Деление
143,О 0,5 204,0 0,2 Естеств.
— — — — Естеств.
1099,2 56,1 1291,6 43,6 Активация
362,2 2,2 166,0 3,1 Деление
127,2 88,0 326,О 11,0 Выпадения
129,1 2,5 27о‚2 3,8 232111
138,1 1,5 409,0 4,7 ‘38xe
30,2 X 56,6 7‘ “ Деление
30О,6 3,4 - -
— — — — Th
295,2 17,9 352,0 35,0 23811
153,8 6,0 258‚3 31,5 Деление
121,8 25,4 344,3 24,5 Выпадения
123,1 39,0 591,8 5,0 „ ‘
608,2 2,9 31 X 5,0 Деление
242‚6 3,5 396‚4 6,3 „
209,5 4,1 328,0 3,3 232111
176,6 13,6 340,6 46,8 Деление
3О2,9 18,7 81,0 33,4 Выпадения
510,7 9,0 583,1 30,0 232111
74,6 X 12,8 — — Выпадения
364,5 81,2 80,2 2,6 Деление
352,0 35,0 241,9 7,0 "вы
238,6 45,0 — - 2”ть
276,4 7,3 356,0 62,4 Выпадения
162,7 8,5 423,7 4,4 „
151,2 75,5 — - Деление
— — — -— Активация
127,2 88,0 197‚9 75,0 Выпадения
27о‚2 3,8 338,5 12,3 222Th
43l32,6 2,9 487,1 46,7 123:IgnaI1eHH5i
28,0 3,3 409,5 2,1 Th
273,7 12,7 818,5 100 Деление
29

Энергия Е 1 ‚
Выход на
30
кэВ нуклид распад, % T1/2
344,3 1 52Eu 24,5 13,2 года
352,0 2 1 41>ь 35,0 Долгоживущий
356‚О ‘Ззва 62,4 10,5 лет
362,2 “к: 2,2 2,84 ч
364,5 “Ч 81,2 8,04 сут
38О‚5 12551) 1,5 2,77 года
383,9 133Ва 8,9 10,5 лет
396,4 l38Xe 6,3 14,2 МИН
401.4 138Хе 2,2 14,2 мин
402,6 “К: 49,5 76,3 мин
409‚0 13803 4,7 32,2 МИН
4О9,5 2 2 8 Ac 2 ‚1 Допгоживущий
411,1 152Еи 2,0 13,2 года
415,3 ‘°”"Rh 2,1 2,89 года
418,5 ‘°”"Rh 9,4 2,89 года
42о‚4 тткь 3,2 2,89 года
423‚7 ”°Ba 4,4 12,8 сут
427,9 "Ssh 30,0 2,77 года
432,6 мы 2,9 40,2 ч
434,5 ’33xe 20,3 14,2 мин
437‚5 14038 2,7 12,8 мин
444,0 l52Eu 2,9 13,2 года
446,8 1 mm!‘ 3,7 251 сут
462,8 l38Cs 30,7 32,2 мин
463‚О 228.40 4,7 Допгоживуцшй
463,4 125513 10,6 2,77 года
468‚6 трат 2,9 206 сут
475,1 ‘МКВ 46,0 206 сут
475,1 ‘°”"Rh 95,0 2,89 года
475,4 134Сз 1,5 2,06 года
477‚6 "Be 10,3 53,2 сут
487,1 ”°La 46,7 40,2 ч
497‚1 ‘°3Ru 86,4 39,4 сут
510‚7 "811 9,0 Долгоживущий
511,0 “Zn 2,9 244 сут
511,0 58Co 30,0 70,8 сут
511,0 “Na 180,8 2,60 года
511‚8 ‘°6 Ru 20,5 368 сут
514‚0 355: 98,0 64,9 сут
526,6 1-°'5’"x 81,2 15,3 мин
537,3 ”°Ba 34,0 12,8 сут
546‚9 138С$ 10,8 32,2 МИН
556,6 “”Rh 2,0 206 сут
563‚2 ’3“cs 8,4 2,06 года
569‚З ‘34сс 15,4 2,06 года
569,7 ’°7Bi 97,8 38 лет

продолжение табл. 1 11
Е 2 ‚ кэВ I;‘;Icx:aI;,I;: Е 3 9 кэВ I;I;lcxr:)aI:‘1,l;: 3I¢d)(1:s12.3;«1}:1HK обра-
244,7 6,8 411,1 2,0 gzrsnanenm
241,9 7,0 295,2 17,9 U
302,9 18,7 383,9 8,9 Въптадения
196‚3 26,0 834,8 13,0 деление
637,0 7,3 284,3 6,1 деление
176,3 6,9 427,9 30,0 Выпадения
356,0 62,4 302,9 18,7 ‚э
258‚3 31,5 4О1‚4 2,2 Деление
434,5 20,3 396,4 6,3 „
845,4 7,3 673,9 1,9 „
227,8 1,5 462,8 30,7
338,5 12,3 463,0 4,7 Th
334,3 24,5 444,0 2,9 Выпадения
418‚5 9,4 420,4 3,2 „
415‚3 2,1 420‚4 3,2 „
418,5 9,4 475,1 95,0 „
437,5 2,7 304,9 5,9 „
380,5 1,5 463,4 10,6 „
487,1 46,7 328,8 20,0 »
401,4 2,2 1114,3 1,5 „
537,3 34,0 423,7 4,4 „
411‚1 2,0 778,9 12,0 „
657,7 94,7 620,3 2,8 f-3I<8mBauH£
546,9 10,8 409,0 4,7 2 „Хе
409,5 2,1 755,1 1,1 Th
427,9 30,0 600,6 18,1 Вьшадения
475,1 46,0 556,6 2,0 »
468,6 2,9 556,6 2,0 n
628,1 8,3 420,4 3,2 „
563,2 8,4 569,3 15,4 деление
_ __ __ „ Космическое
излучение
751,9 4,3 432,6 2,9 Выпадения
610,3 5,3 — е 232”
277,2 2,4 583,1 30,0 Th
1115,8 50,8 — — Активация
810,8 99,5 — - »
1274,5 99,9 _ _ Космическое
излучение
1050,1 1,5 621,8 9,8 Выпадения
13,4 х 50,1 15 X 8,7 Активация
30 х 13,4 — — деление
43 7,5 2,7 423‚7 4,4 l13§I8naneHHH
462,8 30,7 871,8 5,1 Xe
475,1 46,0 626,1 4,5 Выпадения
4 15,4 1,5 569,3 15,4 деление
563,2 8,4 .04,7 97,8 u
1063.6 74,0 1770,2 7,3 Выпадения
31

23:51:14“ E1 э Hy lumll ::‘::)I1:,;(a T1/2
583,1 2°8T1 30,0 Долгоживущий
591,8 154126 5,0 8,5 лет
600‚6 12556 18,1 2,77 года
602,7 12456 97,9 60,2 сут
604,7 13‘1cs 97,8 2,06 года
606,7 12556 5,0 2,77 года
608,2 1 35Хе 2,9 9,09 ч
609 ,4 2 1 4 Bi 43 ,0 Долгоживупшй
61О,3 1°3Ru 5,3 39,4 cyT
620,3 1 11°0’:‘Ag 2,8 251, сут
621,8 Ru 9,8 368 сут
626,1 1°2126 4,5 206 сут
628,1 1°1”1Rh 8,3 2,89 года
631,3 1°1"1Rh 56,0 2,89 года
635,9 12556 11,5 2,77 года
637,0 1311 7,3 8,04 сут
645,8 12456 7,2 60,2 сут
657,7 11.°"1Ag 94,7 251 сут
661,6 1 37Cs 85,2 30,2 года
665,6 2 “Bi 1,5 ДОЛГОЖИВУЦШЙ
671,4 12551) 1,8 2,77 года
673,9 “К: 1,9 76,3 мин
677,6 1 1°"1Ag 10,6 251 сут
687,0 1 1°’"Ag 6,5 251 сут
692‚4 l°1?:Rh 1,6 2,89 года
692‚4 Еи 1,7 8,5 лет
695,6 1°2тк1т 2,9 2,89 года
696,5 1‘1‘1ce 1,3 284 сут
697,5 1°2тк6 44,0 2,89 года
706,7 1 1°"1Ag 16,4 251 сут
709,3 12456 1,4 60,2 сут
713,8 12456 2,4 60,2 сут
722‚8 1:56 11,3 60,2 сут
722,9 1 1,8 8,04 сут
723,3 1 5‘1Eu 20,2 8,5 лет
724‚2 952т 43,0 65 0 сут
727 ,2 2 12В1 7,0 Долгоживупшй
744,3 1 1l:’;1Ag 4,7 251 сут
751,9 La 4,3 40,2 ч
755,1 228Ac 1,1 ДОПГОЖИВУНШЙ
756,7 1:221 54,6 65 сут
756,8 Еи 4,3 8,5 лет
763‚3 2 °8Tl 0,7 Долгоживупшй
763,9 1 1°"1Ag 22,4 251 сут
765‚8 95ЫЬ 99,8 35,1 сут
766,8 1°1”1Rh 34,0 2,89 года
7 68,4 2 “Bi 4,8 Допгоживупшй

Продолжение табл. 1 .11
Вых на Источник об азо-
E2 я КЭВ ‘атёщёа E3 ’ КЭВ расп::,% вания р
51о,7 9,0 860,1 4,7 232111
247,9 6,8 692‚4 1,7 Выпадения
463‚4 10,6 606‚7 5,0 „
645‚8 7,2 709,3 1,4 „
795‚8 85,4 569‚3 15,4 Деление
600‚6 18,1 635 ,9 11,5 Выпадения
249‚8 90,1 31 Х 5,0 Деления
665‚6 1,5 768,4 4,8 238U
497,1 86,4 — — Выпадения
657 ,7 94,7 446‚8 3,7 Активация
511‚8 20,5 105 0,1 1,5 Выпадения
556,6 2,0 1103,2 2,9 „
475,1 95,0 631,3 56,0 „
628,1 8,3 692‚4 1,6 „
606‚7 5,0 671,4 1,8 „
364,5 81,2 722,9 1,8 Деление
602,7 97,9 709,3 1,4 Выпадения
620,3 2,8 67 7,6 10,6 Активация
33 Х 7,1 — — Выпадения
609,4 43,0 768,4 4,8 238U
635,9 11,5 606,7 5,0 Выпадения
845,5 7,3 402,6 49,5 Деление
657 ,7 94,7 687 ‚0 6,5 Активация
67 7 ,6 10,6 7 06,7 16,4 Активация
631,3 56,0 695 ,6 2,9 Выпадения
591‚8 5,0 723,3 20,2 „
692‚4 1,6 697 ,5 44,0 ‚з
133,5 11,1 80,1 1,6 „
766,8 34,0 695,6 2,9 „
687,0 6,5 744‚3 4,7 Активация
645,8 7,2 713,8 2,4 Выпадения
709,3 1,4 722,8 11,3 „
713,8 2,4 968,3 1,8 „
364,5 81,2 637,0 7,3 Деление
692‚4 1,7 756,8 4,3 Выпадения
7 56,7 54,6 — — „
39,9 1,1 1620,8 1,8 232111
706,7 16,4 763,9 22,4 Активация
487,1 46,7 815,7 22,8 Выпадения
463,0 4,7 771,9 1,7 232111
724,2 43,0 — —- Выпадения
723,3 20,2 873,2 11,7 „
583,1 30,0 860,1 4,7 232111
744‚3 4,7 818,0 7,3 Активация
— — — - Выпадения
697,5 44,0 1046,6 34,0 „
665,6 1,5 786,0 1,1 238U
33
2 Зак 559

Энергия Е 1 ‚ ВЫХОД H3
кэВ нукдщ распад, % T1/2
771,9 “8Ac 1,7 ‚‚
778,9 1 “Eu 12,0 13,2 года
785,4 228Ac 1,0 Долгоживуцшй
786‚0 114131 1,1 ‚‚
794‚9 228Ас 4,9 ,,
795,8 1-“cs 85,4 2,06 года
801,9 11‘4cs 8,7 2,06 года
806‚2 2 “Bi 1,2 Долгоживуцшй
810,8 58Co 99,5 70,8 СУТ
815,7 1‘1°La 22,8 40,2 ч
818,0 1 1°’"Ag 7,3 251 сут
818,5 11‘°cs 100 13 сут
833‚0 228Ас 2,8 Долгоживущий
834,8 “К: 13,0 2,84 ч
834,8 “Mn 100 312,5 сут
840,3 “11Ac 1,0 Долгоживущий
845,5 “Кг 7,3 76,3 мин
860‚1 2°8Tl 4,7 Долгоживупшй
867,3 1 52Eu 3,8 13,2 года
867,9 1‘1°La 5,5 40,2 ч
871,8 11‘11cs 5,1 32,2 мин
873,2 1 “Eu 11,7 8,5 лет
884,7 1 1°’"Ag 73,0 251 сут
898,0 “У 93,4 107 сут
898,0 “Rb 14,4 17,8 мин
904,1 228Ac 1,0 Допгоживупшй
911,1 11’1‘Ac 29,0 »
919‚7 1“°La 2,7 40,2 ч
925,2 1‘1°La 7,1 40,2 ч
934‚1 2 “Bi 3,1 Долгоживущий
937,5 11°тА3 34,4 251 сут
964,0 1 “Eu 13,2 13,2 года
966‚0 228Ac 23,0 Долгоживущий
968,3 11456 1,8 60,2 сут
988,0 “кт 1,5 2,84 ч
996,3 1 “Eu 9,9 8,5 лет
1001 ‚О 2 34U 0,6 Допгоживущий
1004‚8 1 “Eu 17,0 8,5 лет
1009‚8 138С$ 29,8 32,2 МИН
1038‚6 13403 1,0 2,06 года
1045‚2 "45ь 1,8 60,2 сут
1046‚6 1°1"1Rh 34,0 2,89 года
1О48‚1 11“’cs 79,7 13,0 сут
1050,1 l°6Ru 1,5 368 сут
1063,6 1°7Bi 74,0 38 лет
1085,3 1‘1°La 1,1 40,2 ч
1085,8 1 “Eu 9,7 13,2 года
1099,2 “Ре 56,1 45,1 сут

Продолжение табл. 1.11
в» Ев» 5222211‘ ‘::::::'“"‘
755,1 1,1 785,4 1,0 222111
444,0 2,9 867‚3 3,8 ]23§12naneH1«151
771,9 1,7 794‚9 4,9 Th
768,4 4,8 806,2 1,2 22211
785,4 1,0 833,0 2,8 222ть
604,7 97,8 801,9 8,7 Деление
795,8 85,4 103 8,6 1,0 ,,
786,0 1,1 934,1 3,2 2380
511,0 30,0 -— —- Активация
751‚9 4,3 867‚9 5,5 Выпадения
763‚9 22,4 884‚7 73,0 Активация
340‚6 46,8 l048,1 79,7 Деление
794‚9 4,9 840,3 1,0 222т11
362,2 2,2 988 1,5 Деление
- -— -— — Выпадения
839,0 2,8 904,1 1,0 22 Th
673,9 1,9 1175‚4 1,1 Деления
2614,7 36,0 583,1 30,0 232'1"h
778,9 12,0 964,0 13,2 Выпадения
815,7 22,8 919,7 2,7 »
546,9 10,8 1009,8 29,8 2 38Хе
756‚8 4,3 996,3 9,9 Выпадения
818‚0 7,3 937,5 34,4 Активация
1836,0 99,4 —— —— Активация
1836,0 21,9 2677,9 2,0 “K:
840,3 1,0 911,1 29,0 222ть
966,0 23,0 840,3 1,0 23271:
867,9 5,5 925,2 7,1 Выпадения
1085‚3 1,1 919,7 2,7 »
112о,4 14,5 806,2 1,2 23211
1384‚3 24,7 884,7 73,0 Активация
1О85‚8 9,7 867‚3 3,8 Выпадения
911,1 29,0 1459,2 1,2 23271:
1045,2 1,8 722,8 11,3 Выпадения
1141‚3 1,3 834‚8 13,0 Деление
1004,8 17,0 873,2 11,7 gsggnanennx
766,4 0,2 742,8 0,1 U
1274,5 33,6 996,3 9,9 Выпадения
1147,2 1,2 871,8 5,1 mxe
1167,9 1,8 801,9 8,7 Деление
13 25 ‚5 1,4 96 8,3 1,8 Выпадения
11о3‚2 4,6 766,8 34,0 »
818,5 100 1235,3 19,8 Деление
511,8 20,5 621,8 9,8 Выпадения
569,7 97,8 1770,2 7,3 »
1596,4 96,0 925,2 7,1 »
1112,о 12,4 964,0 13,2 »
1291,6 43,6 192,2 3.0 »
35

36
iggprna Е 1 я Нуклид ЁЗЁЁТЁЁЁ; Tl /2
1103,2 тип 2,9 206 сут
1103‚2 1°1”1Rh 4,6 2,89 года
1112‚0 1 “Eu 12,4 13,2 года
1112,8 1°1’"Rh 19,0 2,89 года
1114,3 138Хе 1,5 14,2 мин
1115,8 “Zn 50,8 244 сут
1 120‚4 1 1 4Bi 14,5 Долгоживупшй
1141,3 “кг 1,3 2,84 ч
1147‚2 1311cs 1,2 32,2 мин
1155,3 2 1431 1,8 Долгоживущий
1167,9 13“cs 1,8 2,06 года
1173,2 “co 99,9 5,26 года
1175,4 “кг 1,1 76,3 мин
1212,9 151Eu 1,3 13,2 года
1235,3 136С5 19,8 13 сут
1238‚2 1 1 4Bi 5 ,6 Допгоживущий
1274‚5 11Na 99,9 2,6 года
1274‚5 1 “Eu 33,6 8,5 лет
1281‚1 2 14В1 1,5 Долгоживущий
1291,6 59Ре 43,6 45,1 сут
1293,6 “Ат 99,2 1,83 ч
1299‚2 1 “Eu 1,6 13,2 года
1325,5 11‘1sb 1,4 60,2 сут
1332,5 4°со 100 5,26 года
1343,6 138С5 1,1 32,2 мин
1365,2 13‘1cs 3,0 2,06 года
1368,2 11‘1sb 2,4 60,2 сут
1368,5 “Na 100 15 ч
1369,5 “кг 1,5 2,84 ч
1377,8 2 “Bi 4,6 Долгоживупшй
1384,3 1 ‘МА; 24,7 251 сут
1401‚7 2 ИВЕ 1,4 Долгоживущий
1408,0 1 51Eu 19,8 13,2 года
1408,0 1 1 4Bi 2,4 Допгоживущий
1435,9 138С5 76,3 32,2 мин
1436‚7 11‘1sb 1,0 60,2 сут
1459‚2 228Ac 1,2 Долгоживущий
1460‚8 4°к 10,7 1,3-109 лет
1475‚8 1 1°”1Ag 4,0 251 сут
1499,0 228Ac 2,1 Допгоживущий
1505‚0 11°’"Ag 13,3 251 сут
1509‚5 2 “Bi 2,1 Долгоживущий
1518,4 “Kr 2,2 2,84 ч
1529,8 88Kr 10,9 2,84 ч
1588‚1 228Ac 4,6 Долгоживупшй
1596‚4 ‘4°ьа 96,0 40,2 ч
1596,7 1 “Eu 1,7 8,5 года

Выход на
з?
Продолжение табл. 1.11
<—_
E2 ’ КЭВ pacmm’% E3 ’ КЭВ Il)3;:::’1%a Igiﬁljﬁznux образе-
556,6 2,0 626,1 4,5 »
1046,6 34,0 1112,8 19,0 »
1085,8 9,7 1212,9 1,3 »
1046,6 34.0 11о3,2 4,6 »
1768‚3 16,7 434‚5 20,3 Деление
511,0 2,9 —~ — Активация
1155,3 1,8 934,1 3,1 23811
1369‚5 1,5 988,0 1,5 Деление
1009,8 29,8 1343,6 1,1 1 “Xe
1238,2 5,6 1120,4 14,5 23811
1038‚6 1,0 1365‚2 3,0 Деление
1332‚5 100 — — Активация
1740‚5 2,1 845‚5 7,3 Деление
1112‚о 12,4 1299‚2 1,6 Выпадения
818,5 100 0 1048,1 79,7 Деление
1155,3 1,8 1281,l 1,5 2381]
511‚0 181,0 — — Космическое
излучение
1004,8 17,0 1596‚7 1,7 Выпадения
1238,2 5,6 1377,8 4,6 23811
1099,2 56,1 192,3 3,0 Активация
1212,9 1,3 1408‚0 19,8 Выпадения
1О45,2 1,8 136 8,2 2,4 Выпадения
1173‚2 99,9 —- — Активация
1147‚2 1,2 1435,9 76,3 2 38хе
1167,9 1,8 1038,6 1,0 Деление
1325,5 1,4 1436,7 1,0 Выпадения
27 54,1 99,9 — _. Активация
1141,3 1,3 1518,4 2,2 Деление
1281,1 1,5 1401,7 1,4 23811
1475,8 4,0 937,5 34,4 Активация
1377,8 4,6 1408‚0 2,4 23811
1299‚2 1,6 1212,9 1,3 Выпадения
1401,7 1,4 1509,5 2,1 23811
1343,6 1,1 2218,0 15,2 138Хе
1368,2 2,4 1691‚0 48,8 Выпадения
1499‚о 2,1 966,0 23,0 232111
—~ —- — —~ Естеств
1384‚3 24,7 1505‚О 13,3 Активация
1459,2 1,2 1588,1 4,6 mm
1475,8 4,0 1562,3 1,2 Активация
1408‚0 2,4 1661,5 1,1 23811
1369‚5 1,5 1529,8 10,9 Деление
1518,4 2,2 2029,8 4,5 э»
1499‚о 2,1 163 1,0 3,4 232Th
1085,3 1,1 2521,8 3,4 Выпадения
1274‚5 33,6 1004,8 17,0 и
37

Вых на
igﬁpkﬂﬂ Е] 9 НУКЛНД расггахд, % T1/2
1620,8 :::Bi 1,8 ДОЛГОЖИВУЦШЙ
1631,1 Ас 3,4 u
1661,5 214131 1,1 »
1691‚о "450 48,8 60,2 сут
1729,9 2 1 “Bi 2,8 Допгоживупшй
174о,5 “к: 2,1 76,3 мин
1764,7 ЁЁВЗ 14,7 Долгоживупшй
1768,3 Хе 16,7 14,2 мин
1770,2 2°7Bi 7,3 38 лет
1836,0 “Rb 21,9 17,8 мин
1836,0 “Y 99,4 107 сут
1847‚7 2 ИВЕ 2,1 Долгоживущий
1850,9 138Хе 1,4 14,2 мин
2оо4‚8 138Хе 5,4 14,2 МИН
2о11‚9 “к: 2,9 76,3 мин
2о15‚8 1::Xe 12,3 14,2 МИН
2о29‚8 Kr 4,5 2,84 ч
2о35,4 “Kr 3,7 2,84 ч
2о79‚2 138Хе 1,4 14,2 мин
2о91,о 12451) 5,6 60,2 сут
21 18,9 1 “Bi 1,1 ДОЛГОЖИВУЦШЙ
2195,8 “к: 13,2 2,84 ч
22О4,5 2 ИВЕ 4,7 Допгоживущий
2218,о 1::Cs 15,2 32,2 мин
2231,8 Kr 3,4 2,84 ч
2252,3 138Хе 2,3 14,2 МИН
2392,1 “K: 34,6 2,84 мин
2448,о Ё $131 1,5 Долгоживущий
2521,8 La 3,4 40,2 ч
2556,0 “к: 13,2 76,3 мин
2614,7 "311 36,0 Долгоживущий
2639,6 ‘38cs 7,6 32,2 МИН
2677,9 “Rb 2,2 17,8 мин
2754‚1 “Na 99,9 15, ч
6129,4 ‘бы 69,0 7,14 C
7117,0 “N 5,0 7,14 c
Принятые сокращения: деление — продукт деления ядер; выпадения — радио
дукт активации потоком нейтронов; космическое излучение — продукт взаимодей
ной коре; естеств. — естественные радионуклиды; прочие —- прочие источники обра

Продолжение табл. 1.1 1
. Выход на Выход на Источник образо-
E2 ’ КЭВ распад‚% E3 ' КЭВ распад‚% вания
727,2 7,0 39,9 1,1 333111
15881 4 6 I499 0 21 232Th
1509:5 2:1 1729,9 2:8 238U
2091,0 5,6 l436,7 1,0 Выпадения
1764,7 14,7 166l,5 1,1 238U
1175‚4 1,1 2011,9 2,9 Деление
1729,9 2,8 1847,7 2,1 33811
1114,3 1,5 185 0,9 1,4 деление
1063‚6 74,0 596,7 97,8 Выпадения
2677,9 2,0 898,0 14,4 “L:
4 _ _
£13337 13,7 2118,9 1,1 313 ggme
l768,3 16,7 2004,8 5,4 " деление
1950‚9 1,4 2015,8 12,3 »
1740,5 2,1 2556,0 13,2 Деление
2004,8 5,4 2079,2 1,4 Деление
1529,8 10,9 2035,4 3,7 »
2029,8 4,5 2195,8 13,2 »
2015,8 12,3 2252,3 2,3 »
1436 7 1,0 1691,0 48,8 Выпадения
184737 2,1 2204,5 4,7 23811
2035;4 3,7 2231,8 3,4 Деление
2448,0 1,5 2118,9 1,1 33811
1435,9 76,3 2639,6 7,6 ‘38хе
2195,7 13,2 2392,1 34,6 Деление
2079,2 1,4 2015,8 12,3 »
2231,8 3,4 2195,8 13,2 »
.2204‚5 4,7 2118,9 1,1 33811
1596‚4 96,0 1085,3 1,1 Выпадения
2011,9 2,9 174 0,5 2,1 Деление
860,1 4,7 583,1 30,0 333111
2218,0 15,2 1435,9 76,3 ‘38хе
1836,0 21,9 898,0 14,4 “K:
1368,5 100,0 — — Активация
7117,0 5 ,0 — — Прочие
6129,4 69,0 — —~ Прочие
ЗКТИВНЫС выпадения В результате ИСПЫТЗНИЙ ЯДСРНОГО 0py)KI/I51; активация — ПрО-
СТВИЯ КОСМИЧССКОГО ИЗЛУЧСНИЯ C ядрами aTOMOB, ПРИСУТСТВУЮЦШХ В ВОЗДУХС И зем-
ЗОВЗНИЯ РЗДИОНУКПИДОВ; Х — PCHTFBHOBCKOC излучение.

ГЛАВА 2
ОСНОВНЫЕ СВОЙСТВА ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
2.1. ИОНЫ
Атом, лишенный одного или нескольких электронов в электронной
оболочке, представляет собой положительный соответственно однозаряд-
ный или многозарядный ион. Атом, имеющий избыток в один ища не-
сколько электронов в электронной оболочке, является отрицательным
соответственно однозарядным или многозарядным ионом. Многозаряд-
ные ионы встречаются значительно реже однозарядных.
Ионами являются также молекулы, в состав которых входят ионизи-
рованные атомы.
Радиус ионов может быть от 4-10" 8 до 400 - 1O'3 см и более.
Так как ионы электрически заряжены, то под действием электричес-
кого поля они перемещаются со скоростью (см/ с)
v = кЕ‚
где Е — напряженность электрического поля, В/ см; к — подвижность иона,
см2/ (В-с). Эта формула справедлива для значений Е, значительно мень-
ших тех, которые необходимы для электрического пробоя. Пробой возду-
ха при атмосферном давленгш наступает при напряженности поля около
30 кВ/ см.
2.2. ИОНИЗАЦИЯ
Ионизация — это процесс образования разделенных электрических за-
рядов. Процесс образования положительного иона состоит в вырываъши
электрона с электронной оболочки нейтрального атома, для чего необхо-
димо затратить некоторую энергию. Для больцшнства атомов эта энергия
лежит в пределах от 9 до 15 эВ. Если энергия, переданная атому, меньше
энергии, необходимой для вырывания электронов, то ионизашш не проис-
ходит. В этом случае может произойти возбуждеъше атома. Возбужденный
атом обладает избытком энергии, которая освобождается в виде излуче-
Hm: при возвращеъши атома в нормальное состояъше.
Электрон, вырванный из атома в результате ионизацша, как правило,
не остается долго в свободном состоянии: он ”прилш1ает” к нейтральному
атому или нейтральной молекуле, образуя отрицательный ион. Таким об-
разом, в обычных условиях ионы образуются парами. Возншслше ионы ис-
чезают в результате их рекомбинации, т.е. процесса воссоедгшения отргща-
тельных и положительных ионов, в котором образуются нейтральные ато-
мы или молекулы.
2.3. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ
Ионизирующим называется излучение, которое прямо mm косвенно
способно ионизировать среду. К нему относятся рентгеновское и у-излуче-
ния, а также излучения, состоящие из потоков заряженных mm нейтраль-
ных частиц, обладающих достаточными для ионизашш энергиями.
40

Радиоактивные препараты (вещества) обычно испускают а- и [Macm-
цы, 7- и тормозное излучеъше и нейтроны. Кроме перечисленных видов из-
лучений могут быть использованы потоки протонов, тяжелых ядер, а так-
же частицы, возникающие при различных ядерных реакциях.
а-Частицьт — это положительно заряженные ядра гелия. Они обладают
большой ионизирующей и малой проникающей способностью. Наиболее
высокоэнергетические а-частицы могут пройти слой воздуха при нормаль-
ном атмосферном давлеъши не более 11 см или слой воды до 150 мкм.
В-Частицы — это электроны. Проникающая способность их значительно
выше, чем а-частиц. Б-Частицы с энергией более 70 кэВ могут проъшкать
через базальный слой кожи (номинальный защитный слой, равный
0,07 мм или 7 мг/см2) . Наиболее высокоэнергетические В-частицы могут
пройти слой аллюмиъшя до 5 мм. Иоъшзирующая способность их меньше,
чем а-частиц. Средняя энергия спектра В-излучения составляет примерно
1/ 3 максимальной энергии В-частиц. Пробег В-частиц в воздухе составляет
примерно 3,8 м/ МэВ. Это правило несколько завышает длшну пробега при
энергиях менее 0,5 МэВ Для веществ c малым атомным номером Z и зани-
жает ее при высоких значениях энергии частиц и больцшх значеъшях Z.
Тормозное и у-излучение — это электромагнитное излучение высокой
энергии. Обладает большой проникающей способностью, изменяющейся
в цшроких пределах. Ионизирующая способность значительно меньше, чем
а- и В-частиц.
Нейтроны — нейтральные частицы, обладающие большой проъшкающей
способностью. Ионизирующая способность меньше по сравнению c a- и
В-частицами.
Нейтроны, как и фотоны, — косвенно ионизирующие частицы; nonma-
пия среды в поле нейтронного излучения производится заряженньшш час-
тицами, возникающими при взаимодействии нейтронов c веществом.
Ионизирующая способность возникающих при этом заряженных частиц
меняется в широких пределах.
Таблица 2.1. Пробег а-частиц и полная ионизация
в ткани плотностью р = 1 г/смз [1]
Энергия В биологичес- Полная иониза-
а-частиц, В воздухе, см зщюминии’ кой ткани, ция, число пар
МэВ мкм ионов, 105
4,0 2,5 16 31 1,1
4,5 3,0 20 37 1,3
5,0 3 ,5 23 43 1,4
5,5 4,0 26 49 1,6
6,0 4,6 30 56 1,7
6,5 5,2 34 64 1,9
7 ,0 5,9 38 72 2,0
7 ,5 6,6 43 81 2,1
8,0 7 ,4 48 91 2,3
8,5 8,1 5 3 100 2,4
9,0 8,9 58 110 2,6
9,5 9,8 64 120 2,7
1 ‚О 1 ‚6 69 130 2,9
41

Таблица 2.2. Толщина слоев различных веществ (Mr / см 2) ‚
эквивалентная пробегу аечастиц И ПРОТОНОВ В 1 CM воздуха при 15 °С
и нормальном давлении [2]
Вещество а-Частицьх Протоны
Биологическая ткань 1,0 1,0
(мягкая)
Ашоминий 1,55 1,48
Медь 2,2 2,0
Серебро 2,3 -
Платина 4,0 3,3
Таблица 2.3. Средний пробег протонов и полная ионизация
в воздухе и ткани плотностью р = 1 г/смз [2]
Энергия прото-
Воздух (нормаль-
Мягкие биологичес-
Полная ионизация,
нов, МэВ ные условия), см кие ткани , мкм число пар ионов
1 2,3 23 9154
2 7,3 73 15 841
3 14,7 147 22 344
4 24,1 241 28 438
5 35,5 355 34 293
6 48,6 486 39 901
7 64,2 642 45 967
8 81,3 813 51 707
9 100‚4 1004 57 529
10 121,1 1211 63 214
15 238,0 2380 —
Таблица 2.4. Максимальный пробег В-частиц и различных средах [2]
Энергия В-час-
В воздухе, M
B алюминии, мм
В мягкой ткани,
42
тиц, МэВ мм
0,01 0,00229 0‚00127 0‚00247
0,02 0,00773 0,00422 0,00841
0,03 0,0161 0,00870 0,0175
0,04 0,0266 0,0143 0,0290
0,05 0,0394 0‚0212 0,043 1
0,06 0‚0541 0,0289 0,0591
0,07 0,0708 0,0378 0,0774
0,08 0,0889 0,0474 0,0974
0,09 0,109 0,0578 0,119
0,10 0,130 0,0693 0,143
0,15 0,256 0,135 0,281
0,20 0,407 0,214 0,448
0,25 0,747 0,304 0,638
0,30 0,763 0,400 0,841
0,35 0,959 0,504 1,06
0,40 1,168 0,611 1,29
0,45 1,384 0,722 1,52
0,50 1,601 0,837 1,77
0,55 1,817 0,952 2,01
0,60 2,050 1,070 2,27
0,65 2,774 1,193 2,52

Продолжение табл. 2.4
Энергия В-час- В мягкой ткани,
В воздухе, м В алюминии, мм
тиц, МэВ мм
0,70 2,513 1,315 2,78
0,75 2,746 1,437 3,04
0,80 2,985 1,559 3,31
0,85 3,217 1,685 3,57
0,90 3,449 1,807 3,84
0,95 3,697 1,933 4,11
1,00 3,936 2,059 4,38
1,2 4,896 3,563 5,47
1,4 5,868 3,070 6,56
1,6 6,821 3,574 7,66
1,8 7,781 4,074 8,75
2,0 8,732 4,593 9,84
2,2 9,683 5,074 10,90
2,4 10,611 5,593 12,00
2,6 11,510 6,074 13,10
2,8 12,459 6,593 14,20
3,0 13,411 7,741 15,30
4,0 17,858 9,841 20,60
5,0 22,281 ’ 11,889 25,80
6,0 25,156 14,259 31,00
8,0 34,377 — 41,30
П р и м е ч а н и е. ‚Для силикатного стекла расчет максимального пробега В-час-
тиц может быть определен приближенно путем сравнения с алюминием, а для орг-
стекла и пластиков — путем сравнения с водой (с учетом различия в плотностях).
Протоны - положительно заряженные ядера водорода. При одинако-
вой энерггш с а- или В-частицами протоны занимают промежуточное по-
ложение между ъшми по проншсающей и иоъшзирующей способности.
Космическое излучение - излучение, приходящее на Землю из косьаи-
ческого пространства. До поверхности Земли косьшческое излучеъше до-
ходит знатштельно преобразованным в результате его взаимодействия с
атмосферой. Космическое излучение обладает очень большой проникаю-
щей способностью.
В табл. 2.1—2.4 приведены данные по прохождеъшю а-, В-частиц и прото-
нов в некоторых средах, а также толщина слоя различных веществ, экви-
валентная пробегу а-частиц и протонов в 1 см воздуха.
При вычислении полной иоъшзашш значеъше средней энергии ионооб-
разоваъшя принимается 35 эВ.
2.4. КОЭФФИЦИЕНТЫ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ФОТОННОГ О
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ С ВЕЩЕСТВОМ
Фотонное излучение (рентгеновское, у-излучеъшя и т.п.) , проходя через
вещество, ослабляется в результате взаимодействия фотонов с атомами
и электронами среды. При этом часть энергии фотонов преобразуется в
энергию вторичных заряженных частиц (электроны, позитроны) ‚ а часть -
в энергию вторичного фотонного излучения (характеристическое, рас-
43

сеянное излучетше). Образовавцшеся электроны (позитроны) непосред-
ственно иотшзируют среду.
Плотность потока фотонов дох первичного моноэнергетического излу-
чения на глубине х (см) ослабляющей среды определяется следующими
формулами:
для параллельного пучка
Фх = «до ехр(—их)‚ (2-1)
rue goo —— плотность потока на поверхности среды со стороны входа излуче-
ния (х = О) ;
для расходящегося пучка фотонов от точечного источъшка
f2
Sax = ‘Po —““—‘; exp (ЧМ) ‚ (2.2)
(f + x)
rue f —— расстоятше от источника до поверхности среды.
Входящшй в эти формулы коэффициент взаимодействия и называет-
ся линейным коэффгщиентом ослабления; его размерность см" ‚ он за-
висит от энергии фотонов и состава вещества ослабляющей среды.
Между линейным коэффициентом ослабления д, массовым коэффи-
циентом ослаблеъшя рт, атомным коэффициентом ослабления pa И
электронным коэффициентом ослаблеъшя не существует соотношение
N N
H=Hmp=Ha-2-9 = ue—;1—Zp, (2.3)
rue р — плотность вещества ослабляющей среды; N — tmcno Авогадро,
N = 6,02-1023; A — массовое число вещества среды; Z — атомньп71 номер
вещества среды.
Эта формула справедлива для простого вещества с определенным атом-
ным номером.
Если сложное вещество состоит из простых веществ, массовые коэффи-
циенты ослабления которых равны рт 1 ,д„‚2 ‚ итз, ...‚ а весовые доли
составляют р, ‚ pl , p3. . . , то для массо ого коэффициента ослабления слож-
ного вещества действует правило а тивности
Hm = Pi “mi: (2-4)
I
rue um; —— массовый коэффициент ослаблеъшя, а p,- — весовая доля 1-й
компоненты сложного вещества.
Если заданы электронные коэффициенты не; простых веществ, то
электронный коэффициент сложного вещества определяется формулой
де = ai дед ›
1
rue а; — относительное число электронов i -ro простого вещества.
Относительное число электронов i-ro простого вещества связано с ве-
44

совой долей этого же вещества Д соотношением
щ = Ё ‚ (25)
noAi
где по - полное число электронов в едишще массы сложного вещества;
Z,- — атомный номер i-ro простого вещества; А; — массовое тшсло i-ro
простого вещества.
Коэффициент ослабления можно представить в виде суммы двух
коэффициентов
p=pS +,uk, (2.7)
где и, — коэффициент, характеризующий преобразование энергии пер-
вичного фотонного излучения в энергию вторичного фотонного излуче-
ния, а uk — коэффициент передатш энергии, характеризующий преобразо-
вание энергии первичного фотонного излучеъшя в энергию вторичного
корпускулярного излучения (электроны и позитроны). Некоторые све-
дения об энергетической зависимости коэффициентов ослаблешая и пере-
дачи энергии представлены в табл. 2.5.
Таблица 2.5. Значения массовых коэффициентов передачи энергии (см2 /г)
фотонного излучения различной энергии в воздухе и биологической ткани
и массового коэффициента ослабления излучения в воздухе [1]
Энергия фо- В°Здух д,‘
TOHOB’ МэВ рт pk Мягкая ткань Костная ткань
0,010 4,89 4,66 4,96 19,0
0,015 1,48 1,29 1,36 5,89
0,020 0,697 0,5 16 0,544 2,51
0,030 0,317 0,147 0,154 0,743
0,040 0,226 0,0640 0,0677 0,305
0,050 0,194 0,0384 0,0409 0,158
0,060 0,178 0,0292 0,03 12 0,0979
0,080 0,161 0,0236 0,0255 0,0520
0,10 0,151 0,0231 0,0252 0,0386
0,15 0,134 0,0251 0,0276 0‚0304
0,20 0,123 0‚0268 0‚0297 0‚0З02
0,30 0,106 0‚0288 0,03 17 0,03 1 1
0,40 0‚095З 0‚0296 0,0325 0,0316
0,50 0‚0868 0‚0297 0,0327 0,0316
0,60 0,0804 0,0296 0,0326 0,0315
0,80 0,0706 0,0289 0,03 18 0,0306
1,0 0,0635 0,0280 0,0308 0,0297
1,5 0,0517 0,0255 0,0281 0,0270
2,0 0,0445 0,0234 0,0257 0,0248
3,0 0,0357 0,0205 0,0225 0,0219
4,0 0,0307 0,0186 0,0203 0,0199
5,0 0,0274 0,0173 0,0188 0,0186
6,0 0,0250 0,0163 0,0178 0,0178
8,0 0,0220 0,0150 0,0163 0,0165
1 ,0 0,0202 0,0144 0,0154 0,0159
45

2.5. ЭФФЕКТИВНЫЙ АТОМНЫЙ НОМЕР ВЕЩЕСТВА
Эффективный атомный номер сложного вещества — это атомный но-
мер такого условного простого вещества, для которого электронный ко-
эффшшент передачи энергии равен электронному коэффициенту передачи
энергии сложного вещества. Эффективный атомный номер одного и то-
го же вещества имеет разное значение в зависимости от эффектов взаи-
модействия. Для комптон-эффекта эффективный атомный номер не имеет
смысла, так как все вещества по отношеъшю к комтон-эффекту имеют
один и тот же атомный номер.
Ниже приведены формулы для вычисления эффективного атомного но-
мера сложного вещества для фотоэффекта и эффекта образования пар:
фотоэффект
Zsq) = \/3 Ё “2213 (2-8)
i
эффект образования пар
Зэф = a,~Z,-.
I
ГЛАВА 3
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ИХ ИЗМЕРЕНИЯ
Результат воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объек-
ты — физжо-химические или биологические изменеъшя в этих объектах.
Примерами таких измененшй могут служить нагрев тела, фотохиьишческая
реакшая рентгеновской пленки, изменение биологических показателей жи-
вого организма и т.д. Наблюдаемый радиационный эффект п зависит от
физических величин A д, характеризующих поле излучения или взаимодей-
ствие излучения с веществом,
n‘-' F(Ai)-
Задачей дозиметрии является измерение величин A,- для предсказания
или оценки рапиатшонного эффекта п, в частности радиобиологического
эффекта. Величины A д , функционально связанные с радиаъшонньхм эффек-
том п, называются дозиметрическими Распространенньпуш дозиметри-
ческими величинами являются доза излучения (поглощенная доза),
экспозиционная доза, керма, интенсивность излучения, плотность пото-
ка частиц, линейная передача энергии, эквивалентная доза, коэффициент
качества излучения, относительная биологическая эффективность (ОБЭ).
Ниже даны краткие пояснения перечисленных величин, а в табл. 3.1 пред-
ставлены единицы их измерения.
Доза излучения (поглощенная доза) D — энергия излучения, поглощен-
ная в ешшице массы облучаемого вещества. С увеличеъшем времени облу-
чения доза всегда растет. При одинаковых условиях облучения доза за-
висит от состава облучаемого вещества. Дозы фотонного излучеъшя D, И
02 в двух веществах, различающихся эффективными атомными номера-
46

Таблица 3.1. Дозиметрические величины и единицы их измерения [1]
Основная Внесистем-
Величина единица ная еди- Примечания
в СИ ница
Плотность потока час- 1/ (с-м2) — Можно обозначить в зависимости от
тиц вида излучения: 2
2
Интенсивность излуче- Вт/м2 — 5"‘a°T-/ (C ‘M )» Ф°Т°Н/ (°'M ) И Т-д-
ния (плотность потока
энергии излучения)
Доза излучения Гр рад 1 рад = 10-2 Дж/ кг = 10-2 Гр
экспозиционная доза Кл/кг Р 1 Р = 2,58 - 10-4 Кл/кг
1 Р соответствует образованию в 1 см
воздуха при О °С и 760 мм рт. ст.
2,08 - 109 пар ионов. 1 Р соответству-
ет дозе излучения B воздухе, равной
0,88 - 1О`2 Гр. 1 Р соответствует дозе
излучения в биологической ткани, рав-
ной 0,93 - 1О"2 Гр (в среднем по всему
спектру фотонного излучения до энер-
З
гии 3 МэВ)
Мощность дозы Гр/ с рад/с —
Мощность экспозицион- А/ кг Р/с —
ной дозы
Керма Дж/кг — —
Мощность кермы ДЖ/ (кг-с) — —
1 рад = 1O"2 Дж/ кг для образцового из-
пучения
Эквивалентная доза Зв бэр Принято, что при эквивалентной дозе
1 Зв данного вида излучения возника-
ет такой же биологический эффект, как
и при дозе 1 Гр образцового излучения
Мощность эквивалентной Зв/с бэр/с
ДОЗЫ
МИ, СВЯЗЗНЫ СООТНОШСНИСМ
D1 = д2д1ст1/д1ст2 ‚
где pkml И ukmz — соответственно массовые коэффициенты передачи
энергии. Эта формула справедлива для одинаковых условий облучения
(одни и те же источник, время облучения и геометрия). Внесистемной
(специальной) единицей поглощенной дозы является рад, 1 рад =
= 100 эрг/г = 1-1О`2 Дж/кг. В системе единиц (СИ) единицей поглощен-
ной дозы является грэй (Гр) , 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.
Мощность дозы (мощность поглощенной дозы) Р — приращетше дозы
в единицу времени. Она характеризует скорость накопления дозы и мо-
жет увелитшваться и уменьшаться со временем. Естш за некоторый проме-
жуток времеъш At приращение дозы равно AD, то среднее значение мощ-
ности дозы
Р = AD/Az‘. (3.1)
47

При известном законе изменеъшя мощности дозы со временем Р (г) до-
за за время t определяется по формуле
D = Ё P(t) dz‘. (3.2)
О
Экспозштиоштая доза — мера ионизационного действия фотонного из-
лучения, определяемая по ионизации воздуха в условиях электронного
равновесия, т.е. если поглощенная энергия излучения в некотором объе-
ме среды равна суммарной кинетической энергтш иоъшзирующих частиц
(электронов и позитронов) , образованных фотонным излучением в том
же объеме среды. Непосредственно измеряемой физической величиной
при определении экспозиционной дозы фотонного излучения является об-
щш71 электрический заряд ионов одного знака, образованных в воздухе
за время облучения. Если по результатам измерения получено N пар ио-
нов (или такое же число ионов одного знака) в объеме Увоздуха, то доза
излучеьшя (поглощенная доза) в воздухе
DB = NW/my,
где my — Macca воздуха объемом V; W - средняя энергия, необходимая
для образования одной пары ионов в воздухе, для у-излучения W = 34 3B.
B СИ единдицей экспозиционной дозы является один кулон на кило-
грамм (Кл/кг). Внесистемной (специальной) едиьшцей экспозиционной
дозы является рентген (Р), 1 Р = 2‚58-1О'°‘ Кл/кг (точно), а 1 Кл/кг т
т 3,876-103 P. Для удобства в работе при пересчете числовых значений
экспозиционной дозы из одной системы единиц в другую можно пользо-
ваться даннымш, приведеннымш в табл. 3.2—3.3.
Мощность экспозшшонной дозы - приращеъше экспозиционной дозы
в единицу времени. Мощность экспозиционной дозы связана c экспози-
ционной дозой соотношениями, аналогичными (3.1) и (3.2).
Керма — суммарная начальная кинетическая энергия заряженных час-
тиц, образованных в едитшце массы облучаемой среды под действием
косвенно ионизирующего излучения. Применительно к у-излучеъшю в ус-
ловиях электронного равновесия керма совпадает c дозой излучения, если
можно пренебречь потерей энергии заряженных частиц (электронов и
позитронов) на тормозное излучение. При этих условиях керма является
энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. Внесистемной еди-
ницей кермы является рад. В СИ едиъшцей кермы является грэй.
Плотность потока частиц (фотонов) go — отношеьше числа частиц, пере-
секающих в единицу времени малую сферу, к площади поперечного се-
чеьтия этой сферы. Малая сферы означает, что она не вносит искажетшя в
поле излучения. В частном случае параллельного пучка частиц плотность
потока равна числу частиц, пересекающих в единицу времеъш площадку
единичной площади, расположенную перпендшсулярно направлетшю рас-
пространеьшя излучения.
Интенсивность излучения (плотность потока энергии) 1 - переноси-
мая изпучением энергия в единицу времени через малую сферу, отне-
сенная к площади поперечного сечеъшя этой сферы. В частном случае па-
48

Таблица 3.2. Коэффициенты для пересчета числовых значений экспозиционной дозы, выраженной в единицах рентген
(или в десятичных кратных и дольных от нее), в числовые значения экспозштионной дозы, выраженной в единицах кулон/кг
(или в десятичных кратных и дольных от нее)
кулон/кг (Кл/кг),
милликулон/кг (мКл/кг)
микрокулон/кг (мкКл/кг)
нанокулон/кг (нКл/кг)
При пересчете килорентген (кР) меняется на
рентген (Р)
миллирентген (мР)
микрорентген (мкР)
Доза в едини- Доза, выраженная в единицах Кл/кг (или в десятичных кратных и дольных от нее)
цах рентген
(или десятич-
ных кратных
И ДОЛЬНЫХ ОТ О 1 2 З 4 5 6 7 8 9
нее)
0 О 0,258 0,516 0,774 1,032 1,290 1,548 1,806 2,064 2,322
10 2,580 2,838 3,096 3,354 3,612 3,870 4,128 4,386 4,644 4,902
20 5,160 5,418 5,676 5,934 6,192 6,450 6,708 6,966 7,224 7,482
30 7,740 7,998 8,256 8,514 8,772 9,030 9,288 9,546 9,804 10,062
40 10,320 10,578 10,836 11,094 11,352 11,610 11,868 12,126 12,384 12,642
50 12,900 13,158 13,416 13,674 13,932 14,190 14,448 14,706 14,964 15,222
60 15,480 15,738 15,996 16,254 16,512 16,770 17,028 17,286 17,544 17,802
70 18,060 18,318 18,576 18,834 19,092 19,350 19,608 19,866 20,124 20,382
80 20,640 20,898 21,156 21,414 21,672 21,930 22,188 22,446 22,704 22,962
90 23,220 23,478 23,736 23,994 24,252 24,510 24,768 25,026 25,284 25,542
Пример. Пересчитать, чему будет соответствовать в международной системе единиц СИ экспозиционная доза, равная 290 мР. Из
нижней части таблицы следует, что 290 MP = 29 мР- 10 = 7,482 мкКл/кг - 10 й 74,8 мкКл/кг.

Таблица 3.3. Коэффициенты для пересчета числовых значений экспозиционной дозы, выраженной в единицах кулон на килограмм (Кл/ кг)
или в десятичных кратных и дольных от нее, в числовые значения экспозиционной дозы, выраженные в единице рентген (Р)
или в десятичных кратных и дольных от нее
При пересчете кулон/кг (Кл/кг) меняется на килорентген (кР)
шалликулон/кг (мкл/кг) рентген (Р)
микрокупон/кг (мкКп/кг) миллирентген (мР)
нанокулон/кг (нКл/кг) микрорентген (мкР)
Доза, выражен-
I}gS:re::::I;l:x Доза, выраженная в единицах рентген или в десятичных кратных и дольных от нее
сятичных крат-
ных и дольных
от нее 0 1 2 З 4 5 6 7 8 9
0 О 3,876 7,752 11,628 15,504 19,380 23,256 27,132 31,008 34,884
10 38‚76О 42‚636 46,5 12 50,3 88 54,264 58,140 62,016 65,892 69,768 73,644
20 77,520 81,396 85,272 89,148 93,024 96,900 100,776 104,652 108,528 112,404
30 116,280 120,156 124,032 127,908 131,784 135,660 139,536 143,412 147,288 151,164
40 155,040 158,916 162,792 166,668 170,544 174,420 178,296 182,172 186,048 189,224
50 193,800 197,676 201,552 205,426 209,304 213,180 217,056 220,932 224,808 228,684
60 232,560 236,436 240,3 12 244,186 248,064 251,940 255,816 259,692 263,568 267,444
70 271,320 275,196 279,072 282,946 286,824 290,700 294,576 298,452 302,328 306,204
80 310,080 313,956 317,832 321,706 325,584 329,460 333,336 337,212 341,088 344,964
90 348,840 352,716 356,592 360,468 364,344 368,220 372,096 375,972 379,848 383,724
Пример. Пересчитать, чему будет соответствовать в старой системе единиц экспозиционная доза, равная 78 мкКл/кг. Из нижней час-
ти таблицы следует, что 78 мкКл/кг = 302‚328 MP Ю 0‚3›

раллельного пучка интенсивность равна энергии, переносимой излуче-
нием в единицу времеъш через площадку едишачной площади, располо-
женную перпендшсулярно направлению распространения излучеъшя.
Если средняя энергия частиц или фотонов в спектре излучеъшя рав-
на Е ‚ то
1=Ёдо.
При известном распределении плотности потока частиц по энер-
гиям до (E)
Емакс
1= I «ЦЕЛЫЕ,
О
где до(Е) dE — плотность потока частиц в интервале энергшй от Е до
Е + dE ; Е макс — максимальное значение энергии частиц в спектре.
Мощность кермы PK И интенсивность фотонного излучения связаны
соотношеьшем
PK = Hkmla (3-3)
где ukm — массовый коэффициент передачи энергии для облучаемого
вещества. Мощность дозы Р и интенсивность фотонного излучения в усло-
виях электронного равновесия связаны формулой
Р = дат], (3.4)
где дат — массовый коэффициент поглощения энергии. Если можно
пренебречь потерей энергии вторичных частиц на тормозное излучение,
то мат = шт, и формулы (3.3) И (3.4) становятся идентичными.
Линейная передача энергии (ЛПЭ) L А — часть потери энергии заря-
женных частиц на единице пути, обусловленная такими столкновениями
частиц с атомами среды, при которых передается энергия, меньшая уста-
новленного значения А. В частном случае при А = 0° ППЭ равна потере
энергии заряженных частиц на единице пути в результате их столкнове-
ний с атомами среды. Велитшна ППЭ в этом случае обозначается Loo или
просто L. ППЭ не включает в себя потери энергии частиц на тормозное из-
пучетше.
Соотношеъше между плотностью потока до и мощностью дозы Ре заря-
женных частиц выражается формулой
Pe=L—S0a
где Z — усредненное по энергиям частиц значеъше ППЭ. Если известна фун-
кция распределеъшя до (L) плотности потока частиц по ППЭ, то мощность
дозы
51

где Ь, и Ь, — миъшмальное и максимальное значеьшя ЛПЭ в спектре час-
тиц; ‹р(Ь)дЬ — плотность потока частиц в интервале значеьшй ЛПЭ от
L до L + dL. ЕСЛИ известна функция распределеьшя плотности потока час-
тиц ер (Е) по энерггш (энергетическшй спектр), то мощность дозы заряжен-
ных частиц
ЕМЗКС
Pe= I s0(E)L (E3 dE,
0
где Ь (Е) -— значеьше ЛПЭ в облучаемом веществе для частиц с энергией Е.
Связь между плотностью потока фотонов ер.’ в некоторой тотпсе среды
и плотностью потока образованных ими электронов ере в той же точке
при равновесном состояьши выражается формулами
we = «p~,ukE-,/Le; «де =Ru«p~,,
где pk и и — коэффициенты передачи»: энергии и ослаблеъшя фотонного из-
лучеьшя соответственно; E7 — средняя энергия фотонов; Le — среднее
значеьше ЛПЭ электронов; R — средний пробег электронов в облучаемом
веществе.
Относительная биологическая эффективность излучеъшя (ОБЭ) — отно-
шеьше поглощенной дозы Do образцового излучения, вызывающего опре-
деленный биологический эффект, к поглощенной дозе D данного излуче-
ния, вызывающей такой же биологический эффект,
ОБЭ = D0/D.
B качестве образцового принято рентгеновское излучеьше с граьшчной
энергией 200 кэВ; ОБЭ зависит от вида биологического эффекта и кон-
кретных условий облучеьшя. Для данного биологического показателя
ОБЭ зависит от ЛПЭ иоьшзирующих частиц, причем для различных видов
излученшй с равными ЛПЭ ОБЭ приблизительно одинакова. На рис. 3.1
представлена типичная зависимость ОБЭ от ЛПЭ для радиобиологичес-
ких эффектов на клеточном уровне. При сравнении излучеьшй с разлшч-
ными ЛПЭ приьшмают ОБЭ = 1 для ЛПЭ = 3 кэВ/ мкм воды.
Коэффициент качества излучения Q — регламентированное значеьше
ОБЭ для данного вида и энергии излучеьшя, установленное для контроля
радиационной безопасности при хроъшческом облученгш. Коэффициент
качества устанавливается путем договоренности на основе данных ОБЭ,
полученных в радиобиологических исследовагшях. Он позволяет в одной
и той же мере выражать степень опасности облучеьшя людей независимо
от вида излучеъшя. Значеьшя коэффициента качества для различных ви-
дов излучешпй устанавзшваются соответствующими правилами и законо-
дательствами. В табл. 3.4 приведены значеьшя коэффициента качества для
излучешипй с разлшчными ЛПЭ. Коэффициент качества для промежуточных
значешипй ЛПЭ находят путем зшнейного интерполшроваггия. В табл. 3.5
приведены значеьшя коэффициента качества для раззшчньхх видов и
энергшй излучеьшй, рекомендованные Нормами радиационной безопас-
ности (НРБ-7 6).
52

Эквивалентная доза Н -— произведе- 053
ние поглощенной дозы D данного ви- /1\
\
да излучения на соответствующий коэф- 4
фициент качестватН = QD. /
Для излучеъшя смешанного состава эк- /
Z
вивалентная доза определяется по фор- /
Myne """""'
H= 2 Q1131, “ш 1 т та
i
где Q,- и D; — соответственно коэффи- /I/7'?’KaB/"KM воды
циент качества и поглощенная доза Рис. 3.1. Зависимость ОБЭ от JIII3
1'-ro nanyqemm.
Внесистемной (специальной) ешпшцей эквивалентной дозы является
бэр. В СИ единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв); 1 бэр =
=10‘? Зв.
В табл. 3.6—3.8 приведены соотношения между различными едишща-
ми поглощенной и эквивалентной дозы.
Таблица 3.4. Регламеншрваниая зависимость коэффициента качества Q
от полной ППЭО (L со) _2]
1*.
L.. , КЭВ/МКМ
воды < 3,5 7,0 23 53 2 175
Q l 2 5 10 20
‘Таблица 3.5. Коэффициенты качества раз чных видов ионизирующих излучений
при хроническом облучении всею тела ж‘
Вид излучения Q
Рентгеновское и ‘у-излучения . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Электроны и позитроны, В-излучение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Протоны с энергией < 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
Нейтроны с энергией < 20 кэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3
Нейтроны с энергией 0,1 — 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
Альфа-излучение с энергией < 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
Тяжелые ядра отдачи . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
П р и м е ч а н и е. Если спектр излучения известен, то следует использовать зна-
чения Q, приведенные в табл. 3.4.
1.
__.
Таблица 3. 6. Соотношения между единицами поглощенной дозы
Единица МэВ/г эрг/г рад Гр (Дж/кг) кал/г
1МэВ/г 1 1,6 - 10" 1,6 -1o‘3 1,6 - 10"’° 3,82 - 10"“
1 эрг/г 6,25 -105 1 10" 10"“ 2,39 - 10""
1 рад 6,25 - 10" 10’ 1 10" 2‚39-10‘°
1Гр (Дж/кг) 6,25 - 109 104 10’ 1 2,39 - 10"‘
1кал/г 2,62 - 1013 4,18 - 10’ 4,18 - 10’ 4,18 - 103 1
53

Таблица 3. 7. Соотношение между единицами поглощенной дозы рад и грэй
и десятичными кратными и дольными от них
д
Единица Обозначение Мкрад мрад рад крад Мрад
Микрорад мкрад 1 10'2 10‘5 10‘9 10“2
Миллирад мрад 102 1 10'2 10"5 10'2
рад рад 105 102 1 10'2 10'5
Килорад крад 1 09 106 1 03 1 1 0' 3
Мегарад Мрад 1022 109 105 102 1
Микрогрэй мкГр 102 10-1 10-4 10-7 10-10
Миллшрэй мГр 105 102 10‘1 10“ 10"
Грэй Гр 103 105 102 10‘1 10“
Килогрэй кГр 101 1 103 105 102 10“ 1
Мегагрэй МГр 101‘ 101 1 103 105 102
Единица Обозначение мкГр мГр Гр кГр МГр
Микрорад мкрад 10'2 10‘5 10‘3 10“ 1 10'”
Милпирад мрад 10 10‘2 10"5 10‘3 10” 1
Рад рад 104 10 10'2 10“5 10‘3
Килорад крад 107 104 10 10'2 10'5
Мегарад Мрад 101° 107 104 10 10'2
Микрогрэй мкГр 1 10' 3 10' 6 10-9 10-12
Миллигрэй мГр 102 1 10'2 10'5 10'°
Грэй Гр 105 103 1 10‘3 10"‘
Килогрэй кГр 109 105 102 1 10‘3
Мегагрэй МГр 1012 102 105 102 1
Гамма-постоянная. В ряде случаев источники ионизирующих излучений
сравъшвают между собой по их у-излучению. Еслш при тождественных ус-
ловиях измереъшя два препарата создают на стандартном расстояшш одну
и ту же мощность экспозиционной дозы, то говорят, что они имеют оди-
наковый у-эквивалент. Единицей у-эквивалента является миллиграмм-
эквивалент ргщия (мг-экв Ra). 1 мг-экв Ra -— это у-эквивалент такого
радиоактивного препарата, у-излучеъше которого при тождественных ус-
ловиях измерения создает такую же мощность дозы, что и ‘у-излучеъше
1 мг Ra при платиновом фильтре толщиной 0,5 мм. Принято считать, что
1 мг Ra при толщине платинового фильтра 0,5 мм создает мощность до-
зы 8,4 Р/ч на расстояшш 1 см от источъшка, который предполагается то-
чечным. При этих условиях выполняется следующее соотношение между
у-эквивапентом радионукшада М (мг-экв Ra) и его активностью А (мКи)
без фильтрашш излучения:
М = АК7/8,4,
где К7 — полная ‘у-постоянная радионукзшда, которая определяется его
схемой распада и энергией испускаемого у-излучения. Из этого соотноше-
ния видно, что у-постоянная определяет мощность экспозиционной дозы
‘у-излучения данного радионуклида, выраженную в рентгенах в час (Р/ч) ,
54

Таблица 3.8. Соотношения между единицами эквивалентной дозы бэр
и знверт и десятичными кратными и дельными от них
Единица Обозначение мкбэр мбэр %3p кбэр Мбэр
Микробэр мкбэр 1 10’8 10“ 10"" 10'”
Миллибэр мбэр 108 1 10"8 10"‘ 10‘9
Бэр бэр 10‘ 108 1 10"8 10"°
Кипобэр кбэр 109 108 108 1 10'8
Мегабэр Мбэр 1011 109 10‘ 108_ 1
Микрозиверт мкЗв 102 10-1 10-4 10-7 10- 1 о
Миллизиверт мЗв 105 102 10-1 10-4 10".’
Зиверт Зв 108 105 101 10"1 10""
Кипозиверт кЗв 101 1 108 105 101 10"1
Мегазиверт МЗв 101 4 1011 108 105 101
Единица Обозначение мкЗв мЗв Зв кЗв МЗв
Микробэр мкбэр 10"’ 10"5 10"8 10" 1 1 10"1 4
Миллибэр мбэр 10 10" 10"5 10"8 10“ 1
Bap 63p 101 10 10"? 10‘5 10"8
Килобэр кбэр 107 104 10 10‘1 10"5
Мегабэр Мбэр 101° 10" 104 10 10"’
Микрозиверт мкЗв 1 10-3 10-6 10-9 10- 1 2
Миплизиверт мЗв 108 1 10'8 10'° 10"9
Зиверт Зв 108 108 1 10‘5 10"
Килозиверт кЗв 109 106 103 1 10-3
Мегазиверт МЗв 101 2 109 106 103 1
на расстоянии 1 см от точечногохисточъшка активностью 1 мКи. В табл. 3.9
приведены ‘у-постояншяе для некоторых радионуклидов.
Эффективная эквивалентная доза Had, определяется формулой
Нэф = ЁЮТНТ,
Т
где HT — средняя эквивалентная доза в Т-м органе или ткаъш; w., — взве-
шивающий коэффициент, равный отношению вероятности возникнове-
ния стохастических эффектов при облучеъши органа или ткаъш типаТ к
вероятности их вознгжновения при равномерном облучении всего тела;
w., определяет вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных
стохастических эффектов для организма в целом при равномерном его
облучении
E ил, = 1.
Т
При равномерном облучении всего организма эквивалентная доза Нэкв
в каждом органе или живой ткани одна и та же, и, следовательно, в этих
условиях HT = Нэкв. Таким образом, эффективная эквивалентная доза
при неравномерном по органам и тканям облучении организма равна та-
кой эквивалентной дозе при равномерном облучении всего организма,
55

Таблица 3.9. Полные ‘у-постоянные радионуклидов, Р-см2/ (ч -мКи— 1) [3]
Радионуклид K7 Радионукпид К ‚у Радионуклид K 7
7Be 0,325 295: +39’"Y 5- 10"1 L’:‘Ce 0.04
“N 15,28 9151 +9""y 5,93 1 7N6 0,756
190 5,07 925, 5 во ‘“1>m 8,62
“Na 11,89 91у 01119 1555111 0,439
“Na 18,55 ` 8821 1:93 1“"Еи 11,6
"Mg 7,72 3521 +35"’Nb 4,10 ”‘Eu 6,14
‘11А1 6,58 951.11, 4,31 ”°'m 0,01
4°K 0,80 93'"Mo 11,35 185W 3 - 10`4
“к 1,36 99Мо+99тТс 1,23 “”w 2,85
"ca 5,50 ~ 1°3p.u+1°3'"R1, 1,22 19211 4,65
“ca 12,82 1 1°°к11+1°°ткь 1,54 1951311 0,028
“so 11,82 1°5Ag 6 71 ‘°‘Au 2,39
4-Gsc 10,87 125mSn 0’584 l98Au+l98mHg 2 30
“Sc 17.61 1211 2,13 “энд 01102
ист 0,165 ` 1221 4’84 197mHg 0,322
“Mn 18.03 ` 1221 0635 ‘°’Hg о 109
зажми 4,69 1241 7’11 199mHg 1:34
“Mn 8,28 1251 21- 10'3 ’°‘°'Hg 1,25
“Co 17.40 ’ 12111 0521 “’Pb 0,664
"Co 0.576 ' 1291 0,020 “2Bi 0567
ssco 5,47 J 1301 1; 59 210Po 5’_ 10-5
“со 12,93 - 1311 215 22°т11 0001
“Ni 2,23 133 ’ 22“Ra 0,039
“cu 1 12 1341 33° 22°ка 9 36
“Cu 0,545 1351 13sm 12’6O в равновесии с ос- ‚
“Zn 1,79 1361 + хе 7’55 НОВНЫМИ дочерни-
“Zn 3,02 1271 14’O1 M" “P°nYKTaW1
“Ga 13,90 129mXe L38 P2352322
“Ga 11 89 ` 131mxe (мм Th (L003
72 ’ , Хе 0,019 222111 0,067
Ga 15,70 1ззтх 234
74 _ е
AS 133x 230
76 , e 0.145 U 0,005
72 е э 0,741
$е 0,24 ‹ 126C 238
75 S 5,54 U 0,072
“Se 1,94 . macs 4,20 239N 0931
Br 10,55 _ 12908 136 „в Р ›
112в1 14 47 130 ’‹ Р“ 01102
77 ’ ‘ CS 5,31 239 . "'5
"Kr 1,17 134m ’ 242A” 01630 _4
“тих 0 804 1 134Cs Од” Cm L8 ' 10
“к: 0,021 ‘ 136 858
“Kr 5,03 ‘ 137 137m 12’62
34 ’ Cs + Ba 3,10
Rb 4 55 138
35 ’ Cs 10,77
Rb 0,55 - 140
“ms: 1 10 нова Ыб
35 ’ 1 La 11,14
294 141се 0 292
8777151 т - э

Таблица 3.10. Значения взвешивающих коэффициентов шт
и коэффициентов риска, на которых они основаны
- =я=1
Орган (ткань) I(3;::Px::1;:a;’o:1nn коэф 1:3?/1J3c1:3HuneHT риска ‚
гонады“ 0,25 0,40
Молотшая железа 0,15 0,25
Красный костный мозг 0,12 0,20
Легкие 0,12 0,20
Щитовидная железа 0,03 0,05
Костные поверхности 0,03 0,05
Остальные органы и ткани 0,30 *3 0,50
*1 Вероятность, отнесенная к единице дозы, возникновения у индивидуума опу-
холи со смертельным исходом или наследственного эффекта у первых двух поколе-
ний. Наследственные эффекты в последующих поколениях и соматические эффек-
ты, не приводящие к смертельному исходу (большинство случаев рака кожи, щи-
товидной железы), не учитываются. Поэтому коэффициент риска недооценивает
полную вероятность возникновения всех вредных для здоровья людей последствий.
*2 Значение шт для гонад учитывает возможные наследственные эффекты только
у первых двух поколений (т.е. детей и внуков облученных лиц).
*3 Числовое значение шт = 0,30 должно быть применено к каждому из пяти ор-
ганов (тканей), входящих в группу ”Остальные органы и ткани”. Отдельные участ
кн желудочно-кишечного тракта (желудок, тонкая кишка, нисходящая и восходя-
щая части толстой кишки) следует рассматривать как четыре различных органа.
При оценке эффективной дозы облучение кистей, предплечий, лодыжек и стоп, а
также хрусталика глаза не учитывается. В случае облучения кожи числовое значе-
ние коэффициента шт следует принимать равным 0,01.
при которой риск неблагоприятных последствий оказывается таким же,
как и при данном неравномерном облучении [4] .
Числовые значеъшя взвепшвающих коэффициентов шт, рекомендован-
ных Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ) , и коэф-
фициентов риска, на которых они основаны, приведены в табл. 3.10.
МКРЗ рекомендует эти взвецшвающие коэффициенты для целей проти-
ворадиационной защиты профессиональных работшшов независимо от
их пола.
Коллективная доза. Для количественной оцешси возможных соматико-
стохастических эффектов B результате воздействия иоъшзирующего излу-
чения на гругшы людей в цшроком диапазоне доз вводится понятие кол-
лективной дозы. При использовашш такой величины предполагается Ha-
nmme линейной зависимости доза-—эффект для любой ткани, облучаемой
любым видом иоьшзирующего излучеъшя, как правило, в дозах, не превы-
шающих допустимые значения для профессионального воздействия.
Коллективная доза определяется следующим путем.
Если большое число лиц N (P) находится в поле излучегшя с
мощностью дозы от Р до Р + dP, то величина PS, определяемая как
Р; = ЁРА’ (Р) dP, (3.5)
О
ССТЪ КОЛЛСКТИВНЗЯ МОЩНОСТЬ ДОЗЫ.
57

В формуле (3.5) мощность индивидуальной дозы Р и число Jm1J,N (Р) ‚
облучающихся с заданной мощностью дозы, в общем случае зависят от
времени; следовательно, от времегш зависит и мощность коллективной
дозы PS.
Коллективная доза за некоторый период времеъш от г, до 22 есть ре-
зультат интегрироваъшя по времеъш коллективной мощности дозы
DS = j PS(t) dt. (3.6)
Коллективная доза ‚ обусловленная действием некоторого кошсрет-
ного источника излучения за все время его существования, есть парциаль-
ная коллективная доза
Dsk = }°Psk<r> «и, (3.7)
0
где Psk (t) —- партшальная коллективная мощность дозы в момент вре-
мени г.
Слово ”парциальная” отражает тот факт, что доза связана с конкрет-
ным источъшком. При налитши нескольких источнш<ов общая коллектив-
ная доза равна сумме парциальных. Парциальная доза накашшвается за
все время действия источнш<а и в этом смысле выступает как прогнози-
руемая или ожидаемая доза. Определенная таким образом доза в зару-
бежной литературе называется the dose commitment.
Коллективная доза может быть определена и на основашш данных о
распределешш облучаемых лиц по индивидуальным дозам, которые бы-
ли получены (или будут получены) от какого-либо источъшка раггиаша-
онного воздействия. Такое распределение называется ”спектром дозы”
N (D) данного коллектива. В этом случае коллективная доза Ds для всех
лиц данного коллектива N c учетом всех значеъшй доз!) от О до Вмакс бу-
дет определяться соотношением
D МЗКС
1), = у DN(D) dD. (3.8)
0
Единицей коллективной дозы является чел-рад (чел-Гр), есзш рас-
сматриваются поглощенные дозы, и чел-бэр (чел-Зв) , есзш рассматри-
ваются эквивалентные (эффективные эквивалентные) дозы.
В принципе коллективная доза может определяться для коллектива
людей тшсленностью вплоть до нескольких человек (или даже одного
человека).
Коллективная доза, распространенная на популяцию, называется попу-
ляционной дозой. В случае, когда происходит облучение населения всего
Земного шара от данного источъшка (например, проведенных испытаний
ядерного оружия в атмосфере или предприятий ядерно-энергетического
Цикла), коллективная доза называется глобальной. Есзш воздействие
радиационного фактора распространяется на население определенного
региона, используется термин ”региональная коллективная доза”.
58

Важно иметь в виду, что одъш и те же люд„и или гругшы людей могут
находиться в сфере воздействия нескольких различных источнш<ов (на-
пример, естественного радутатшонного фона, глобальных радиоактивных
вьптадетшй, медицинского облучения, выбросов АЭС, профессионально-
го облучения и т.д.) и, следовательно, вносить свой вклад в формирова-
Hue pasmmublx коллективных доз.
Перед практическими работниками часто встает задача рассчитать кол-
лективную дозу профессионального облучения на какошлибо предприя-
тии на основашш результатов индивидуального дозиметрического кон-
троля.
В этом случае можно воспользоваться соотношетшем
п
щ 3 D,-N(D,->, (за)
l-1
являющимся упрощенным выражением формулы (3.8), ее дискретной
формой. Здесь D,- — среднее значение индивидуальной дозы для i-ro до-
зового интервала; N (D,-) —— тшсло шищ, получивших )1o3yD,-, попадающую
в 1'-171 интервал; п — полное тшсло интервалов, в которое сгруппированы
все значения индивидуальных доз.
Для расчета коллективной дозы можно рекомендовать следующую
простую процедуру группирования индивидуальных доз внутри стан-
дартных интервалов (по И.А. Лихтареву):
все результаты индивидуального дозиметрического контроля данного
коллектива сводятся в таблицу;
определяются минимальные Вмин и максимальные Вмакс значения
индивидуальных доз. Под минимальным значетшем обычно потшмают
нижтшй предел чувствительности данного метода контроля или эквива-
лентное ему квартальное или годовое значетше;
в качестве первого принимается интервал 0 - Вмин, а в качестве его
среднего значения Вмин/2;
все значения D > DMHH вплоть до 2,1 сЗв в год разбиваются на интер-
валы с шагом 0,2 сЗв в год (0,31 — 0,5; 0,51 — 0,7; 0,71 — 0,9 и т.д.);
средние значения доз для этих интервалов притшмаются равными 0,4;
0,6; 0,8 и т.д.;
для значетшй D от 2,11 до 5,0 сЗв в год принимаются три интервала
со средъшми значетшями 2,5; 3,5 и 4,5. Если число шиш, попадающих в
соответствующие интервалы, менее 5 чел., то для расчета берутся факти-
ческие значения индивидуальных доз.
Когда ъшсленность коллектива, работающего с источником ионизи-
рующего излучетшя, менее 30 чел., коллективная доза определяется как
сумма индивидуальных доз.
полувековая доза. Одной из наиболее важных вешачин, введенных в
практику радиационной защиты МКРЗ в Пубтшкашш N° 26 [4] , является
полувековая или ожидаемая эквивалентная доза внутреннего облуче-
ьшя H5 о. Она бьша введена для оценки риска вознш<новеъшя нежелатель-
ных биологических эффектов, которые, как считают, линейно зависят от
эквивалентной дозы, усредненной по данному органу или ткани, вне за-
59

висимости от времетш, за которое эта доза получена. Свое название (полу-
вековая доза) она получила потому, что верхний предел интергрирова-
ния принят равным средней продолжительности периода профессиональ-
‘ной деятельности человека — 50 лет. Эта доза определяется по формуле
т т
H50 = j:(;D5.,,,-Q,-M<1>,-dm/5 dm), (3.10)
l
где т — масса рассматриваемого органа или ткатш; D50, д — суммарная
поглощенная доза за 50 лет после поступления радионуклида в орга-
низм, характеризующегося видом ионизирующего излучеъшя i, B эле-
мент массы объемом dm рассматриваемого органа или ткаъш; Q,- -— коэф-
фициент качества; МФ; — произведетше всех остальных модифицирую-
щих факторов, учитывающих мощность дозы, фракциотшроваъше и пр.
МКРЗ рекомендует произведение МФ; принимать равным едиъшце для зна-
чений эквивалентной дозы, не превышающих установленные МКРЗ в Пуб-
лш<ации N° 26 нормативы для профессиональных работников.
Поэтому уравнетше (3.1О) можно записать в виде
H50 = f3Q,-Ds-0,,-,
l
где 050’; - суммарная поглощенная доза за 50 лет после поступления
радионукзшда в тело взрослого человека, усредненная по рассматрива-
емому органу или ткани. для каждого вида ионизирующего излучения i.
Для каждого вида ионизирующих излученгй 1Н5д‚д*в ткатш (органе)-
мишени TM от радионукзшда, содержащегося в ткани (органе) -источъш-
ке TM, тшсленно равна произведеъшю двух параметров: общего ъшсла
ядерных превращешай N радионуклида j, содержащегося в ткаьш (орга-
He) источнике Ти, за 50 лет после поступления, и энергии, выделяющейся
при одном ядерном превращенгш рашаонуклида j, умноженной на Q,- для
иотшзирующего излучеъшя вида 1' 2
H50(TM 9 Ти) =QiD50(TM +- Ти)! =НИ°1›6°1О—1ЗУЭЭ(ТМ‹—ТИ)Ё°1ОЗ’
(3.11)
где NM Imcno ядерных превращений радионукзшда] за 50 лет после поступ-
ления этого радионуклида в оргаъшзм взрослого человека; 1,6-10"?’-
ъшсло джоулей в 1 МэВ; УЭЭ (TM <— TM); — удельная эффективная энергия
иотшзирующего излучения вида i , выделяющаяся при одном ядерном пре-
вращении и поглощенная в ткани-мишеъш TM, умноженная на Q,-. Ее раз-
мерность МэВ/ (г-расп.); 103 — козшчество граммов в 1 кг.
Уравнение (3.11) можно записать в виде
Н50(Тм ‹— Ти)5= la6'l0-IONH [y33(TM е Tn)z']j-
Для всех видов иоъшзирующего излучеъшя 1°, испускаемого радионукли-
*Н5о‚; относится к средней эквивалентной дозе в ткани (органе) -мишени от ак-
тивности в ткани-источнике.
60

дом типа](Зв),
H5o(TM <- Ти)=1,6-1О"°[1\’и2УЭЭ(Тм ‹— TM),-],-.
Для поступления в организм любой смеси радионуклидов (включая и
дочерние радионуклиды) H50 B ткаъш (органе) может быть расстштана
с помощью соотношения
Н5од= 1,6-1О'1° 23 2[NM 2 .V33(TM<- TM),-]]-.
Ти/ 1'
Вычисления по приведенным формулам дают значеьшя полувековой до-
зы в зивертах.
В табл. 5.16 приведены числовые значеъшя УЭЭ (TM <— Ти) = Z УЭЭ
(TM <- TH) для отдельных наиболее важных с радиационно-гигиеничес-
кой тотп<и зрения радионуклидов. Эти значения даны только для рас-
сматриваемых радионуклидов без учета вклада дочерних продуктов
(для которых они даются отдельно).
Для любого радионуклида УЭЭ (TM <— Ти) определяются соотноше-
нием
У33(Тм “ Tn): = Ё [угЕгдТТм *‘ Tn)z'Qi]/mTM-
l
B этом выражении суммация проводится по всем видам иоъшзирующих
излучений i, испускаемых на одно ядерное превращение (распад) радио-
нуклида i , содержащегося в ткаъш (органе) -источьшке TH; И — выход
излучения вида 1' Ha одно ядерное превращение радионуклида 1'; E д — сред-
няя или монохроматическая энергия излучеьшя i (B зависимости от его ви-
да), МэВ; F (TM ‹— TM); -— фракшш поглощенной энергии в ткани-мише-
ни° TM от излучеъшя в ткани-источншсе TM *.
ГЛАВА 4
РАДИАЦИОННЫЙ ФОН ЗЕМЛИ
Радиационный фон Земли складывается из трех компонент:
1) излучения, обусловленного космическим излучеъшем;
2) излучения от рассеянных в земной коре, почве, воздухе, воде и дру-
гих объектах внешней среды естественных радионуклидов, из кото ых
основной вклад в дозу облучения человека вносят 4°К, 23811 И 23 Th
вместе с продуктами распада урана и тория;
3) излучения от искусственных радинуклидов, образовавшихся при
испытаниях ядерного оружия и выпавших на поверхность Земли в виде
локальных, тропосферных или глобальных радиоактивных осадков или
*Предполагается, что в большинстве органов (тканей), за исключением мине-
ральной части кости — кортикальной кости и содержимого желудочно-кишечного
гракта, энергия а-частиц и электронов полностью поглощается в ткани-источни-
ке Т и.
61

поступаюцшх во внешнюю среду при удапешш радиоактивных отходов
предприятиями атомной промыпшенности, предприятиями ядерного топ-
ливного цикла, предприятиями и учреждениями, работающими с радиоак-
тивными веществами и использующими их в медицине, науке, технике
или сельском хозяйстве.
Следует отметить, что кроме двух первых компонент, определяющих
естественный радиационный фон, в последние годы выделяют так назь1-
ваемьп71 технологически измененный естественный радиационный фон.
Он определяется как излучение от естественных источников иоъшзиру-
ющего излучения (естественных радионуклидов и космического излуче-
ния), которое не имело бы места (или не изменилось бы), если бы не ис-
пользовался некий технологическшй процесс, предназначенный непосред-
ственно для генерироваъшя ионизирующего излучения. Причинами такого
измененного фона могут являться, например, выбросы тепловых электро-
станций, работающих на ископаемом топливе (угле, нефти, природном га-
зе), содержащем естественные радионуклиды; полеты на самолетах; ис-
пользование природного газа для приготовлеъшя пищи или обогрева поме-
щений; герметизашитя помещения в целях экономии источъпшов энергии и
т.п. В некоторых случаях данный технологический процесс может умень-
цшть дозу облучения, обусловленную естественным радиационным фо-
ном. Например, при очистке воды открытых водоемов, предназначенной
для централизовашюго водоснабжения, в питьевой воде заметно умень-
шается концентрация Ra, U и других естественных, а также и искусствен-
ных радионуклидов. При сжигании ископаемого топлива образуется боль-
шое количество CO2, который разбавляет содержащийся в атмосфере
“С, что в свою очередь приводит к снижению дозы внутреннего облуче-
ъшя от радиоактивного углерода.
4.1. ЕСТЕСТВЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН
4.1.1 . Внешнее излучение
Космическое излучение. Косьишческое излучеъше подразделяется на
первичное и вторичное. Первичное излучение состоит из заряженных ча-
стиц высокой энергии, приходящих из космического пространства. В свою
очередь оно подразделяется на первичное галактическое космическое из-
лучение, испускаемое Солнцем (солнечное космическое излучение),
и излучение заряженных частиц, захваченных магнитным полем Земли и
образующих так называемые радиационные пояса.
Первичное галактическое космическое излучение в основном состоит
из протонов высоких энергий (примерно 90%) , попадающих в нашу Сол-
нечную систему из межзвездного пространства, а также ионов гелия
(‘Не), которые составляют примерно 10% первичного космического из-
лучения. Интенсивность других тяжелых частиц, протонов, нейтронов,
электронов, ‘у-квантов и нейтронов значительно меньше (табл. 4.1). Энер-
гия протонов первичного космического излучения колеблется в широком
диапазоне от 1 до 10” МэВ. При энергиях свыше 103 МэВ плотность по-
тока протонов экспоненциально падает с увеличением энергии. При энер-
62

Таблица 4.1. Состав первичного космического излучения на 51 ° с.ш. в 1952 и
1954 гт. [1]
Атомный номер Поток, част./ (м2-ср-с) Атомный номер Поток, част./ (м2 -ср-с)
1 1300 6-9 5,7
2 88 10-19 1,9
3-5 1,9 20 0,5
гиях менее 103 МэВ состав первичного космического излучения сильно из-
меняется. На него воздействует магнитное поле Земли, которое отклоня-
ет низкоэнергетическое излучение (корпускулярные частицы) обратно
в косьшческое пространство. Этот эффект зависит от широты, вследствие
чего большая плотность потока низкоэнергетических протонов в верхних
слоях атмосферы Земли наблюдается на полюсах. Это в свою очередь при-
водит к широтному изменению ионизации в атмосфере.
Плотность потока первичного космического излучения с течением вре-
мени незначительно изменяется периодически в соответствии с 11-летъшм
периодом солнечной активности. Наблюдаются также редкие, но очень
сильные возрастаъшя плотности потока излучения (в несколько раз и бо-
лее) во время мощных вспышек на Солнце. Плотность потока низкоэнер-
гетических протонов галактического излучения в верхних слоях атмос-
феры изменяется в пределах 11-летнего солнечного цикла. При этом плот-
ность потока протонов достигает максимума в период низкой активности
Comma и мшшмума во время наибольшей солнечной активности [1].
Средний ”возраст” галактического космического излучения, достигающе-
го Солнечной системы (время или длительность прохождения этого излу-
чения из Галактики), составляет 2,5 —33 МЛН. лет.
Первичное солнечное космическое излучение обусловлено вспышками
на Солнце. Солнечные вспышки наблюдаются в виде похожих на пламя
ярких протубераъщев на поверхности Солнца. Максимальной яркости оъш
достигают примерно за 10 мин, а затем медленно гаснут. Во время этих
вспышек испускается знатштельное количество энергии в виде излучения
в области видимого, ультрафиолетового и рентгеновского спектров из-
лучения. При наиболее интенсивных вспьшшах испускается большое ко-
личество заряженных частиц, преимущественно протонов и а-частиц.
Поскольку первичное солнечное космическое излучетше, образующееся
во время солнечных вспышек, характеризуется относительно ъшзкой энер-
гией, оно, как правило, не приводит к существенному увеличению дозы
внешнего излучения на поверхности Земли. Однако в верхних слоях
атмосферы мощность индекса поглощенной дозы может на очень корот-
кое время увеличиться в 100 раз и более [1] .
Радиационные пояса простираются на расстоянии 1‚2—8 земных радиу-
сов от экватора. Нижншй пояс лежит между 30 и 60° к северу и к югу от
экватора, внешний пояс — в области более низких широт. Внешний пояс
состоит преимущественно из протонов и электронов с небольцшм содер-
жанием а-частиц. Частицы попадают в этот пояс в результате их захвата
магнитным полем Земли и двигаются по спиралям вокруг силовых ли-
ний магнитного поля, отражаясь в районе полюсов вследствие увеличе-
63

mm плотности силовых линий магнитного поля в полярных областях.
Внутренний пояс состоит в основном из протонов c энергиями от несколь-
ких мегаэлектронвольт до нескольких сотен мегаэлектронвольт. Макси-
мальное значение плотности потока приходится на протоны с энергией
около 50 МэВ и электроны, плотность потока которых в диапазоне 100-
400 кэВ практически не зависит от энергии. Максимальная плотность
потока протонов равна примерно 4 - 104 част./ (см’ .с) на высоте примерно
1,5 земного радиуса. Энергия протонов во внешнем поясе составляет
0,1—-О,5 МэВ, причем их большая часть сосредоточена в области малых
энергий. Плотность потока частщ в радиационных поясах изменяется
вместе с изменением плотности потока первичного космического излу-
чения в пределах 11-летнего солнечного цикла [1]. Первичное космичес-
кое излучение почти полностью исчезает на высоте 20 км. Взаимодействуя
с ядрами атомов, присутствующих в воздухе, частицы высоких энергий
первичного космического излучения образуют нейтроны, протоны и мезо-
Hm. Часитцы с меньпшми энергиями теряют свою энергию в результате
процессов иоъшзашш. Многие из частиц вторичного космического излуче-
ния обладают достаточной энергией для того, чтобы вызвать ряд после-
дующих ядерных взаимодействий с ядрами атомов азота и кислорода,
присутствующими в атмосфере. В этих реакшаях образуются различшне
продукты активашш (так называемые космогенные радионуклиды). На-
селение Земтш подвергается воздействию практически только вторичного
космического излучеъшя. В табл. 4.2 приведены данные о скорости обра-
зования и распределении естественных космогенных радионуклидов 3H,
7Be, “C и “Na B атмосфере.
Таблица 4.2. Данные об образовании и распределении нуклидов естественного проис-
хождения 3H, 7Be, “C и “На [3]
Характеристика нукпида ЗН 7 Ве 1 4C 2 2 Na
Период полураспада 12,3 года 53,6 сут 57 30 лег 2,62 года
Число атомов, образующихся в еди-
ницу времени на едингщу площади
земной поверхности, атом/ (см2-с) :
в тропосфере 3,4- 10" 2,7- ю" 1,1 2‚4- 1o‘5
во всей атмосфере 0,25 8,1 - 10" 1,6——2,5 8,6 - 1o‘5
Общее количество, ПБк 1300 37 8500 0,4
Распределение по отнсшению к об-
ЩСМУ К°ЛИЧ0С1ВУ‚ %:
стратосфера 6,8 60 0,3 25
тропосфера 0,4 1 1 1,6 1 ‚7
поверхность Земли и биосфера 27 8 4 21
верхние перемещивапопшеся 35 20 2,2 44
слои океана
глубокие слои океана 30 0,2 92 8
донные отложения океана — - 0,4 —
Коъщентрация в воздзухе у поверх- — 3 - 3‚0- 10°4
ности Земли, мБк/м
Коъщентрация в поверхностных 200-900 -— - -
водах около контштентов, мБк/л
Удельная активность в земной — - 230 -
биосфере, мБк/г
64

Существеъшую роль среди вторичного космического излучения играют
протоны высоких энергий, нейтроны и пионы, которые, взаимодействуя
с ядрами атомов, содержащимися в воздухе, сами создают новые вторич-
ные частицы (каскады). По мере развития этого процесса происходит
резкое увеличеъше тшсла вторичных частиц (образование ливней).
Протоны и нейтроны вторичного космического излучения образуются
преимущественно в верхних слоях атмосферы. Вследствие быстрой поте-
ри энергии в результате ионизации и взаимодействия с ядраьиш атомов
плотность потока этих частиц резко уменьшается с уменьшением высоты
над уровнем моря. Поэтому вклад их в суммарную мощность дозы на уров-
не моря составляет всего несколько процентов [1] . Основной вклад в ин-
декс мощности поглощенной дозы в атмосфере (за исключением ее самых
нижних слоев) вносят электроны, образующиеся при распаде мюонов при
ионизации воздуха, производимой другими заряженными частицами,
или во время каскадных ливней. Плотность потока частиц космического
излучения варьирует во времени вследствие модуляции в пределах цикла
солнечной активности, солнечных вспышек либо за счет изменения атмо-
сферного давления и (или) температуры. Данные, характеризующие ва-
риабельность плотности потока различных компонент вторичного 1<ocMn-
ческого излучения, приведены в табл. 4.3.
Для оценки мощности дозы космического излучения необходимо знать
две велитшны: интенсивность ионизации в воздухе и плотность потока
нейтронов.
Таблица 4.3. Изменение плотности потока космического излучения в зависимости
от высоты над уровнем моря и геомагнитной широты [1]
Высота Широта, Относи-
Компонента косми- над град тельная Период
Причина вариации ческого излучения уровнем (сев. и ампли- вариации
моря, км южн.) туда*
1 оо
та,
Солнечная моду- Заряженные частщы 9 >50 22
дяция 5,5 >50 16
Мюоны О > 5 О 5 1 1 лет
Нейтроны 3,5 > 5 О 25
О > 5 О 20
Солнечные Мюоны 0 > 50 0—4OO Несколько ча-
вспышки сов
Нейтроны О О—9О 0— 10 O00 То же
Вариации атмо- Заряженные частицы О 0-90 > 10 Нескблько су-
сферного давле- ток
ния Нейтроны О 0-90 < 15 То же
Вариации темпе- Мюоны О 0-90 <5 1 год
ратуры атмо-
сферы
*Попная амплитуда вариаций по отношению к нормальной или средней плотности
потока No.
65
3 Зак 559

Плотность ионизации в атмосфере меняется в зависимости от высоты
над уровнем моря и геомагнитной цшроты, однако в районах высоких
пшрот (между 60 и 90°) ионизация почти постоянна. Кроме того, интен-
сивность ионизации изменяется в зависимости от солнечнои активности.
Она максимальна во время минимумов солнечной активности и достигает
своего минимального значения во время максимальнои активности
Солнца.
Опубликоваъшые в литературе после 1960 г. данные об интенсивности
ионизации на уровне моря от космического излучения хорошо согласуют-
ся между собой и группируются в интервале от 1,9 до 2,6 пар
ионов/ (смз .с) при среднем значении 2.1 пар ионов/ (смз .с).
Средняя энергия ионообразования для электронов различных энергий
и различных газов меняется в пределах от 27 до 42 эВ. Для воздуха сред-
няя энергия ионообразоватшя уменьшается примерно от 40 до 33 эВ по
мере увеличения энергии электронов от 0,5 до 10 кэВ, а затем она не-
сколько возрастает и при энергии электронов 1 МэВ составляет около
35 эВ. По аналогии со средней энергией ионообразования электронов мож-
но говорить о средней энергии ионообразования ‘у-излучения, которая оп-
ределяется как поглощенная энергия фотонов, деленная на полное число
ионов, созданных электронами, освобожденными этими фотонами. Так
как поглощенная энергия фотонов полностью преобразуется в кинети-
ческую энергию электронов, средняя энергия ионообразоваъшя т-излуче-
ния равна средней энергии ионообразования электронов, освобожденных
этим излучением. Научный комитет ООН по действию атомной радиации
(НКДАР) принимает в качестве средней энергии образоватшя одной пары
ионов 33,7 эВ. Тогда мощность поглощенной дозыв воздухе будет равна
3,2-10"8 Гр/ч. НКДАР это значение принимает численно равным индек-
су мощности поглощенной дозы. Около 75% этой мощности дозы создает-
ся электронами, образующимися при взаимодействии мюонов, 15% —
электронами, образующимися при распаде мюонов, а остальные 10% —
за счет электронов, возникающих в результате других процессов. Интен-
сивности ионизации на уровне моря 2,1 пар ионов/ (смз -c) соответствует
индекс поглощенной мощности дозы вне помещений 0,28 мГр/год [3].
Значительная часть дозы, обусловленной нейтронами ъшзких энергий,
формируется в результате реакций захвата нейтронов, идущих по типу
(п, 7) , (п, р). Нейтроны высоких энергий создают дозу преимущественно
в результате прямых соудареншй нейтронов с ядрами атомов. Для расчета
дозы нейтронов необходимо знать форму спектра нейтронов, так как зна-
тштельная часть энергетического спектра нейтронов космического излу-
чения лежит в области энергий 0,1—- 109 эВ.
Скорость образоваъшя нейтронов космического излучения на больцшх
высотах, усредненная по всему солнечному циклу, оценивается равной
4,0 нейтр./ (см2 .с) [1] .
Плотность потока космического нейтронного излучения на уровне мо-
ря колеблется от 0,0065 до 0,018 нейтр./ (см2 .с) (табл. 4.4). Для расче-
та доз в районах высоких пшрот принимают 8. l0'3 He17I'I‘p./(CM2 .с).
Так как дозовый коэффициент, позволяющий пересчитать плотность
66

Таблица 4.4. Плотность потока нейтронов и мощность поглощенной и эквивалентной
доз нейтронной компоненты космического излучения на уровне моря [2]
Широта в Северном Плотность потока, Мощность поглощен- Мощность экв ва-
полушарии, град нейтр./ (см2-с) ной дозы* , мкГр [год лентной дозы ,
мкЗв/год
41 0,01 4,3 25,8
54 О‚0О65 2,8 16,8
46 О‚0О65 2,8 16,8
46 o,o18o*3 7,7 46,2
55 o,o18o*4 7,7 46,2
46 0,0084 3,6 21,6
44 0,0074 3,2 19,2
41 0,0082 3,5 21,0
*1 Приведены значения средней мощности дозы в цилиндре радиусом 30 см,
имитирующем условного человека.
*3 При расчетах принималось, что коэффициент качества этого вида излучения
равен 6.
*3 Получено путем экстраполяции значений, измеренных на больших высотах,
к значениям на уровне моря. Длина релаксации принималась равной 145 г/см2.
*4 Среднее значение, полученное при обработке результатов исследований нес-
кольких авторов.
потока нейтронов в индекс мощности поглощенной дозы*, равен
4,93-lO'8 Гр/ч на 1 нейтр./ (см2 -c) [1], приведенной выше плотности по-
тока нейтронов соответствуют индекс мощности поглощенной дозы
4- 10' 1° Гр/ч и индексы поглощенной дозы на уровне моря для эквато-
риальных областей и широтах свыше 4О° — 2‚О-1О'° и 3,5 - 10"° Гр/год
[1]-
Хотя на уровне моря плотность потока нейтронов сравнительно мала,
она достаточно быстро растет с увеличетшем высоты и достигает максиму-
ма на высоте 10-20 км над уровнем моря. В табл. 4.5 приведены данные,
характеризующие изменение мощности поглощенной дозы (с учетом ней-
тронной компоненты) в зависимости от высоты над уровнем моря и
пшроты.
В табл. 4.6. приведены значения годовой эффективной эквивалентной
дозы на уровне моря от космического излучения и вклад ионизирующей и
нейтронной компонент этого излучеъшя.
Внешнее излучение, обусловлешюе естественными раднонуктшдами.
Естественные радинуклиды цшроко распространены во внешней среде.
Их можно подразделить на две больпше группы: радионуклиды, непре-
рывно образующиеся при взаимодействии космического излучения преи-
мущественно с ядрами атомов, присутствующих в атмосфере, и в значи-
тельно меньшей степетш в земной коре (космогенные радионуклиды
*Индекс мощности поглощенной дозы в некоторой точке равен максимальному
значению мощности поглощенной дозы в сфере из тканеэквивалентного материала
диаметром 30 см, причем центр сферы расположен в этой точке.
3- 67

Таблица 4.5. Мощность эквивалентной дозы космического излучения в зависимости
от высоты над уровнем моря и широты, мЗв/год [4]
Широта места, град
Высота, км
Экватор 30 50
1 0,60 0,70 0,90
2 1,00 1,30 1,70
3 1,70 2,20 3,00
4 2,60 3,60 5,00
5 4,00 5,80 8,00
10 14,00 23,00 45,00
15 30,00 50,00 1 10,00
20 35,00 60,00 140,00
Таблица 4.6. Годовая эффективная эквивалентная доза космического излучения на
уровне моря [3]
Составляющая кос- Индекс мощности Индекс годовой эф-
Коэффгщиент .. .‚
МИЧЗСКОГО ИЗЛУЧЕНИЯ ка‘! ств Q ПОГПОЩЗННОИ ДОЗЬЕ, фективнои ЭКВИВЗ-
° а мГр/год лентной дозы, мЗв
Ионизирующая ком- 1 0,28 0,28
понента _ 3 _2
нейтронная компо- 6 3,5 - 10 2,1 - 10
нента*
Суммарно — — ^‘ 0,3
*Для случая изотрогшого излучения на основании расчетов средней поглощен-
ной и эквивалентной доз.
3H, 7Be, “C, “Na, “Na и другие рашиюнуктшдьх) , и радионуклиды, при-
сутствующие в различных объектах внешней среды с момента образова-
ния Земли, а также их дочерние продукты распада.
На уровне Земли космогенные радионуклиды не вносят существешюго
вклада в дозу внешнего у-излучения. Из нуклидов земного происхожде-
ния основной вклад во внешнее излучение вносят “K и радионуклиды
семейств 2 “U и 23 2Th. Данные об этих семействах приведены в табл. 4.7
и 4.8.
Содержание в почве радионуклидов земного происхождения опре-
деляется как активностью исходных горных пород, так и характером про-
цессов почвообразования. В табл. 4.9 приведены сведения об удельной
активности естественных радионукшадов в обычных горных породах.
На удельную активность естественных радионуклидов в почве оказывают
влияние: активность горных пород, из которых она образовалась; процес-
сы выщелачивания почв грунтовыми водами; сорбция радионуклидов
почвами и ряд других факторов.
Энергия ‘у-излучения, испускаемого этими радионуклидами, не превы-
шает 2,6 МэВ, и поэтому оно частично поглощается в почве. Основной
вклад в дозу излучения над поверхностью Земли вносят нуклидь1, содер-
жашиеся в верхнем 30-сантиметровом слое почвы [1,2] .
68

Таблица 4.7. Основные физические характеристики радионуклидов ряда урана -—
радия [11
Истори- Основная энергия излучения, МэВ (интен-
Нуклид :e;:::_e Tl/2 СИВНОСТЬ, %)
ние а в 7
23317 Уран] 4,51-109пст 4,15 (25) — —
А, 4,20 (75) — —
230111 Уран х, 24,1 сут - 0,103 (21) 0,063 (3,5)
rt" 0,193 (79) 0,093 (4)
“ﬂea Уран х, 1,17 мин — 2,29 (98) 0,765 (0,30)
i__, 1,001 (0,60)
99,87% 0,13% Уран z 6,75 ч _ 0,53 (66) 0,100 (50)
* у 1,13 (13) 0,70(24)
23
9 д Ра 0,90 (70)
23:11 Уран п 2,47-105лст 4,72 (28) - 0,053 (0,2)
у 4,77 (72) — —
223111 Ионий 8,0-104 лет 4,62 (24) — 0,068 (0,6)
1 4,68 (76) 0,142 (0,07)
’§§Ra Радий 1602 года 4,60 (6) — 0,186 (4)
1 4,78 (95)
22:11:) Радон 3,823 сут 5,49 (100) - 0,510 (0,07)
f (Rn)
21650 Радий А 3,05 мин 6,00 (~100) 0,33 (~0,019) —
99,98% 0,02%
Раций в 26,8 мин - 0,65 (50) 0,295 (19)
2,13:Pb 0,71 (40) 0,352 (36)
2” 0,98 (6)
„Ат Астат ~ 2 c 6,65 (6) ? (~ 0,1) —
2 и 6,7О(94)
„за Радий с 19,7 мин 5,45 (0,012) 1,0 (23) 0,609 (47)
5,51 (0,008) 1,51 (40) 1,120 (17)
99 98%О 02% 3,26 (19) 1,764 (17)
214 I
84P0 РадийС" 164 мкс 7,69 (100) - 0,799 (0,014)
2;,n РадийС 1,3 мин - 1,3 (25) 0,296 (80)
1,9 (56) 0,795 (100)
210 2,3 (19) 1,31 (21)
“Pb Радий в 21 год 3,72 (0,00002) 0,010(85) 0,047 (4)
Ё 0,061 (15)
2 i Радий Е 5,01 сут 4,65 (0,0007) 1,161 (~ 100) —
‚д 4,69 (0,0005)
100% 0,0013%
й Радий F 138,4сут 5,305 (100) — 0,803 (0,0011)
Po
84
Радий Е п
4,19 мин
Радий G Стабильный —
1,571 (100)
69

Таблица 4.8. Основные физические характеристики радинуклидов ряда тория [1]
Истори- Основная энергия излучения, МэВ (интен-
mm вага, T1/2 °"““°°“*%’
a В 7
232 10
1 4,01 (76) — _
’§§Ra Мезоток 5,8 лет - 0,055 (100) -
1 рий 1
2ЁЗАС Мезото- 6,13 ч - 1,18 (35) 0,34 (15)
ъ рий п 1,75 (12) 0,903 (25)
228 2,09 (12) 0,96 (20)
9oTh Радио- 1,10 лет 5,34 (28) - 0,084 (1,6)
д торий 5,43 (71) 0,214 (0,3)
23211 a Торий х 3,64 сут 5,45 (6) — 0,241 (3,7)
5,68 (94)
2:211; Торон 55 с 6,29 (100) — 0,55 (0,07)
2 6
84Ро тории А 0,15 c 6,78 (100) — —
V
’,‘,§1>b Торий в 10,64 ч 0,346 (31) 0,239 (47)
у 0,586 (14) 0,300 (3,2)
‘айва Тории с 60,6 мин 6,05 (25) 1,55 (5) 0,040 (2)
6,09 (10) 2,26 (55) 0,727 (7)
, 1,620 (1,3)
64,0% 36‚0%
28,’, о 208 Торий с; 304 нс 8,78 (100) — —
8,11 ТорийС 3,10 мин — 1,23 (25) 0,511 (23)
1,52 (21) 0,583 (86)
1,30 (50) 0,360 (12)
20 2,614 (100)
“Pb Тории D Стабильный — - —
Следует отметить, что 2380 является не только родоначальником ра-
диоактивного ряда. В результате спонтанного деления он образует большое
количество других радионуклидов (продуктов деления). Количество
естественных продуктов деления в земной коре довольно велико, но
средняя коъщентрация активности их в почве чрезвычайно мала, и обу-
словленные ими дозы незначительны. Например, общее количество 9° Sr
в земной коре оценивается равным 5 - 10” Бк [5] , a его средняя удель-
ная активность в почве равна 2 - 10°° Бк/кг, и формируемая им годовая
доза облучения красного костного мозга составляет около 10' 1 1 Гр [З].
В табл. 4.10 приведены данные о средней удельной активности основ-
ных естественных радионуклидов в почвах различных пшов и формиру-
емая ими мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м от поверх-
ности Земли. Эта мощность дозы расстштывапась в предположении, что все
продукты распада 23 8U И 2 “Th находятся в радиоактивном равновесии
со своими дочерними продуктами. Данные, положенные в основу этих рас-
70

Таблица 4.9. Типичная удельная активность “К, 23811 и 232111 B обычных горных
породах и соответствующая расчетная мощность поглощенной дозы в воздухе на
высоте 1 м от поверхности Земли [1]
Удельная автивность‚ мБк/г Мощность пог-
Тип породы 40 к 2 3 8 U 2 3 2 Th gzugggggz дозы
мкГр/ч
Вулканические
Кислые (например, 1000 60 80 0,12
граниты)
Промежуточные 700 20 30 0,06
(например, диориты)
Мафические (напри- 240 10 10 0,02
мер, базальты)
Ультраосновные 150 0,4 25 0,02
(например, дюриты)
Осадочные
Известняки 90 30 7 0,02
Карбонаты — 27 8 0,02
Песчаники 370 19 10 0,03
Отанцы 7 00 44 45 0,08
Таблица 4.10. Средняя удельная активность 40K, 238Uu 232Th B почвах различных
ттшов и соответствующая мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м от
поверхности Земли [1]
Срешчяя удельная активность,Бк/кг Мощность погло-
Тип почвы 4 OK 2 3 8 U 2 3 2 Th IB11::g,oxl‘ie,z:l<{)I::;I/I1:
Сероземы 670 31 48 74
Серо-коричневые 700 - 28 4 1 69
Каштановые 550 27 37 60
Черноземы 4 10 22 36 51
Серые лесные 370 1 8 27 4 1
Дерно-подзолистые 300 15 22 34
Подзолистые 1 5 О 9 12 1 8
То рфянистые 90 6 6 1 1
Среднее для всего мира 3 70 26 26 46
Типшчиый диапазон 110-740 11-52 7‚5—48 14-—90
четов, приведены в табл. 4.11. Если использовать средние значения удель-
ной активности этих радионуклидов в почве из табл. 4.10, то соответству-
ющая им средняя мощность поглощенной дозы в воздухе вне помещений
от у-излучения естественных радионукшадов земного происхождеъшя бу-
дет равна 4,4 - 10'8 Гр/ч. “К, 2 3 “П и 2 3 2Th вносят в это значение соответ-
ственно 35, 25 и 40% [3]. 99% мощности дозы, обусловленной радионук-
лидами семейства 2 3 “U, вносят излучение 2 1 ‘Pb и 2 1 4 Bi —— короткоживу-
щих продуктов распада 222Rn, a большую часть дозы от радионуклидов
семейства 232Th формируют излучения 2°8Т1 и 228 Ас. Практически вся
доза обусловлена излучением радионуклидов, находящихся в верхнем
30-сантиметровом слое почвы [1].
71

Таблица 4.11. Мощность поглощенной дозы в воздухе на
высоте 1 м от поверхности Земли, обусловлены “К, 238Пи
232“ [Ц
Рашаонуклид или родо- Мощность дозы на еди у удельной
начальник ряда активности в почве, 10"1 ‚ Гр/ч на
1 Бк/кг
4°к 0,43
23311 4,27
23211. 6,62
Районы с повышенным естественным фоном. На Земном шаре имеется
ряд районов, где мощность поглощенной дозы в воздухе вне помещеншй
значительно превышает среднее значение (4‚85 i 1,1) 10`8 Гр/ч, характер-
ное для районов с ”нормальным” радиашюнньтм фоном. Это —- провинцша
Лацио и Кампанья в Италии, районы в штатах Керала и Ташшнад в Индии,
в штатах Эспириту-Санту, Минас-Жерайс И Рио-де-Жанейро в Бразилии,
ряд районов во Фрашши, Иране, Нигертш, на Мадагаскаре И в некоторых
других странах мира. В Индии наибольший интерес представляют участки
земли протяженностью примерно 250 и цшриной 0,5 км, (шт. Керала и
Таьшлнад) , где встречаются залежи радиоактивных минералов (монаци-
та). Измереъшя мощности экспозшшонной дозы в этих районах показа-
ли, что она колеблется в довольно больцшх пределах. На основашш ре-
зультатов этих измерений было подсчитано, что средняя мощность погло-
щенной дозы в воздухе вне помещений составляет около 1,3 мкГр/ч [1] .
В Бразишш выявлены два типа регионов с высоким естественным ра-
диаштонным фоном: область монацитовых песков вдоль Атлантического
побережья в штатах Эсгшриту-Санту и Рио-де-Жанейро и зона вулканичес-
ких шпрузий вдоль геологической трещины, которая простирается на
большом расстояншт от побережья через конттшентальный штат Минас-Же-
райс. Исследования радиационной обстановки в трех городах, расположен-
ных в районах монацитовых песков, показали, что напршиер, в городе
Гуарапари с населением примерно 12 тыс.чел. мощность поглощенной
дозы в воздухе колеблется от 1 до 2 мкГр/ч на ушщах и до 20 мкГр/ч в
некоторых местах на пляже. В населенном пункте Меайше, расположенном
в 50 км к югу от Гуарапари, средняя мощность поглощенной дозы в воз-
духе составляет примерно 1 мкГр/ч, а максимальное значеъше достигает
10 мкГр/ч. В штате Минас-Жерайс отмечены места, где мощность погло-
щенной дозы в воздухе достшает 28 мкГр/ч. В г. Рамсер (Иран) на участ-
ке B несколько квадратных километров, характеризующемся высоким
содержанием ”‘Ra B воде, мощность поглощенной дозы колеблется от
0,7 до 50 мкГр/ч. Во Франции в ряде районов тшшчное значение мощности
поглощенной дозы в воздухе достигает 2 мкГр/ч. Сравнительно недавно
во Франции обнаружен небольшой район, где мощность поглощенной дозы
составляет 100 мкГр/ч [1] .
Облучение внутри помещений. Среднюю мощность поглощенной дозы в
воздухе внутри помещений обычно оценивают на основании данных о
средней мощности дозы вне помещеъшй с помощью переводных коэффи-
72

EL
Таблица 4.12. Результаты исследования мощности поглощенной дозы в воздухе внутри помещений от ‘у-излучения земного происхож-
дения [З]
Взвешенное с
учетом прожива-
ющего населения
отношение дозы
Отношение дозы
внутри помеще-
ний к дозе вне
помещений
Взвешенная с
учетом прожи-
вающего населе-
ния средняя мощ-
Средняя мощ-
ность поглощен-
ной дозы в возду-
Период наб- Количест- хе Внутри помеще_
Страна ‘ЁЁЁЁЁНИЯ’ Bo жилищ Строение ний, 10-8 Гр/ч ность поглощен- внутри помеще-
ной дозы в возду- ний к дозе вне
хе, 10"'3 Гр/ч помещений
Австрия 1975—1978 1900 Кирпичное 10,8
Бетонное 8,1
Деревянное 7,5 7,1 — 1,65
Из природного 10,9
камня
Франшш 1978 946 Различные типы 8,8 — 1,09 —
1977—1979 1020 То же 9,9 — 1,11 —
ГДР 1965 —1966 667 Различные типы 7,4 0,78
ФРГ 1973—1974 29 996 Цельное 7,0 1,37
Сборное 7 ‚1 1,34
изготовленное завод- 4,0 7,0 0,94 1,36
ским способом
Деревянное 4,5 1,02
Норвегия 1963—1976 2026 Кирпичное 11,9 1,60
Бетонное 10,5 9,5 1,42 1,12
Деревянное 7 ‚1 0,95
Польша 1978 49 Из красного киршача — 1,2 —
Бетонное — 1,1 —
Из стройматериалов, 9,2 — 1,8 _
содержащих шлак
Швешая 1977 1189 Кирпичное
Бетонное 11,6
Из пористого бетона 17,2 9’6 " "
Деревянное 5,3

И.
Продолжение табл. 4.12
Средняя мощ-
ность поглощен.-
ной дозы в возду-
Взвешенная с
учетом прожи-
вающего населе-
Отношение дозы
внутри помеще-
ний к дозе вне
взвешенное с
учетом прожива-
ющего населения
Период наб- Количест- _ _ ..
стана n-«mew» во жилищ Строение §.?..3f,"1’Jl’5‘f~‘§}T‘.°"‘° .'Ii,‘ZTi”§§.’—§f$‘m”Z2f“ "°”°“‘°“’“‘ §L’;Z;“.f';Zi.’2§f:‘
юды ной дозы в возду- um”; к дозе вне
Xe. 10”“ Гр/ч помещений
Великобри- 1959 501 Из осад0ЧНЫХ
тания ПОРОД:
Данди 7,7 — 1,07 -
Эдинбург 6,8 — 1,24 -
Из гранита:
Абердин 9,7 — 0,82 —
Графство Абердин 9,4* —- 1,17 -
CIIIA 1971 110 Деревянное 3,9 - 0,75 -
1962 160 ” — — 0,70 —
*Среднее значение.

SL
I
Таблица 4.13. Оценки средней мощности поглощенной дозы ‘у-излучения от радионуклидов земного происхождения в воздухе на вы-
соте 1 м от поверхности Земли [3] (на основании обследований по странам и большши регионам)
Стрднд или среднее значение Число из- Период на- Метод исследования и используемая
регион и диапазон мощ- мерений блюдения, год ИЗМЗРИТЗПЪНЗЯ ЗГПЮРЗТУРЭ
ности поглощенной
дозы в воздухе, 10-8 Гр/ч
Австрия 4,3 (0,2—15) > 1000 1970-1974 Исследование почвы в населенных районах с помощью
счетчика Гейгера—Мюллера
Дания 3,8 (1‚7—5‚2) В 14 местах 1978 Исследование почвы c помощью ионизационной камеры
и ‘у-спектрометра
Франция 8,1 (0‚9—29) 865 1978 Исследования почвы c помощью термолюминесцентных
дозиметров (предварительные результаты)
ГДР 9,4 (2‚4—27) 1005 1965—1966 Исследования почвы c помощью ионизационной камеры
ФРГ 5,3 (0‚4—35) 24 739 1973—1974 Исследования почвы c помощью сцинтипляционных
детекторов
Индия 4,2 (”нормальные” В 35 местах 1965—1972 Анализ образцов почвы методом ‘у-спектрометрии
районы)
Ирландия 4,2 (0—18) 264 1978 Исследования почвы c помощью ионизационной камеры
Япония 4,9 (0‚5—10) 1127 1967—1977 Исследования почвы c помощью ионизационной камеры
и сцинтипляционных детекторов
Норвегия 7,3 (2-110) 234 1976 Исследования почвы c помощью ионизационной камеры,
расположенной в автомобиле
Польша 3,7 (1‚5—9) В 352 местах 1975—1978 Исследования почвы c помощью теромолюминесцентных
дозиметров
Румыния 8,1 (3‚2—21) 2372 Не указано Анализ образцов почвы методами: ‘у-спектрометрии
Швейцария 8,7 Не указано 1962 Исследования почвы c помощью ионизационной камеры
США 4,6 (1‚3—10) В 25 местах“ 1958—1963 Исследования в воздухе c помощью сцинтипляционных
детекторов
"‘Диапазон— в скобках.
“Охватывают приблизительно 30% населения.

циентов, учитывающих характеристики основных строительных мате-
риалов. При этом приъшмается во вшгмание, что строительные материалы,
с одной стороны, служат защитой от внешнего излучения, а с другой —
сами служат источником дополнительного облучения. Если принять, что
плотность строительного материала равна 1,6 г/смз ‚ то стена толщиной
50 г/см’ практически поглощает все внешнее излучение, идущее с поверх-
ности Земли, а стена толщиной 10 г/см’ снижает мощность дозы вдвое.
Исследования показатш, что мощность поглощенной дозы внутри помеще-
ния на первом этаже деревянного дома составляет примерно 75% мощно-
сти дозы вне помещеъшя. При подъеме на второй этаж мощность дозы
уменьшается еще на 10 —— 20 %. Мощность дозы на всех этажах ка-
менного здания примерно одинакова, что свидетельствует о том, что
снаружи излучение практически полностью поглощается в стенах этого
здания [1] . Некоторые сведения о результатах исследования мощности
поглощенной дозы в воздухе внутри помещеншй от земного излучения
приведены в табл. 4.12. В табл. 4.13 приведены оценки средней мощности
дозы ‘у-излучения от радионуклидов земного происхождения в воздухе
на высоте 1 м от поверхности Земли.
4.1.2. ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Имеющиеся во внешней среде радионуклиды поступают в организм че-
ловека с вдыхаемым воздухом или продуктами шатания и питьевой
водой.
Внутреннее обручение от космогенных радионуклидов. Вклад космо-
геьшых радионуклидов в суммарную дозу, обусловленную естественным
радиационттьтм фоном, невелик. Среди большого числа космогенных ра-
дионуклидов лишь четыре радионукзшда (3 H, 7Be, “С и "Na) вносят
некоторый вклад в эту дозу. Данные, характеризуюцше скорость обра-
зоваъшя и поступления их во внешнюю среду, приведены в табл. 4.2.
Сведения о поглощенной дозе в разшачных органах и тканях от содержа-
щихся в организме космогенных радионуклидов приведены в табл. 4.14.
Тритий — радиоактивный изотоп водорода с периодом полураспада
12,3 года.3 Н образуется в атмосфере, литосфере и гидросфере. Основным
источнш<ом естествеъшого ‘H является атмосфера, где он образуется в
результате взаимодействия протонов и нейтронов косьишческого излуче-
Hm с ядрами атомов азота, кислорода и аргона. Основной реакцией явля-
ется реакция туша “N + n -> “С + 3H при энергии нейтронов более
4,4 МэВ. Данные о скорости образования естественного 3 Н и оценки обще-
го содержания его во внешней среде приведены в табл. 4.15. Эти оценоч-
ные расчеты дают основание считать, что общее количество естественного
3H во внешней среде колеблется от 520 ПБк до 6,3 ЭБк. Оценки, прове-
денные в последние годы, дали соответственно значеьшя 1,26 и 1,04 i
i 0,26 ЭБк. Около 99% всего образующегося 3H превращается в НТО и
участвует в нормальном круговороте воды. Большая часть этого 3H co-
держится в морях и океанах в результате поступления его туда c дождем
или прямого обмена парами воды между воздухом и морской водой
[1]. На долю континентальных районов приходится около 30% общего
76

Таблица 4. I 4. Годовая поглощенная доза в различных органах и тканях человека от
внутреннего облучения космогенными радинуклидами 3H, 7Be, “C и 22Na
мкГр [31
Орган или ткань ЗН (В) 7Ве (В) МС (В) 22Na (В, 7)
Гонады 0,01 5,7 5 0,14
Легкие 0,01 — 5 ‚7 0,12
Красный костный мозг 0,01 1,2 24 0,22
Эндосгадтьные клетки 0,01 — 22 0,27
Щитовидная железа 0,01 — 5,9 0,12
Толстая кшцка 0,01 -— 13 0,14
Почки 0,01 — 1 3 —
Печень 0,01 — 13 —
Селезенка 0,01 - 13 —
Другие ткани 0,01 — 13 0,10
Таблица 4.15. Скорость образования и общее количество естественного трития
[11
Число атомов, образующихся в
едИНИЦУ Времени На гдИНИЦУ ПЛО- Общее количест- Год публика-
щади ЗеМНОЙ HOBCPXHOCTH. ВО трития, ПБк ции данных
атом] (см2 - с)
Внешняя среда
Атмосфера 0‚10—0‚20 520-1040 1953
0,12 630 1954
0,14 740 1955
1,2 6300 1957
1,2 6300 1957
1,06 5500 1958
0,9 4800 1958
0,75 3700 1958
0‚6—1,3 2960—6700 1960
0,25 —0‚35 1300—5600 1961
0,6 2960 1962
0,25 1260 1967
0,20 i0,05 1000 i 260 1967
Литосфера 10"3 3,7 1954
Гидросфера 10"5 3,7 - 10"3 1953
количества естественного 3H. До начала проведения интенсивных испыта-
ний ядерного оружия в атмосфере содержание 3Н в воде в различных рай-
онах Земного шара колебалось от 200 до 900 мБк/п [1,2] . Около 30%
общего количества естественного 3 Н содержится в глубоких слоях океа-
нов, около 35% — в верхних, хорошо перемешиваюцшхся слоях океана,
около 27% — в земной поверхности и биосфере, около 6,8% — B страто-
сфере и только около 0‚4% в тропосфере [1,2].
3H — чистый В-излучатель с максимальной энергией 0,018 МэВ. Для
измереъшя содержания 3H B различных объектах иногда пользуются три-
тиевой едшпщей (т.е.); 1 т.е. равна 10"8 атомов 3Н на один атом 2H И
эквивалентна концентрации 120‚6 мБк/л. Удельная активность ЗН равна
358,9 ТБк/г 3H. 1 г водорода содержит в среднем 3 млн. атомов 3H,
77

которые при распаде испускают 5,35 - 10"3 В-часпщ в 1 с. Это соответст-
вует удельной активности водорода 5,3 Бк/кг Н. Некоторые данные о
содержании 3H B рационе, организме жителей ряда городов США и их
выделениях приведены в табл. 4.16 и 4.17.
Bepwzuﬁ-7. Средняя коьщентрация 7Ве в приземных слоях атмосферно-
го воздуха в районе умеренных цшрот составляет примерно 3 мБк/мз ,
а в дождевой воде 700 Бк/мз. Некоторые сведения о естественном 7Ве
приведены в табл. 4.3. Основным источником постуштения этого panne-
нуклида в организм человека является потреблеъше зеленых овощей. По-
глощенная доза облучения всего тела взрослого человека оцеъшвается рав-
ной 0,08 мкГр в год [1].
Углерод-14. Радиоактивный изотоп угле ода 1 ‘C встречается в природе
вместе с другими изотопами углерода (1 С и 13C). Атомное отношение
“C/“C равно 1,2-10””, содержание “С в природной смеси изотопов
углерода примерно 1‚1%. Изотоп “С — чистый В-излучатель (Emma =
Таблица 4.16. Удельная активность ЗН в рационе жителей США, Бк/л [7]
Район 1967 г. 1968 г.
Тампа, шт. Флорида 14,1 5,2
Новый Орлеан, шт. Луизиана 22,2 5,2
Литл-Рок, шт. Арканзас 12,6 4,8
Луисвилл, шт. Кентукки 26,3 9,6
Альбукерке, шт. Нью-Мексика 17,8 8,9
Чарльстон, шт. Южная Каролина 25,5 9,6
Колумбия, шт. Миссисигш 14,8 6,7
Остин, шт. Техас 13,2 8,5
Среднегодовая концентрация 18,1 7,4
П р и м е ч а н и е. Для исследования отбирали суточные рационы детей, включая
все нашггки (кроме водопроводной ВОДЫ). B лаборатории пробы гомогенизировали
и примерно 100-150 г сжшали; воду, образующутося при сжшании, дисгиллировали
и измеряли содержание в ней 3H с помощью сцинтилляциоштого жидкостного
счетчика.
Таблица 4.17. Средняя концентрация ЗН в моче детей С, общая активность
трития во всем теле Q и доза облучения условного человека D
B 1967-1968 гг. [7]
1967 г. 1968 г.
Район
C, БК/П Q, Бк D, MK3B С, Бк/л Q, БК D, мкЗв
Берлингтон, шт. Вермонт 4,8 2920 2,1 —- — —
Уилмитптон, шт. Делавэр 2,5 1550 1,2 2,7 1660 1,2
Пуисвшш, шт. Кентукки 5,5 3400 2,5 2,1 1290 1,0
T ампа, шт. Флорида 1,8 11 10 0,8 3,3 2080 1,5
Колумбия, шт. Миссисипи 1,5 925 0,7 2,5 1590 1,2
Чикаго, шт. Шпшнойс 2,3 1440 1,1 5,2 3310 2,4
Остин, шт. Техас 3,7 2370 1,7 0,8 520 0,4
Айдахо-Фонде, шт. Айдахо 5,5 3480 2,6 4,4 2810 2,0
Среднее 3,3 2070 1,5 3,0 1890 1,3
78

= 0,156 МэВ) с периодом полураспада Т, ‚2 = 5730 21: 30 лет [1,2] . Естест-
венный радиоактивный нукш-щ “C образуется в верхних слоях атмосфе-
ры при взаимодействии нейтронов космического излучения с ядрами ста-
бильных атомов азота по реакшш “N (п, р) “C. Скорость его образова-
ния в атмосфере изучена еще недостаточно. В среднем за 11-летний период
солнечного цикла она составляет 2,28 атом/ (cM2 -с) . Это эквивалентно
скорости образоватшя около 1,4 ПБк ‘ “С в год, что находится в пределах
значений, приведенных различными авторами в более ранних работах:
1,6—2,5 атом/ (см2 -с) mm около 1,0-1,55 ПБк в год [1,2].
В своем докладе 1977 г. НКДАР показал, что общее содержание естест-
венного “C во внешней среде примерно в 60 раз больше, чем в атмосфе-
ре, т.е. примерно равно 8,5- 1018 Бк [1]. Это соответствует его скорости
образования 1015 Бк в год.
Удельная активность естествеъшого радиоутлерода в биосфере в XIX B.
бьша равна 227 х 1 мБк/г С, что соответствует общему содержанию его в
атмосфере 1,4-10” БК [3]. Однако в ХХ в. удельная активность “C B
воздухе снизилась вследствие его разбавления углеродом, выделяющимся
при сгораъпш ископаемого топлива (угля, нефти, природного газа).
Оценочные расчеты показали, что если бы не проводились испытания
ядерного оружия в атмосфере, то в результате такого разбавления кон-
центрация изотопа “C B биосфере к 1950 г. должна бьша снизиться на
3,2‚к 1969 г. — на 5,9, а к 2000 г. — на 23 %. В результате проведения испы-
таншй ядерного оружия в атмосфере, а также работы ядерных реакторов
в биосферу поступает дополнительное количество изотопа 1 ‘C [2] .
Среднее содержание углерода во всем теле условного человека, по дан-
ным МКРЗ, составляет 16 кг, т.е. 23% массы всего тела [6] . Годовая пог-
лощенная доза от 14 С, содержащегося в различных органах И тканях те-
ла человека, составляет (мкГр): 13 — для всего тела, 6 — для легких,
5 — для гонад, 320 — для клеток эндоста, 22 — для красного костного
мозга [1] .
Натрий-22. Некоторые сведения о скорости образования этого радиону-
клида в атмосфере, общем его содержании во внешней среде и распреде-
пении 22Na между отдельными комшонентами внешней среды приведены
в табл. 4.3.
Облучение от рассеянных во внешней среде естественных радионукли-
дов. К радионуклидам земного происхождения относятся нуклиды, вхо-
дящие в состав семейств 2 3 В U, 2 3 5 U и 2 3 2 Th, a также ряд других радиону-
Клидов (40К‚ 50V, 87Rb, 1 lsln’ 1 38La, 147 Sm’ 1 76Lu и др’).
Калий-40. Калий широко распространен в природе. Содержание радио-
активного 4°К в природной смеси изотопов калия составляет 0,0118%
(по массе). Период полураспада 4°К T1 2 = 1,3 -109 лет. Атомное отно-
шение изотопов калия 4°К/39К равно 1‚18-10'4. Удельная активность
естественного калия 29,6 Бк/г К. При распаде 4°К‚ содержащегося в 1 г
К, испускается 26,2 В-частиц в 1 с (89% актов распада) и 3,4 у-кванта
(11% актов распада). В земной коре содержится в среднем 3% (по мас-
се) калия: 888 мБк на 1 г литосферы; в изверженных породах 0,7 —-
5,1% (222—1480 мБк на 1 г) в осадотшых породах 0,3—-3,5% (92,5 —
1036 мБк на 1 г); в различных почвах 0,1—-3,1% (29,6-888 мБк на 1 г)
79

(см. также табл. 4.10) . В воде океанов концентрация “K колеблется от
8,88 до 11,84 Бк/л. В рационе взрослого человека содержание калия ко-
леблется от 1,43 до 6,54 г в сутки и в среднем составляет 3,3 г в сутки.
У детей в возрасте 8—12 лет поступление калия с рационом в сутки со-
ставляет в среднем З (1‚9О—3‚65) г. В табл. 4.18 приведены сведения о
наблюдаемых колебаниях содержания 4°К в отдельных продуктах пи-
тания.
Таблица 4.18. Удельная активность “К в некоторых пищевых
продуктах, Бк/кг (по М.Ф. Плотникову)
Количество иссле- Среднее зна- Наблюдаемый диапа-
пр°дукт дований чение зон
Картофель 306 107,З 37-222
Капуста 264 81,4 26-155
Морковь 188 81,4 37-159
Свекла 84 96,2 5 2—200
Помидоры 262 66,6 3З—122
Огурцы 200 66,6 37-122
Пук (головки) 150 74,0 33-100
Молоко 1335 37,0 26-56
Сметана 31 41,0 30-70
Мясо говяжье 82 70,3 22-159
Мясо свиное 49 66,6 22-159
В сутотшой пробе мочи 32 нормальных людей (22 мужчины и 10 жен-
щин) содержалось в среднем 2,8 (1,09-4,91) r калия. Выведение калия
с мочой днем выше, чем ночью. Дети выделяют в среднем 2,2 г калия в
сутки (от 1,4 до 3 г), грудные дети (в возрасте 1 мес) — 0,04 г в сут-
ки [6] .
Содержание кашля во всем теле человека сильно меняется в зависимо-
сти от возраста и пола. Наибольшее содержание калия у молодых муж-
tum, мшшмальное — у пожилых женщин. Среднее отношение между
двумя значениями достигает двух. Среднее значение для взрослого мужчи-
ны составляет примерно 2 г К на 1 кг массы тела [1,2] .
Андраси и Белезней [8] изучали различия в содержании калия у взро-
слых людей в возрасте 22-55 лет и полутпиши следующие соотношения меж-
ду средней концентрацией калия CK во всем теле и возрастом людей:
людеи:
CK (r К/кг) 2,34 - 0,0110 А ДЛЯ мужчин;
CK (r К/кг) = 1,99 - 0,0109 A для женщин,
где А измеряется в годах.
Удельная активность калия в различшых органах и тканях человека
варьирует в широких пределах: 0,5 г К на 1 кг костной ткани, 4,4 Г Кна
1 г красного костного мозга, 2,1 г К на 1 кг легких или яичек, 1,35 г К
на 1 кг — в яичниках [б]. Средние дозы за год, создаваемые “К при
такой концентрации калия, равны (мкГр): 270 для красного ко-
80

стного мозга, 140-180 для легких, года и эндостальных клеток и в целом
для всего тела человека (табл. 4.19).
Рубидий. Элемент, близкий по своим химическим свойствам к калию,
состоит из двух изотопов: стабильного “Rb и радиоактивного “Rb.
Период полураспада "Rb Tl /2 = 4,8- 10‘ °лет. Содержание его в природ-
ной смеси изотопов 27,85 %.
Распад “Rb сопровождается испусканием В-частиц с максшиальной
энергией 0,274 МэВ. Удельная активность рубидия составляет 3,1 мБк/мкг
"Rb и примерно 0,86 мБк/мкг Rb. Содержание “Rb в земной коре при-
мерно 0,03% (по массе), а удельная активность в различных горных поро-
дах изменяется от 1,3 до 203 Бк/кг. В морской воде его концентрация
составляет примерно 2 - 10-5 % (по массе), а в пресных водоемах —- еще
меньше.
В Москве-реке коъщентрация Rb примерно 1‚6- 10'7 % (по массе).
Однако по мере увеличения степени солености воды содержание рубидия
в ней повышается [9] . Среднее содержание Rb B теле человека составляет
1,7-10'3 %‚ а в костной ткани, яичниках и яичках —- соответственно 10,
4,5 и 12 - 10'4 % (по массе). Сведений о содержании и поведении 8 7Rb во
внешней среде почти нет. О метаболизме Rb B организме человека также
известно очень мало. Предполагают, что в организме человека он распре-
деляется так же, как и калий. В Японгш поступление Rb B организме чело-
века с пищевым рационом в сутки составляет 1,4 мг у детей и 1,5 мг у
взрослых [11]. По данным других авторов [б] , в организм мужчины в
сутки поступает 2,5, а женщины — 1,8 мг. Некоторые данные о содержа-
mm “Rb B организме так называемого условного человека приведены в
табл. 4.19. Средняя удельная активность этого радионуклида в теле чело-
века равна 8,5 Бк/кг массы [3]
Ряд урана — радия. “BU является родоначальником ряда (семейства),
состоящего из 19 нуклидов. Основные физические характеристики радио-
нуклидов этого ряда приведены в табл. 4.7. В этом ряду можно выделить
Таблица 4.19. Удельная активность “Кн "Rb в тканях и годовые
поглощенные дозы, обусловленные этими радионуклидами [3]
Калий Рубидий
Концен- Удельная Мощность Концен- Удельная Мощность
орган или ткань трация ЗКТИВФ ПОГЛОЩСН- трация актив- ПОГПОЕЦСН-
элемен- ность, ной дозы, элемен- ность, ной дозы,
та, г/кг Бк/кг мкГр/год, та, мг/кг Бк/кг мкгр/год
(КГ ‚ 7) 3
Гонады (яички) 2,1 64 180 20 18,0 10
Легкие 2,1 64 180 9,2 8,1 4,5
Красный костный 4,4 130 270 7,8 7,0 7,0
мозг
Эндостальные — — 140 — — 14,0
клетки
Щитовидная же- 1,1 33 100 6,0 5,3 3,0
леза ,
другие ткани 2,0 61 170 7,8 7,0 4,0
81

пять подсемейств, внутри которых активность нуклидов-предшественни-
ков, как правило, в значительной степени определяет активность его про-
дуктов аспада. Это 2 3 “U, его два ко откоживутцих дочерних радиону-
клида 2 ‘Th и 23‘”"Pa, a также 23411, 3°Th, 22°Ra, который во внецшей
среде, как правило, не находится в равновесии со своим материнским ра-
дионуктшдом 2 3°Th и дочернши газообразным нуклидом 2 22Rn; 2 22 Rn ->
_, 214POH21oPb_,21oPO.
Подсемейсгво уран-238 (2'”U, 234Th, 234”'Pa и 2340). Считают, что
естествеьшьпй U состоит из 238U, находящегося в радиоактивном равно-
вестш с 234Th, 234'"Pa И 23411, так что в 1 кг U содержится по 12 МБк
каждого из указанных четырех радионуклидов. Вкладом 235 U B суммар-
ную активность естественного урана можно пренебречь [3]. Частицы пы-
ли, поднятые c поверхности Земли, являются основным источником по-
ступления урана в атмосферный воздух. Если принять, что запылештость
воздуха вблизи поверхности Земли в населенных пунктах составляет при-
мерно 50 мкг/м3, а средняя удельная активность 238U B почве равна
26 Бк/кг (см. табл. 4.10), то средняя концентрация 238U B воздухе рав-
на 1,3 мкБк/мз. Результаты измерения содержания 2”U B воздухе в
районе расположетшя ряда населенных пунктов хорошо согласуются с
результатами этих расчетов [3]. Годовое поступление 23 8U B oprarmam
человека с вдыхаемым воздухом составляет 1 - 1O"2 БК (табл. 4.20).
Сводка даъшых о содержантш 2 3 3 U B суточном рационе и в теле челове-
ка в ряде стран мира приведена в табл. 4.21.
Даьшьте- американских ученых о среднем поступлеьши U B оргаъшзм че-
ловека с различными пшцевыми продуктами приведены в табл. 4.22. Для
пересчета приведенных в этой таблице данных в граммах U B едишщы
активности следует иметь в виду, что 1 мкг 2 3 8U равен 12 мкБк.
Таблица 4.20. Годовое поступление в организм “BU, 232Th н продуктов их
распада в регионах c нормальным радиационным фоном, Бк [3]
Источник Через органы дыхания Через органы пищеварения
Ряд 238U
"30 1 - 1o‘2 5
’3“'rh 1 - 10" 5
234Pa 1 - 10" 5
23411 1 - 10" 5
тть 1 - 10" —
шва 1 - 10" 15
"°1>b 4 40
"°Po 0,8 40
Ряд 232.11,‘
232Th I _ 10-2 _
22°ка 1 . 1о"2 15
тАс 1 - 1о"’ 15
223111 1 - 10"’ 15

Таблица 4.21. Содержание 2380 а пище и в теле
человека в ряде стран мира [1]
Поступление Выведение с Активность Активность
Страна c пищей, мочой, в скелете, во всем теле,
мБк/сут мБк/сут мБк мБк
Франция 7,4-33,3 — — —
Япония:
Киото и Саппоро 18,5 — — —
Окаяма* 44,4 1,1 — —
Великобритания 14,8 4,8 780 1220
США:
Нью-Йорк 16,0 1,9 670 960
Чикаго 17,0 — — —
Сан-Франциско 16,0 — — —
СССР 1 1, 1 — — —
‘Среднее значение, наблюдаемое в двух деревнях, расположенных около
уранового рудника и завода по обогащеншо урана.
Таблица 4.22. Среднее годовое поступление U B организм
человека с различными пищевыми продуктами, мкг [12]
Вид шпцевого продукта Нью-Йорк Чикаго Сан-Франциско
Хлебобулочные изделия 66 58 58
Зерновые продукты 16 16 16
Яйца 3,4 3,4 3,4
Свежие овощи 25 25 44
Листовые овощи 12 9,4 12
Домашняя птица 2,7 8,4 5,6
Свежая рыба 3,4 6,8 4,5
Мука 23 14 8,4
Макароны 1,2 1,4 1,9
Рис 5,8 18 4,3
Мясо 79 104 46
Креветки, крабы и пр. 9,5 29 31
Сухие бобы 4,5 1 1 1 1
Картофель 1 1 1 1 01 101
Свежие фрукты 76 76 42
Консервированные фрукты 4,2 6,4 4,0
Фруктовые соки 1, 1 1,1 3,4
Консервировашые овощи 4,0 2,0 4,0
И т о г о 463,8 522,9 462‚5
П р и м е ч а н и е. Рассчитано на основании данных Министерства сельского
хозяйства США на 1965 г. о среднем потреблении пищевых продуктов.
Поступление этого элемента в оргаъшзм человека c рационом в районах
с нормальным естественным радиационным фоном оценивается равным
примерно 5 Бк в год, причем вклад питьевой воды в суммарное поступле-
ние очень небольшой. Однако в ряде районов Mnpa зарегистрированы
очень высокие концентрации “BU B питьевой воде. В СССР бьши отмече-
ны концентратах, достигающие 2,6 кБк/мз [13] , в Финляндгш в некото-
83

рых пробах воды из колодцев бьша зарегистрирована концентрация
238Ппорядка 100 кБк/мз [14] .
Данные о содержангш U B теле жителей г. Москвы и Московской обл.
приведены в табл. 4.23.
Содержание 23 “U B костной ткани людей, проживающих в районах с
нормальным естественным радиационным фоном (преимущественно
вследствие постуштения через органы гшщеварения) ‚ находится в диапа-
зоне 0,1—0,2 Бк/кг; в мягких тканях этот диапазон цшре: от 1-10"3
до 1-10"’ Бк/кг для большинства мягких тканей и от 1 -10"’ до
8-10"’ Бк/кг для почек. В табл. 24 приведены сведения о средней кон-
центрашш 238U B ряде органов и тканей тела человека по усредненным
данным НКДАР и о поглощенных дозах, формируемых “BU, “‘4Th,
234mPa и 234U_
B табл. 4.25 приведены данные о содержании U B выделениях человека.
Торий-230. Согласно проведенным оценочным расчетам поступление
”°Th B организм человека с вдыхаемым воздухом составляет 10 мБк
Таблица 4.23. Содержание урана в различных органах и тканях жителей
г. Москвы и Московской обл. (Рдд. дРУТман, В.В. Мордашева)
Число ис- Концентрация Содержание Пв
Орган или ткань следован- U, нг/г сырой органе (ткани),
ных проб ткани мкг
Мозг (головной) 67 14,9 Ё 1,2 22,4 Ё 1,8
Печень 71 10,7 Ё 1,5 18,2 Ё 2,5
Поджелудочная железа 64 9,4 Ё 2,3 0,6 Ё 0,15
Bp0HXOJIeI‘0'1HI>Ie штмфоузлы 44 6,9 Ё 1,9 0,1 Ё 0,03
Яичники 14 6,8 Ё 1,0 0,05 Ё 0,1
Мыцщы 65 6,5 Ё 1,0 195,0 Ё 30,0
Кости черепа 59 6,3 Ё 1,3 7,6 Ё 1,8
Легкие 70 5,4 Ё 0,8 5,4 Ё 0,8
Почки 69 5,3 Ё 0,9 1,6 Ё 0,28
Надпочечники 59 5,1 Ё 1,1 0,1 Ё 0,02
Кости бедра 26 4,6 Ё 1,9 7,5 Ё 3,0
Селезенка 66 4,6 Ё 0,8 0,7 Ё 0,12
Яички 42 4,3 Ё 1,2 0,2 Ё0‚05
Сердце 62 4,2 Ё 0,8 1,3 Ё 0,24
Щитовидная железа 61 3,7 Ё 0,9 0,07 Ё 0,001
Тонкий кишечник 69 3,3 Ё 0,6 3,7 Ё 0,66
Желудок 60 3,2 Ё 0,6 0,8 Ё 0,15
Кости позвонка 69 3,0 Ё 0,7 5,9 Ё 1,3
Мочевой пузырь 56 2,6 Ё 0,6 0,4 Ё 0,10
Грудина 67 2,4 _ 0,5 0,3 Ё 0,06
Кожа 60 2,4 Ё 0,6 14,7 Ё 3,66
Аорта 44 2,0 Ё 0,5 0,2 Ё 0,05
Толстый кишечник 70 2,0 Ё 0,3 0,6 Ё 0,08
Кости ребра 71 1,8 Ё 0,4 1,3 Ё 0,3
Жировая ткань 57 1,9 Ё 0,4 18,6 Ё 4,0
Твердая мозговая оболочка 61 1,7 Ё 0,3 —
Кровь 51 1,1 Ё 0,2 6,2 Ё 1,1
Остальные кости — — 17,4
В с е г о в организме взрослого — — 330‚6 i 32,0
ЧСПОВ ЭКЗ
84

Таблица 4.24. Средняя удельная активность 238Пв тканях и соответствующая
годовая поглощенная доза внутреннего облучения от радионуклидов
ряда 2 3 8U [3]
Удельная Годовая поглощенная доза, Гр
активность*
тЦмБк/кг ““U(a> шли 03.7) ’3“’"Pa<B,7) ткни)
Орган или ткани
Гонады и легкие 5 1,1 - 10'7 2,0 - 10’9 2,0 - 10”“ 1,2 - 10"’
Костная ткань:
кортикальная 150 — — — —
трабекулярная 150 -- — —- —
Красный костный мозг 5 2,1 - 10"’ 1,1 - 10"‘ 1,4- 10"’ 2,4 - 10”
Клетки зндоста - 1,7 - 10“ 3,4 - 10“ 4,3 . 10"’ 2,0 - 10"‘
Щитовидная железа 5 1,1 - 10"’ 2,0 - 10’° 2,0 - 10“ 1,2- 10"’
Почки 5,0 1,1- 10”‘ 1,5 - 10"’ 2,1 - 10"’ 1,2 - 10"
Другие ткани 5 1,1 - 10"’ 2,0 - 10"’ 2,0 - 10" 1,2 - 10"’
“Предполагается, что 234ТЬ ‚ 234mPa и 23411 находятся в радиоактивном рав-
новесиис 23811 во всех органах и тканях.
Таблица 4.25. Среднее содержание U в экскретах жителей г. Москвы
и Московской обл. (Р.д. друтман, В.В. Мордашева)
Э Число исследован- Объем или масса Среднее содержание
Кскретъ‘ ных проб пробы U, мкг
Моча 483 1000 мл 1,07 i 0,08
483 Суточное количество 1,4 i 0,10
Кал 397 100г 1,7 i 0,10
318 Суточное количество 2,3 i 0,2
B год. Сведетшя о постуштеньш “°Th c paI.[PIOHOM отсутствуют. Однако
вклад его перорального поступления, по всей вероятности, пренебрежимо
мал из-за очень низкой резорбшш этого радионуклида из желудочно-ки-
шечного тракта (ЖКТ) в кровь.
Th является остеотропным элементом: около 70% Th, содержащегося в
оргаъшзме, приходится на скелет, где он длительное время удерживается.
Принято считать, что Th преимущественно откладывается на поверхности
кости. Вследствие шштельного удерживания Th в костной ткани с воз-
растом происходит постепенное увеличение концентрации 2 3°Т11 в костях
человека. Среднее содержание “°Th B скелете оценивается равным
0,14 Бк, средняя удельная активность его в кортикальной кости равна
2-10"’ БК/КГ, а в трабекулярной кости — 7-10"’ Бк/кг. Наибольшая
удельная активность 23° Th наблюдается в лимфатических узлах
(0‚3 Бк/кг). Некоторые данные о содержании 2 3 °Th B различных органах
и тканях тела человека приведеныв табл. 4.26. В этой же таблице приве-
дены данные о годовой поглощенной дозе излучения в этих органах (тка-
нях). Эффективная эквивалентная доза, рассчитанная на основании дан-
ных, приведенных в табл. 4.26, равна 6,8 мкЗв в год [З].
85

Таблица 4.26. Средняя удельная активность 23°Th B тканях тела человека
и формируемая им годовая доза внутреннего облучения [3]
Орган или ткань ggggziizgrlag/¢eIJ<1:Haa актив- гпдозая тёоэгтгёзхденная до-
Гонады 0,3 0,07
Молочная железа 0,3 0,07
Легкие 20 4,7
Кортикальная кость 20 —
Трабекулярная кость 70 —
Красный костный мозг 0,3 5,6
Клетки эндоста —- 74
Щитовидная железа 0,3 0,07
Почки 10 2,4
Другие ткани 0,3 0,07
Радий-226. Основным истотшиком постуштения 22‘Ra, так же как
23811 и 23°Т11, в атмосферу является почва. В год в среднем в организм
человека через органы дыхания поступает около 10 мБк 22‘Ra. Вклад
перорального поступления этого радионуклида в организм человека более
значим, чем ингаляционного. В районах с но мальным естественным ра-
диационным фоном среднее поступление 22 Ra через ЖКТ оценивается
равным примерно 15 Бк в год. Вклад питьевой воды в это значение, если
источником централизованного водоснабжения являются открытые во-
доемы, невелик. Но в ряде случаев отмечены более высокие концентрации
22°Ra B воде из единичных артскважин или в минеральной воде некото-
рых источников — от 37 до 370 мБк/л [З] и более. Так, во Франции кон-
центрация 22°Ra B воде одного источника, используемого для гштьевого
водоснабжения, составила 2,7 Бк/л. Население, потребляющее воду из
таких источников, большую часть поступающего в организм 22°Ra полу-
чает с этой водой. Данные о содержании 22‘Ra B воде различных водо-
емов, единичных артскважин и минеральных источъшков приведены в
табл. 4.27 и 4.28.
В отдельных районах Земного шара выявлены районы с высоким со-
держанием U И Th в почвах (например, шт. Керала в Иншш и область Ара-
ша-Тапира в Бразилии). В этих районах поступлеъше 22°Ra c рационом
(гшщевьшш продуктами) может существенно превышать с едъше значе-
ния для всего Земного шара. Среднесуточное поступление 2‘Ra B opra-
НИЗМ жителей ряда районов шт. Керала составляет 40 Бк. Поступление
2 2°Ra B организм лиц, пролсивающих в районе радиоактивных аномалий, в
Бразилии меньше. Его годовое поступление колеблется от 140 до 540 Бк
[3]. Некоторые сведения о содержании 22°Ка в суточном рашюне жите-
лей ряда районов Земного шара приведены в табл. 4.29.
В табл. 4.30 приведены сведеъшя о содержании 23°Ra В рационе жите-
лей ряда городов США, в табл. 4.31 — сведения об удельной активности
2 2 ‘Ra B различных тшщевых продуктах. В табл. 4.32 представлены данные
о шдержангш этого радионуклида в различных органах и тканях человека.
В отдельных случаях максимальные и минимальные котщентрации могут
отличаться от средних значений в 10 раз.
86

Таблица 4.27. Содержание естественных радинуклидов в воде [10]
Радионуклид Водоем (источник) ЁЁЁЭЁШРЩИЯ’
4°К Реки 285
Озера 480
Океаны 8880— 1 1 840
225Ra Океаны 0‚26—1 1,1
Реки Северной Америки 1,11
Р. Миссисипи, США 37-11 1
Р. Темза, Великобритания 0,37
Реки ФРГ 2‚6—29‚6
Источники питьевой воды
Вода из водопровода, СССР 37
Вода из водопровода, Швеция 7,4-37
Вода из водопровода 41 города, США До 37
Вода из водопровода, Австрия, Бад-Гаштейн 222
Вода из водопровода 7 городов, ФРГ 1‚11—1 11
Глубокозалегающие воды, США До 1370
Колодцы в сельской местности США 1,11—129,5
Артскважины
Источник Кюри, США, шт. Колорадо 1,11 - 107
Горячие источники Шиманье, Японии 2.59 - 107
Чехословакия, г. Яхимов 1,85 - 107
Австрия, Бад-Гаштейн 3,7 - 106
Франция (1‚1 +5,2) 103
ФРГ 2,6 - 666
Воды урановых месторождений 296 — 74 000
2 “Ra Источник минеральных вод СССР
Пятигорск, радоновые минеральные воды 1 10
Вицшегорский Урал 37
Баку 3,3 - 104
Ухта 2,8 - 105
Молоковка, Забайкалье 2,7 - 103
Бештаугорский 370
Славяновсклш 7,7 - 103
Исти-Су N9 18, Закавказье, радиевые мине- 13,7 - 103
ральные воды 3
Дже-Огуз, Киргизия 2,2 - 10
Мацеста, радоново-радиевые минеральные 1,8 - 103
воды
Природный уран Атмосферные осадки (дождь, снег) 0,1-—3
Реки Северной Америки 0,016—0,04
Большое соленое озеро, США 5
Минеральные источники, Япония 0,002—0,95
Гидрокарбонатные воды в европейской 0‚5—5
части СССР на широтах Ленинград-Москва
Реки на юге Украины и в зоне преобладания 2-—30
гидрокарбонатно-сульфатньтх и сульфатно-
хлоридных вод
Подземные воды в ‘высокогорных районах 2
Вода южных рек СССР 50‘
Вода северных рек СССР 0,002—0,2
87

Продолжение табл. 4.27
Радионуклид Водоем (источник) ёёшйтрщия’
Реки СССР
Рион 0,7
Обь 1
Ока 0,8-—1‚0
Природный уран Волга 0, 15 —1‚ 1
Кама О‚8—1‚5
Днепр 1 —1‚7
Енисей 1 —2‚0
Иртыш 1 —2‚1
Дунай 0 —3‚0
Дон 2 —3‚0
Сырдарья 6‚0-10
Воды морей и океанов 0 04—2‚8
высыхающие непротточньпе озера До 40 000
232Th Воды морей и океанов (1 410) 10-3
Примечание. Концентрация U и Th — B МКГ/Л.
Таблица 4.28. Концентрация Ra B морской воде в зависн-
мости от глубины [10]
Глубина, м Концентрация, 10-13 г/л
0 4
600 14
1300 29
Таблица 4.29. Содержание “ska в рационе и костях человека
в различных районах мира [1]
Поступление с пищей Средняя
Наблюдаемое отноше-
концен- ние*
„ трация В 7
PWOH мБк/сут мБк/г Са m,c.mx*, мвкрсг мБк/г Сав
мБк/кг на 1 мБк/ кости на
[сут 1 мБк/г Са
в рационе
Районы c нормальным фоном внецщего т-излучепяня
Аргентина 29,6 40,7 240 8,2 0,030
Австралия — — 200 o. -
Канада - — 120 — —
Чили - — 81,4 — —
Konro — — 440 —- —
Франция 40,7 40,7 _-—__ — -
ФРГ — — 260 — —
Гватемала — — 100 —- —
Индия:
Бомбей 29,6 59,2 160 5,4 0,013
ТараПУР 18,5 37,0 — — -
Израиль — — 700 — —
88

Продолжение табл. 4.29
Поступление с пищей Средняя
Наблюдаемое отноше-
концен- ние*
трация в
“т?” мБк/сут мБк/г Ca 30¢-1-,,x*, M_Bn<[Kr мБк/г Са в
мБк/кг на 1 мБк/ кости на
[сут 1 мБк/г Са
в рационе
Италия 5 1,8 103‚6 — — —
Япония:
Саппоро 14,8 29,6 59,2 4,0 0,016
Киото 37,0 107‚3 280 7,5 0,019
Польша:
Восточные районы — — 285 — —
Северные районы — — 200 — —
Южные районы — — 240 — —
Западные районы — — 1200 — —
Пуэрто-Рико 1 25,9 48,1 126 4,8 0,013
Пуэрто-Рико 2 — — 100 — —
Южная Африка — — 218 — —
Украинская ССР — — 780 — —
Великобритания 44,4 40,7 300 6,7 0,037
США:
Бостон — — 280 — —
Хьюстон — — 440 — —
Шт. Рвшинойс — — 740 - —
Шт. Новая Англия — — 318 — —
Нью-Йорк 1 63,0 63,0 266 4,2 0,021
Нью-Йорк 2 — — 200 —- —
Сан-Франциско 29,6 29,6 229 7,7 0,039
Шт. Висконсин — — 240,5 — —
Среднее арифметическое 33,3 55,5 314,5 6,1 0,024
Районы с повышенным фоном т-излучения
индия, шт. Керала 122‚1 244,2 285 23 0,058
*Ha единицу сухой массы.
Таблица 4.30. Удельная активность "”°Ra B рационе жителей
США в 1964 — 1967 гг. [15]
Удельная Удельная
Город, штат активность, Город, штат активность,
мБк/кг мБк/кг
Бостон, шт. Массачусетс 19 Денвер, шт. Колорадо 23
Папмер, шт. Аляска 20 Кливленд, шт. Огайо 23
Чикаго, шт. Иллинойс 21 Берлингтон, шт. Вермонт 23
Айдахо, шт. Айдахо 21 Уилминггон, шт. Делавэр 26
Сиэтл, шт. Вашингтон 23 Питсбург, шт. Пенсильваъшя 27
89

226
Таблица 4.31. Удельная активность Ra в различных пищевых продуктах [4]
Удельная активность
Продукт
мБк/г золы мБк/кг мБк/г Са
Зерно 20,3 85 —
Картофель 24,4 355 —
Молоко 2,0 1 1 7 ,8
Говядина 2,4 30 326
Свинина — 30 (макси- 359 (Maw
мальная 5 6) мальная
67 0)
Свиная печень - 30 2960
Кровь крупного рогатого скота — 7 152
Сухое молоко —- 60 5,2
Яйца, 20 шт. —- 1 15 255
Масло - 1 1 20,4
Свежая сельдь с костями - 126 31,5
Треска без костей - 150 555
Жир печени трески — 180 8500
Черный хлеб - 96 520
Белый хлеб —- 92 107
Пшеничная мука - 100 5 10
Маргаргш — 4 12,6
Морковь - 63 (макси- 192 (мак-
мальная 226) мальная
85 0)
Капуста —- 63 74
Яблоки —- 33 555
2 2 6
Таблица 4.32. Удельная активность
человека [4]
Ra B различных органах и тканях
Число иссле- Удельная активность
Орган или ткань дюванюдх
образцов мБк/кг мБк/кг сы- мБК/г Ca
золы рой ткани
Кость большая берцовая, 56 440 200 1
диафиз
Бедро 37 410 17 8 2
Мышцы 12 9000 92,5 850
Позвонки 10 400 125 -
Ключрща 10 340 40 —
Скелетные мышцы 10 185 2 -
Толстый кшцечник 25 - 22 350
Тонкий кишечник 25 - 26 210
Кожа 16 - 26 255
Печень 12 — 74 1260
Легкие 39 — 60 310
Селезенка 32 — 63 630
Почка 36 —- 33 215
Поджелудочная железа 35 — 30 160
Яички 23 - 11 60
Плацента 8 —- 30 89
Утробный шюд 9 — 22 4
90

22‘Ra — остеотропный радионуклид. Знатштельная доля его отклады-
вается в скелете (7О—9О%) . Опубликованные данные о содержаъши 2 2 ‘Ra
B теле человека по 26 странам мира (примерно 30% Bcero населения Зем-
ного шара) дают среднее содержание этого радионуклида 850 мБк/кг Са,
что соответствует удельной активности 170 мБк на 1 кг костной ткани.
Сведешипй о содержашш 226R?‘ B костной ткани жителей районов мира с
повышенным естественным радиационным фоном практически очень ма-
ло. Средняя удельная активность 2 2 5 Ra B зубах жителей района Араша-Та-
пира (Бразшшя) бьша равна 3 Бк/ кг золы. Если допустить, что средняя
удельная активность этого радионуклида в скелете такая же, как и в зу-
бах, то суммарная активность 22°Ra во всем скелете составляет пример-
но 8 Бк. Удельная активность 2 2° Ra B образцах бедреъшой кости умерших
жителей ряда районов Индгш бьша равна 5 Бк/кг золы, что соответствует
общему содержанию радионуклида около 15 Бк [З].
Радон-222 (222Rn) u короткоживущие продукты его распада (2 “Ре,
2 “Pb, 2 “Bi, И 2”Po). 222Rn — естественный инертный радиоактивный
газ, образующийся при распаде 22°Ка. Период полураспада его 3,823 сут.
Радон встречается во многих материалах, откуда он может частично диф-
фундировать в окружающую среду (атмосферный воздух, воду).
В табл. 4.9 бьши приведены сведеъшя о тштитшой удельной активности
2 3 “U И 2 32Th B обытшых горных породах. Скорость поступления 2 2 2 Rn и
22°Тп в атмосферу сильно зависит от туша почвы, времени суток, сезона
и метерологических условий (табл. 4.33 — 4.36).
Изменеъше концентрации дочерних продуктов распада 22 2Rn B воздухе
обусловлено радиоактивным распадом, присоединением свободных ато-
мов дочерних короткоживущих продуктов распада к аэрозольным части-
Таблица 4.33. Скорость эманирования радона [3]
Скорость эмани-
Район Тип почвы РОВЗНИЯ радона,
мБк/ (м2 -с)
Австрия
Грац Горная 20,9
Инсбрук ” 8,6
” 19
Франция
Сакле (80) Подзолистая 15,14
ФРГ
Аахен ” 17
Ирландия
Дублин ” 27
Япония
Осака (4‚4) Латеритная 3,4; 8,8
Филиппины
Манила ” 1 1
США
Сокорро, Нью-Мексико (1П\ Пустынная 34 i’ 3,4
Сокорро, Нью-Мексико (6) ” 38 i’ 11
Юкка Флат, Невада ” 18
Пинколн, Массачусетс (1С Подзолистая 50
91

Продолжение табл. 4.33
Скорость змани-
рования радона,
Район Тип почвы
мБк/ (м2 ›с)
Чампайн Каунти, Иллинойс (472) Чернозем 53
Аргона‚ Иллинойс (8) ” 21 i 1,9
CCCP
Киров (36) Подзолистая 15
Москва (б) ” 3,8
Центр европейской части (40) ” 6,9
Юго-западный Казахстан Пустынная 5,0
Песчаная пустыня (Муюн-Кум, Ашхабад, ” “ 4,8 ; 13
Джусалы) (10, 5)
Север (Мурманск, Архангельск) (б) Подзолистая 3,8
Центр европейской части (35) ” . 7,3
Ленинград, Москва, Калужская обл. Чернозем —
Кавказ (15) Горная 11
Грозный, Баку, Тбилиси, Адлер Чернозем
Средняя Азия (10) Горная 19
Ташкент, Алма-Ата, Фрунзе Пусшыъшая -
Южный Урал (5) Горная 1 1
Свердловск Подзолистая —
Челябинск Горная 1 1
П р и м е ч а н и е. В скобках — число измерений.
Таблица 4.34. Изменение концентрации 2221111 и 22°Тп в атмосферном воздухес
увеличением высоты (по отношению к концентрации на уровне Земли), % [16]
2 2 2 Rn 2 2 От“
Высота, м Концентр ация Высота, м Концентрация
0,01 100 0 100
1 95 5 70
10 87 1 0 5 0
100 69 25 20
1000 38 50 5
7 000 7 1 00 0,5
Таблица 4.35. Концентрация радона в воде [3]
Количество скважин с концентрацией
радона в воде ’
Концентрация ра-
дона в воде, кБк/м
Ш
Рай“ < 37 37-370 o,37—3,7 3,7-37 макси- с едняя
кБк/мз кБк/мз МБк/мз МБк/мз мальная р
Австрия
Зальцбург — —- - — 7 1,5
Финляндия
Хельсинки и Вантаа 4 12 65 29 1200
Другие районы 11 34 30 7 45 000 280
Италия 41 16 2 — 80
92

Продолжение табл. 4.35
Количество скважин c концентрацией Концентрация ра-
радона в воде дона в воде, кБк/мз
Рай” <з7 37-370 о,з7-з,7 з,7—з7 макси- с е mm
1<B1</M3 1<B1</M3 MBK/M3 MBK/M3 MaJ'IbI-I85! р д
Швеция 155 17 - — 150 19
США
Эрусток, Мэн 13 19 — — 200 48
Камберленд, Мэн 1 6 7 2 5800 1000
Хэнкок, Мэн 1 3 11 1 4600 1400
Линкольн, Мэн 3 6 10 1 1600 560
Пенобскат, Мэн - 10 6 — 2400 540
Уэлдоу, Мэн — 5 9 — 3100 1100
Йорк, Мэн — 6 9 — 2200 670
Все семь провиъщий 18 55 52 4 5800 660
Северная Каролина 84 117 10 — 1700 100
Таблица 4.36. Концентрация 222Rn и 2 12РЬ (средняя величина)
в атмосферном воздухе, Бк/мз [3]
Географический район 222Rn 2 l2Pb
Австрия 7,0 —
Боливия 1,5 —
Финляндия 2,3 —
3,5 —
3,8 -
2,0 —
2,7 -
3,6 —
Франция 9,3 -
ФРГ 2,6 —
Индия 3,7 0,11
Япония 2,1 -
Перу 1,5 -
Филиппины 0,3 0,01
Польша 3,3 —
СССР 6,3 —
2,6 0,11
3,3 0,12
2,2 0,09
Великобритания 3,3 —
США:
Чикаго 1,6 0,1
Вацшнгтон 1,5 0,07
2,9 0,07
4,4 —
Сан-Диего‘ 0,1 о‚7- 10"
Сан-Франциско 0,6 0,2 - 10-2
Сиэтл 0,1 0,4 - 10"’
Мемфис 1,0 0,7
г. Нью-Йорк 4,8 —
3 7 —
\D
93

Продолжение табл. 4.36
Географический район 2221211 2 nPb
Честер 7,9 —
Цинциннати 9,6 —
Нью-Мексико 8,9 —
Пуэрто—Рико 5 - 10-3 0,1 - 10.2
Аляска 0,2 0,1- 10"”
Северная Африка 0,5 0,8 - 10"2
Норвежское море 0,2 -
Острова Тихого океана:
Гавайи 0,2 -
0,05 -
Маршалловы 0,02 —
Каролинские 0,02 —
Марианские (Гуам) 0,05 —
Самоа 0,08 0,4 . 10‘2
Индийский океан 0,07 -
Северная Атлантика 0,2 —
Южная часть Тихого океана 0,07 —
П р и м е ч а н и е. Значения, приведенные в этой таблице, не следует рассматри-
вать в качестве средних для всей страны.
цам, рекомбинацией, осаждением и седиментацией, перемещением в ре-
зультате процессов диффузгш и ряда других факторов. Все эти факторы
приводят к сдвигу равновесия между материнским радионуклидом
2 2 212п и его короткоживущими продуктами распада. Наибольшая концен-
трация 22212п и 22°Тп наблюдается в приземном слое атмосферы. С уве-
личением высоты она уменьшается (табл. 4.34.).
Оценка средневзвешенной по площади Земли скорости эмаъшроваъшя
2221211 из почвы (за исключением Антарктиды и Гренландша, покрытых
льдом) составляет примерно 16 мБк/ (м2 .0), что соответствует полной
интенсивности эманирования 1,9 ТБк/с. Другими оценками средне-
шаровой скорости эманирования 2221211 из почвы являются 15 и
19 мБк/ (м2 -с). Полная интенсивность эманироваъшя в этом случае будет
составлять 50-100 ЭБк/год (1,5—3 ТБк/с), что соответствует авно-
весной активности порядка 1 ЭБк. Интенсивность эманирования 2 2 Rn из
океана на два порядка ниже.
Другими источниками поступления 2221211 в атмосферный воздух яв-
ляются растения и грунтовые воды (менее 10 ЭБк/год), природный газ
(около 100 ТБк/год), сжигаемый каменный уголь (около 10 ТБк/год),
образование этого радионуклида в домах (примерно 10 ПБк/год). К ло-
кальным источникам поступления 2221211 в атмосферу можно также от-
нести геотермальные энергетические станции, добычу фосфатов, вулкани-
ческую активность [3].
В табл. 4.35-4.38 приведены сведения о концентрации 2221211 в воде,
атмосферном воздухе и воздухе различных помещений, а в табл. 4.39 и
4.40 — данные о коъщентрации 2221211 в воде и воздухе при его ис-
пользовании в радоновой терапии.
94

Таблица 4.37. Эквивалентные равновесные концентрации радона и мощность
эквивалентной дозы в жилых домах различных типов в различных странах.
Коэффициент равновесия принят равным 0,5 [3]
Эквивалентная Мощность эффек-
ЗВНОВССНЗЯ ТИВНОИ эквива-
ggggﬁa или Здание’ Тюмещение концентрация, лентной дозы,
Бк/мз мЗв [год
Австрия Среднее значение для Зальцбурга 12 0,7
Канада Типичные канадские дома 17 1,0
Дания подвальное помещение, толстые 4,8 0,3
строительные элементы
Финляндия Квартиры, кроме первого этажа 17 1,0
ФРГ Среднее для 32 домов 8,1 0,5
Венгрия Изолированные 20 1,2
Норвегия Квартиры, кроме первого этажа 11 0,7
Среднее значение 26 1,6
Польша Среднее значение 6—17 0,36-1,0
Швеция Среднее значение 60 3,7
Великобритания Дома на одну семью 15 0,92
Среднее значение 13 0,79
США Нью-Джерси, Нью-Йорк 15 0,92
СССР Квартиры, кроме первого этажа 4,8 0,29
Дома на одну семью и квартиры 16 0,98
в первых этажах
Разные страны В основном каменные дома и 18 1,1
ЖИПЫС ПОМСЩСНИЯ В MI-IOI‘OKBap'
ТИРНЫХ ДОМЗХ
Долгоживущие продукты распада 222Rn (2‘°Pb, 2'°Bi И 21°Ро).
Средняя концентрация 2 ‘°РЬ в приземных слоях атмосферы Северного
полушария составляет примерно 0,5 мБк/мз. Отношение активности
2‘°Ро/2‘°РЬ в воздухе, содержащемся в почве, равно 0,2. Проведенные
оценки показали, что с вдыхаемым воздухом в организм человека в сред-
нем поступает 4,0 и 0,8 BK B год 2 I °Pb и 2 1 °Ро соответственно. Дополни-
тельное количество этих радионуклидов может поступать через о ганы
дыхания при курении. В табл. 4.41 приведены данные о содержании 1°РЬ
и 2 ‘°Ро в некоторых сортах болгарских табаков и сигаретах. Сигареты в
среднем содержат около 20 мБк 2 1 °РЬ и 15 мБк 2 I °Po. При температуре
сгорания табака оба радионуклида становятся летучими. Около 10%
2 1 °РЬ и 20% 2 1 °Ро, содержащихся в табаке сигарет, попадает в легкие че-
ловека вместе с основной струей дыма [1]. Годовое поступление 2‘°РЬ
и 2‘°Ро в легкие человека, выкуривающего одну пачку сигарет в сутки,
составляет 16 и 60 мБк соответственно [1] .
С продуктами шатания в организм людей, проживающих в районах
с нормальным радиационным фоном, в среднем в год поступает по 40 Бк
2 1°РЬ и 2 1°Ро. Эти данные хорошо подтверждаются исследованиями,
проведенными в Индии и Италии. Для населения США получены более
низкие значения (табл. 4.42 и 4.43) .
В мыпщах рыб и моллюсков концентрация 2‘°Ро равна в среднем
0,7 и 20 Бк/кг. Обнаружено, что отношение удельной активности 2 ‘°Ро/
95

Таблица 4.38. Средняя концентрация радона и его дочерних продуктов в воздухе,
воздухообмена в домах, построенных из газобетона с квасцовыми глинистыми
Год Количество домов Строительный материал
1969 9 Целиком построены из газобетона
с квасцовым глинистым сланцем
1962 7 Все стены построны из газобето-
на с квасцовым глинистым
слаъщем
1968 9 То же
1967 7 То же
П р и м е ч а н и е. В скобках — максимальные и минимальные значения
Таблица 4.39. Концентрация радона в воде и воздухе при использовании
в радоновой терапии [3]
Концентрация радона в
Процедура Объем, л воздухе, Бк/м
Питье 0,1 3,7 - 107
Принятие ванн 200 7,4 - 106
Таблица 4.40. Концентрация радона в воздухе в лечебном учреждении,
где проводится радоновая терашш (Бадгаштайн, Австрия) [3]
Помещение Концентрация радона, Бк/мз
Приемная и ординаторская 200
Спальня 240
Холл поста терапии 1200
Помещение рядом c ванной комнатой 3100
Ванная комната:
в начале процедуры 2200
в конце процедуры 5600
Таблица 4.41. Удельная активность “ОРЬ и 21°Ро в болгарских табаках,
выращенных в 1968 — 1970 гг. в ряде областей НРБ [25]
Среднее значение удельной актив- Отношение удель-
обдасть производства ности, Бк/кг сухой массы ной активности
табака 210 210 21°Ро и 21°РЬ
Pb Ро
Джебельская 11,6 i 0,8 10,7 i 0,9 0,92
Хасковская 17,0 i 0,8 16,0 i 0,9 0,93
Македонская 17,6 i 1,0 16,1 i 0,9 0,93
Тунджанско-Черноморская 19,1 1*-' 0,9 17,6 i 0,9 0,94
Пловдивская 21,3 :L 0,8 19,8 it 0,9 0,93
Североболгарская 23,2 '1'. 0,8 21,5 i 0,9 0,92
Среднее по всем областям 16,9 18,3 0,92
96

мощность поглощенной дозы в воздухе от 7-излучения и скорость
сланцами [3]
3 Дочерние продукты Скорость воздухо- поглощенная доза
R11. БК/М Rn, BK/M3 обмена в 1 ч в воздухе от ‘у-из-
пучения, нГр/ч
780 410 0,3 1 635
(535-1160) (190-770) (0,21-0,43) (580-690)
490 185 0,41 380
(320-690) (80-250) (0,24-0,55) (350-440)
370 170 0,49 425
(1 90-490) (75 -280) (0,34-0,6 1) (410-440)
590 245 0,27 540
(175 ——820) (45 -355) (0,1 7-0,49) (480-600)
Таблица 4.42. Удельная активность 21°Ро в сигаретах, Бк/кг [25]
Активность одной
Страна В табачных листьях В табаке сигарет сигар elm, МБК
СССР 22,2-59,2 8,5-—23‚3 11‚1—20‚7
НРБ 7‚0—24‚8 8,7-19,0 8,7 — 19,0
США 5‚5- 57,0 — 14,4 — 19,9
Таблица 4.43. Основные источники поступления 21°РЬ в организм
человека, Нью-Йорк, США [15]
Источник пост? Поступаюёцъя ак- Доля активности, по- Активность, посту-
мания тивность Pb, ступающая в кровь пающая в кровь,
мБк/сут мБк/сут
Воздух * 11,1 0,29 3,2
Питьевая вода 1,8 0,08 0,14
Пища 44,4 0,08 3,55
Общее поступление 5 7,3 - 6,89
‘Предполагается, что человек ежедневно вдыхает 20 мз воздуха со средней кон-
центрацией 21°РЬ, равной 0,5 мБк/мз.
/2 2 °РЬ больше 1 [3]. В районах Крайнего Севера СССР и приарктических
районах Северного полушария (Швеции, Норвегии, Фиштяндтш, Канады,
Аляски) поступление этих радионуклидов в организм коренных яштелей
значительно выше вследствие миграции 2 2 °РЬ и 2 ‘°Ро по специфической
северной экологической цепочке. Период полураспада 2 1 °Bi 5 сут, поэто-
му для целей дозиметрических оценок можно предположить, что в тканях
тела человека 2 ‘°В1 находится в равновесии с 2‘°РЬ. Дозы внутреннего
облучения от 2'°В1 в основном определяются поступающим в организм
2‘°РЬ, а не поступлением собственно 21°В1. РЬ является остеотропным
элементом, он хорошо накашшвается в минеральной части скелета, из ко-
97
4 31K 559

Таблица 4.44. Концентрация и удельная активность 21°Pb В некоторых объектах
окружающей среды, в пище и золе костей человека [1]
Приземный слой Дождев ая Поступление Зола кости
Район ВОЗДУХЗ*1 ‚ ВОДЕ, С ПШЦЗЙ, qenonexaﬂ,
MKBK/M мБк/л мБк/сут мБк/г золы
Континенты
Фтшляндия 260 (110—555) — - 2,9 (С)
ФРГ 37О(11О—14ОО) 110 170 4,1 (С)
Индия, Бомбей 670(185—180О) 110 — 11,9 (Т)
Польша — =— — 5,5 (T)
3‚4 (T)
сссг, Ростов-на-Дону взо 192*3 230 4,9 (M)
США:
Пальмер, шт. Аляска 330 (185 -590) 30 63 -
Пос-Анджелес, Кали- 550 (220—920) 30; 118 55 —
Форния
Чикаго, Иллинойс 780 (410-2810) 48-—92 67 6,8 (T)
5 ‚4 (М)
‚9 (С)
Новый Орлеан, Луи- 780 (440—1290) 67 -
зиана
Бостон, Массачусетс 520 (370—810) 63 -
Нью-Йорк, Ныо-Йорк 780 (260-1590) 44 7,4 (T)
Острова
Япония:
Сашюро — -— 3,6 (Т)
Киото — -— - 8,1 (T)
Новая Зеландия 185“ 52-67 - 2,3 (M)
Великобритания 220 (74 —480) 100 1 18 3,6 (Т)
Пуэрто-Рико 330 (150-550) 81“ — 4,4 (r)
США:
Гонолулу, Гавайи 185 (150-260) 41 59 —-
*1 В скобках — диапазон наблюдаемых значений.
"2 Т — трабекулярная кость, С - кортикальная кость, М - среднее значение для
кости.
*3 Концентрация измерена в Москве.
*4 Коъщентрация измерена в Мельбурне.
*5 Концентрация измерена в Нассау.
торой выводится преимущественно в результате перестройки костной
ткани. Стштают, что в скелете содержится до 70% 2 ‘°РЬ. Некоторые дан-
ные удельной активности 2 1 °РЬ в объектах внецшей среды, в пище и золе
костной ткаъш человека приведены в табл. 4.44, а аналогичные показатели
для районов с характерной северной пищевой цепочкой -— B табл. 4.45.
г} дтабл. 4.46 приведены сведеъшя об удельной активности 2‘°РЬ, 2 1 °Bi И
Ро в теле людей. Полоний преимущественно накапливается в мягких
тканях. Основная часть 2 ‘°Ро, обнаруживаемого в костной ткани, обус-
ловлена содержащимся и распадающимся в костной ткани 2 ‘°РЬ. Чи-
словые значения измеренных отношений удельной активности 2 1 °Ро/ 2 1 °РЬ
98

Таблица 4.45. Содержание 21°РЬ и 21°Ро в пищевой цепочке
лишайник — северный олень — человек [1]
Звено пищевой цепочки и район
2lOPb ZIOPO
Лишайники
Канада
Финляндия, Лапландия
Швеция
СССР, Мурманск
США
Аляска, Бетель
Северный олень или карибу
Кость
Финляндия, Инари
Швеция
СССР, Мурманск
США
Аляска, Анактувук Пасс
Мясо
Канада
Финляндия, Лапландия
Швеция
СССР
США
Аляска, Анактувук Пасс
Человек
Кость
Финляндия, Инари”
Швеция“
СССР, Ненецкий автономный округ
США
Аляска
Мягкие ткани
Кровь
Финляндия”
[цвецияйщ
Плацента
Канада
Финляндия“
*1 Уровень в зубах.
*2 Выведено из концентрации в крови.
Бк/ кг сухой массы
270
290 270
270 240
340 —
210 210
(Бк/ кг свежего мяса)
170 74
210 140
55 —
- 185
(мБк/кг)
410 10 400
220 5920
670 13 300
1410 2960
560 7400
(мБк/г золы)
5,9 5,9
18,5 13,7
15,9 8,1
11,1 8,1
(мБк/кг)
250 440
М 170 М 350
Ж 120 Ж 185
92,5 1070
70,0 1330
*3 Концентрация, измеренная у южных финнов, составляет 100 мБк для 2 ЮРЬ
и 26 мБк для 21°Ро.
*4М - мужчины, Ж — женцшньх. Соответствующие уровни средненормального
населения примерно 75 мБк/кг.
*5 Концентрация, измеренная у южных финнов, составляет 30 мБк для “°Pb
и 110 мБк для 2l°Po.
4)!’
99

Таблица 4.46. Средняя удельная активность 2l°Pb, "°в1 и 21°Ро в тканях те-
ла человека в регионах с нормальным н высоким поступлением их с пищей в
организм человека, Бк/кг [1]
Красный Щитовидная же-
Регион и а и ко ньй еза молочная
р д °° Гонады Легкие Кости ст I л ’
нуклид мозг железа и другие
органы
Регионы с нормальным поступлением
некурящие
21°96 0,2 0,2 3,7 0,18 0,2
‘шва 0,2 0,2 3,7 0,18 0,2
“°1>o 0,2 0,1 3,0 0,15 0,2
Курящие
“°pb 0,3 0,3 4,8 0,2 0,3
“°Bi 0,3 0,3 4,8 0,2 0,3
“юго 0,3 0,3 3,7 0,18 0,3
Регионы с высоким поступлением -— лшда, употребляющие
в пищу мясо северного оленя и карибу
21096 0,6 0,6 9,2 0,4 0,6
21°31 0,6 0,6 9,2 0,4 0,6
2l0P0 2,7 1,3 7,4 1,8 2,7
в костной ткани грушшруются преимущественно в интервале О‚5—1‚1.
В своих расчетах в качестве предствительной велитшны НКДАР приъшмает
0,8. Среднее значеъше удельной активности 2 1 °Ро в костной ткани жите-
лей континентальных районов умеренных цшрот Северного полушария
оценивается равным 2,4 Бк/кг. В мягких тканях удельная активность
"°Po примерно такая же, как и “°Pb.
Ряд тория. 232Th является родоначальншсом ряда, состоящего из
12 нуклидов. В ряду 232Т11 выделяют три подсемейства: собственно
2321-h, 228Ra _ 224Ra И 22oTn __ 2o8Pb_
T o p и й - 232. Среднее содержаъше 2 3 2Th в почвах Земного шара оце-
нивается 25 Бк/кг (см. табл. 4.10) . Поступление 2 "ТЫ в организм челове-
ка через органы дыхаъшя оценивается равным пршиерно 10 мБк в год.
Принято считать, что вкладом поступления этого радионуклида в орга-
низм с продуктами гштаъшя и питьевой водой можно пренебречь из-за
низкого значения коэффгщиента всасывания тория из ЖКТ в кровь. Дан-
ные о содержании 232Th B различных объектах внешней среды приведе-
ны в табл.4.9и 4.10.
В организме человека отношение удельной активности 23°Th и 232Т11
в среднем равно 10. Согласно проведенным оценкам НКДАР содержаъше
232Th во всем теле составляет около 8-10-2 БК, ИЗ которых ОКОЛО
60% содержится в костной ткани [3]. Данные об удельной активности то-
рия у жителей СССР (в возрасте 19——7О лет) приведены в табл. 4.47.
Аназшз большого количества результатов исследованшй содержащая
232Th в костях человека (ребро), проведенных в США, показал, что кон-
центрация 232Т11 в костях растет с увеличением возраста. Эта зависи-
100

Таблица 4.47. Удельная активность тория у жителей СССР (средние значения при
исследовании проб от 50 трупов) [26]
Удельная активность, Удельная активность,
Орган мкБк/г сырой массы Орган мкБк/г сырой массы
Кости 178 Легкие 78
Печень 30 Мозг 30
Сердце 37 Мышцы 33
Селезенка 33 Почки 33
Таблица 4.48. Средняя удельная активность 232111 в тканях человека [3]
Удельная Удельная
Орган или ткань активность, Орган или ткань активность,
мБк/кг мБк/кг
Гонады 0,15 Красный костный мозг 0,15
Молочная железа 0,15 Щитовидная железа 0, 15
Легкие 20 Почки 3
Костная ткань: Печень 2
кортикальная 6 Другие ткани 0,15
трабекулярная 24
мость хорошо описывается уравнением Y = (0,16 i 0,02) t, где Y — кон-
центрация 232Th B костях, 1О"3 мкг/г золы; t — возраст человека.
В докладе НКДАР приводятся данные, отличные от результатов, приве-
денных в табл. 4.47 для жителей СССР, причем отпишите в ряде случаев
достигает одного порядка велитшны (табл. 4.48).
4.2. ТЕХНОПОГИЧЕСКИ ИЗМЕНЕННЫЙ ЕСТЕСТВЕННЫЙ
РАДИАЦИОННЫЙ ФОН
В последние годы большое внимание уделяется так называемому тех-
нологически измененному естественному радиационному фону, обуслов-
ленному цшроким использоваъшем в строительстве материалов c повы-
шеъшым содержащем естественных рашюнуклидов, слипанием ископа-
емого топлива, в первую очередь каменного угля, применеъшем в сель-
ском хозяйстве удобрений, содержащих естественные радионуклиды, ис-
пользованием авиатранспорта для перевозки пассажиров и т.д.
Сясигаиие каменного угля. В 1979 г. было добыто 3,7 о 109 т угля
(включая бурый уголь в лигнит) ‚ который используется для получения
электроэнергии, обогрева ясилых и промышленных помещений. Для про-
изводства 1 ГВт эпектроэнерпш в год требуется 3 - 109 кг угля. При сжи-
гании угля в атмосферу выбрасывается большое количество аэрозольных
частгщ, в которых содержатся и природные радионуклиды. Измерения
около 1000 образцов угля из шахт, представляющих большую часть до-
бываемого угля в США, показали, что коъщентрация нуклидов в исследо-
ваъшых образцах колеблется в пределах двух порядков, напзример от 0,7
до 70 Бк/кг для “К, от менее 3 до 520 Бк/кг для 2 3Пиот3до
320 Бк/кг для ‘32Th. Радионуклиды, содержащиеся в несгоревшей Nume-
ральной фракции, распределяются между цшаком и летучей золой. При
101

Таблица 4.49. Производство фосфатной руды в 1977 г. ее удельная активность
Добыча товарной руды в 1977 г.
Место добычи
9 По отношению к миро-
10 кг
вому производству, %
США 47,3 37,6
Центральная Флорида (1) — —
Центральная Флорида, галька (2) — -
Северная Флорида, галька — -
Флорида, почвенная галька и мягкие — -
Фосфаты
Флорида — —
Арканзас — —
Айдахо - —
Монтана — —
Северная Каролина — —
Оклахома - -
Южная Каролина — —
Теннесси:
бурая порода, — —
глинистая порода, — —
меловая порода, — —
фосфатный известняк - -
Юта — —
Вайоминг — —
СССР 24,2 19,3
Кольский полуостров, апатиты
(1) — -
(2) — —
(3) — -
Кольский полуостров, фосфориты — —
сгораъши угля органический компонент выгорает, в результате чего кон-
центрация природных радионуклидов в золе и шлаке становится выше,
чем в самом угле. Проведенные исследования показали, что количество
летучей золы, выбрасываемой с ТЭЦ на едИНРЩУ производимой энергии,
зависит от степеъш огшстки воздуха от аэрозольных часпщ.
ТЭЦ различного типа в зависимости от эффективности очистных соору-
жений выбрасывают в атмосферу от 1 до 20% И более общего количества
образующейся золы. Например, ТЭЦ в Запорожье электрической мощ-
ностью 1200 МВт при эффективности задержки золы 9О%, сжигая в год
3,4 - 10° т угля с высоким содержанием золы (35—40%), выбрасывает в
атмосферу около 1,3 - 105 т золы в год [32].
2221211 He улавливается действующими огшстными сооружеъшями.
Согласно проведенным оценкам выброс 2221111 составляет около 60 ГБк
на 1 ГВт (эл.) в год [З].
Основными источниками дополнительного облучения населения, про-
экивающего вокруг ТЭЦ, работающей на угле, являются: ингаляционное
постутшеъше во время прохождения шлейфа выброса, внецшее излучение,
ингаляционное и пероральное поступление в организм человека радионук-
лидов, отложившихся на поверхность Земли [З]
102

природных радионуклидов [3]
Удельная активность, Бк/кг
238U 226Ra 232Th 40
К
1500 1600 16 -
1700 2100 — —
300 1000 — —
1900 2000 59 —
1300 1270 30 43
370 410 52 —
1350 1800 30 -
1400 1500 25 —
960 670 40 —
300 370 30 —
4800 4800 78 -
150 150 20 -
1600 1850 30
2300 2300 10
90 40 91 170
70 70 92 -
44 30 78 44
- 390 25 230
Промышленное использование фосфатных руд. Фосфатные руды широ-
ко используются для производства фосфорных удобреъшй; побочные про-
дукты фосфатной промышленности используются в строительной про-
мыцшенности. Мировая добыча форсфатных руд составляет около
1,3 - 108 т в год. В табл. 4.49 приведены сведеъшя о содержаншт естест-
венных радионуклшдов в фосфатной руде, в табл. 4.50 — данные о содер-
жантш их в удобреъшях.
Строительные материальт. Применение некоторых строительных ма-
териалов, содержащих повышенные концентрации природных радионук-
лидов, может явиться источником дополнительного облучения населения
Земного шара. Некоторые данные о содержании рашоактивньтх нуклидов
в строительных материалах приведены в табл. 4.51.
Полеты, на авиатранспорте и в космическом пространстве. Общее
тшсло пассажиро-километров, налетанных вовсем мире в 1978г. во время
плановых пассажирских рейсов, составило около 9,3 - 10‘ 1 [3] , что экви-
валентно примерно 1,6 - 109 пассажиро-часов. Мощность дозы облучения
пассажиров меняется в зависимости от высоты полета, в меньшей степени
от широты, а также от степени активности Солнца. В табл. 4.52 приведены
сведетшя об измененгш мощности дозы в зависимости от высоты над уров-
103

Таблица 4.50. Удельная активность естественных радионуклидов в фосфатных
Тип удобрения Страна 238U 23oTh
Фосфаты из обработанной породы
Апатиты СССР — —
Фосфориты ” — —
Концентрат, полученный методом ” — —
флотации
Фосфат из отожженной размепьчен- ФРГ” 670
ной мягкой, частично преобразован-
ной породы и т.д.*1
Удобрения из однокомпонентных
фосфатов
Суперфос фат ” 5 20 —
СССР — —
CIIIA*3 740 670
Бельгия 1 1 00 —
Тройной суперфосфат ФГР 800 —
Тройной суперфосфат США 2100 1800
Фосфатно-калиевые удобрения” ФРГ 410 -—
Азотно-фосфатные удобрения
дзоте-фосфатные удобренная“ ” 920 —
Фосфат аммония СССР — —
Нитрофосфат ” — —
Фосфат нитроаммония ” — —
Фосфат моноаммония США 2000 1800
Фосфат диаммония ” 300 2400
Азотно-фос рис-калиевые
удобрения*
Азотно-фосфорно-калиевые ФРГ 440 —
удобрения
Азотно-фосфорно-калиевые СССР — -—
удобрения
Азотно-фосфорно-калиевые Бельгия 470 —
удобрения ” 23 —
Основной шлак
*1В предположении, что отношение массовой концентращш Р2О5/удобрение сос-
тавляет 0,28.
*2 ФРГ.
нем моря, в табл. 4.53 — сведения о дозах облучения человека при полетах
на дозвуковых и сверхзвуковых самолетах. Как видно из табл. 4.5 3,
доза за полет на одни и те же расстояния на сверхзвуковом самолете со-
ставляет примерно 70% дозы, получаемой пассажирами при дозвуковых
скоростях, вследствие более короткого времени полета. Однако мощ-
ность дозы при полетах на сверхзвуковом самолете примерно в 2 раза вы-
ше, чем при полетах на дозвуковом. В отдельных случаях при полетах на
большой высоте часть дозы облучения пассажиров может быть обусловле-
на излучением, образующимся во время вспышек на Солъще.
При полетах в космическом пространстве космонавты могут подвер-
гаться радиационнму воздействию первичного космического излучения,
излучения от вспышек на Солнце и излучения двух радиационных поясов
104

удобрениях, Бк/кг [3]
226Pa 2l0Pb 2l0Po 232.1-.h 40K
30 25 30 60 100
390 380 480 25 230
420 390 290 20 73
480 — - 25 110
520 - - 15 140
1 10 300 150 44 120
790 - - 20 -
910 — - <25 < 180
230 - - 44 52
780 - - 48 -
370 - — 115 5900
310 - - 30 41
100 - — 48 —
850 870 920 10 -
15 15 30 -
20 — — 63 —
210 — — 15 —
270 _ - 15 5200
9 15 20 54 1200
210 - - < 15 5900
19 — — — —
*3 CIIIA.
*4 B npennonoxcemm, что отношение массовой концентрации Р205/удобреъше сос-
тавляет 0,16.
Земли. Измерения показали, что максимальное значение индекса погло-
щенной дозы при пересеченша внутреннего и внецшего поясов оказалось
равным 0,22 и 0,054 Гр/ч. Вспышки на Солнце могут обусловить больцше
дозы излучения в косштческом пространстве. Например, поглощенная до-
за от протонов во время вспыцпси на Солнце 10.07 1959 г. бьша равна
3,6; 1,7 и 0,4 Гр за защитой плотностью 1, 2и5г/см2 соответственно,
а от а-частгщ —- 1,5; 0,3 и 0,05 Гр соответственно.
Предметы широкого потребления. Среди предметов широкого потреб-
пения часто встречаются изделия, либо содержащие радиоактивные веще-
ства, либо генерирующие ионизирующее излучение. Эти предметы могут
быть разделены на пять больпшх категорий: товары, содержащие радио-
пюминесцентные составы, электронная и электрическая аппаратура, ан-
105

Таблица 4.51. Удельная активность естественных радионуклидов в строительных
Строительный материал Страна Количество проб
Природного происхождения
Гранит ФРГ 34
Гранитные киршитчи Великобритания 7
Гранит СССР 2
Камневидный вулканический туф Италия —
Продукт вулканических извержений ФРГ 20
Бетон, содержащий глинистые сланцы Швеция 83
Промышленного происхождения
Фосфогипс из фосфоритов ФРГ 39
Фосфогипс Великобритания 6
США —
Шлак силиката кальция Канада —
США —
Кирпичи ФРГ 23
Летучая зола ” 28
Летучая зола
тип 1 Великобритания 1
тип 2 ” 1
тип 3 ” 1
Шлак из доменной печи СССР 29
Шлаковый заполнитель“ Финляндия 3
‘Мощность поглощенной дозы в воздухе рассчитывали для 41т-геометрии и бес
цшм провести сравнение между строительными материалами, а не для оценки доз, ко
лов.
“Смесь угольного шлака, золы и цемента.
Таблица 4.52. Изменение мощности дозы облучения в космосе и мощности
эквивалентной дозы в зависимости от высоты [3]
Мощность поглощенной
дозы, мкГр/ч
Мощность эквивалентной
Высота, км
дозы, мкЗв/ч
4 0,14 0,20
6 0,33 0,5 1
8 0,84 1,35
10 1,75 2,88
12 3,01 4,93
14 4,62 7,56
16 5,92 9,70
18 7,09 11,64
20 7,72 12,75
П и M е ч а н и е. Показатели ус еднены по двум геомагъштным ши отам 43 и
о P
55 ) и по ДВУМ периодам солнечной активности (минимальная и максимальная).
106

материалах [3]
Средняя концентрация, Бк/кг Мощность поглоще-
нои дозы в воздухе
4ок пака 232Th Ша гр/Ч
1200 100 80 30
1000 90 85 28
1500 110 170 45
1500 130 120 40
1100 130 130 35
850 1500 70 145
110 600 <С5 54
70 800 20 68
— 1500 7 126
— 2150 — 184
— 1300—1500 — 110-130
330 280 230 58
700 210 130 42
550 7 40 10
550 140 30 20
220 50 44 12
240 70 20 11
190 100 70 19
КОНЕЧНОЙ ТОЛЦШНЫ материала. ПОЛУЧЗННЫВ anaqennn ЯВЛЯЮТСЯ ИНДЗКСОМ, ПОЗВОЛЯЮ‘
О
ТОрЫЗ бУДУТ ПОЛУЧСНЫ В ЖИЛЬЕХ ЗДЗНИЯХ, построенных ИЗ ЭТИХ СТРОИТЕЛЬНЫХ Ma'repna-
Таблица 4.53. Сравнение расчетной дозы космического излучения для человека
при полете на дозвуковом и сверхзвуковом самолетах (условия средней солнеч-
ной активности)
Дозв уковой полет на Сверхвуковой полет на
высоте 1 1 км высоте 19 км
Реис ддитель- Доза за по- Длитель- Доза за по-
ность поле- лет туда и ность поле- лет туда и
та, ч 05P8'1'H0. та, ч обратно,
1o‘5 Гр 1о"5 Гр
Лос-Анджелес—Париж 11,1 4,8 3,8 3,7
Чикаго-Париж 8,3 3,6 2,8 2,6
Нью-Йорк-Париж 7,4 3,1 2,6 2,4
Нью-Йорк-Лондон 7,0 2,9 2,4 2,2
Пос-Анджелес-Ньто-Йорк 5,2 1,9 1,9 1,3
Сидней-Акапулько 17,4 4,4° 6,2 2,1
105

Таблица 4.54. Предметы широкого потребления в ФРГ 1973—1975 гг. [3]
Количест- Суммарная актив- Количество
Тип предмета широкого во пред- ность и использу- Экспор- предметов,
потребления метов или емый радионуклид тируется импортиру-
масса ся, % емых в ФРГ
Радиолюминисцентные
часы
Приборы, имеющие шкалу 14 - 106 40 ТБК ЗН 50 8 - 105 (ЗН)
или циферблат c люмине- 10 ТБк 147Рт — 1 - 105 (l47Pm)
сцентной краской
Электронные и электри-
ческие приборы
Ртутные лампы высокого 7 - 106 15 ГБк 232Th 20 —
давления
Восппаменяющее устрой- 26 - 106 3 ТБк 85 Kr 50 —
ство для флуоресцентных
ламп
Электронные детали, содер- 40- 106 200 ТБк “к: 40 3 - 104
жацше радиоактивные ве- 11 - 106 10 ТБк 3H или ”7Pm — —
щества 3- 106 0,2 ГБк тть - —
Электронные трубки 7 - 105 3H, “Co, “Ni , — —
1 “Pm, 22 6 Ra
Антистатические средства — 2 1 °Ро — —
Детекторы дыма 1 - 105 226Ка ‚ 241Am — —
Керамика, стеклянные
изделия, сплавы и т.д.‚
содержащие уран или торий
Предметы c красками, 3 - 105 0,6 ГБк 23811 50 1 - 106
содержащими уран
Стеклянные изделия, со- 4 - 103 кг 2 ГБк 2381) 50 3 - 105
113P>K3Il-IP16 Уран
Стеклянные изделия, со- 16 - 103 кг 7 ГБК 232Т11 10 —
держащие торий
тистатические устройства, детекторы дыма И керамические, стеклянные
изделия, сплавы, содержащие уран или торий. В табл. 4.54 приведены не-
которые сведения о предметах широкого потребления в ФРГ, являющихся
дополнительным истоъшиком облучения населения.
4.3. ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ
4.3.1. Радионуклиды, образовавшиеся при испытаниях
ядерного оружия
Испытания ядерного оружия в атмосфере являются источником допол-
нительного облучения населения Земного шара. Они были начаты в 1945 г.
Наиболее интенсивные серии испытаншй проводились в 1954—1958 и
1961—1962 гг. В 1964 г. испытания возобновились. Всего за период с
1945 по 1980 г. включительно в атмосфере было испытано 423 ядерных
устройства различного типа и мощности. При этих взрывах образовалось
большое число радионуклидов как в результате процессов деления ядра,
108

так и при реакции синтеза летких ядер. Принято считать, что выход про-
дуктов деления пропорционален мощности взрыва за счет реакции деле-
ния (при взрыве атомной бомбы), а выход нуклидов — продуктов актива-
шиш, таких, например, как ЗН и “С, пропорционален мощности взрыва
за счет реакции синтеза (при взрыве водородной бомбы).
Радиоактивные осадки, образующиеся при ядерных испытаниях,
подразделяются на локальные, выпадающие в пределах до 100 км от
места взрыва, тропосферные и стратосферные. Тропосферные осадки вы-
падают на поверхность Земли на расстояниях нескольких сотен и многих
тысяч километров от места взрыва. Среднее время пребывания тропо-
сферных осадков в атмосфере составляет около 30 сут. Стратосферные
выпадения включают в себя, как правило, основную часть радиоактив-
ных продуктов деления и обусловливают большую часть глобального
радиоактивного загрязнения внешней среды продуктами деления.
Оценочные данные о распределении в атмосфере (стратосфере) продук-
тов деления приведены в табл. 4.55. При этих расчетах атмосфера бьша
Таблица 4.55. Распределение продуктов деления в стратосфере,
Мт энергии деления [3]
Стратосфера в экватори- Стратосфера в по- Стратосфера в экваториаль-
альном районе Северного лярном районе Се- ном районе Южного по-
Год полушария верного полу: лушария
шария
Нижние Верх- Самые Нижние Верх- Нижние Верх- Самые
слои ние высокие слои ние слои ние слои высокие
слои слои слои слои
1951 0,009 — — -— — — — —
1952 1,3 1,8 — — — — — —
1953 0,001 — -— 0,12 — — — —
1954 7,99 6,76 — 0,003 — — —- -—
1955 — — -— 1,13 — — — —
1956 4,97 0,15 — 2,10 -— — — ——
1957 2,32 -— — 3,09 — 2,32 — —
1958 2,41 0,4 1,5 14,18 — 1,85 -— 1,51
1961 — — — 15,20 7,14 — — —
1962 6,26 0,24 1,2 28,19 30,54 3,79 0,05 0,035
1965 — — - 0,003 — — — —
1966 — — _ 0,26 -— 0,17 — —
1967 1,7 — — — — 0,10 — —
1968 — — -— 0,89 0,31 3,22 — —
1969 — -— -— 1,5 0,5 — — —
1970 — — — 1,5 0,5 2,31 — —
1971 — — — — 1,80 — —
1972 —— -— -— 0,02 — 0,002 — —
1973 1,6 — — — — — -— -—
1974 0,45 — — — — 0,14 - -
1976 —— - -— 1,49 0,78 -— -— —
1980 — — — 0,45 — - — —
B с е г о 29,0 9,3 2,7 70,1 39,8 15,7 0,05 1,9
В с е г о: в Северном полушарии — 150,9 Мт, в Южном — 17,6 MT, B целом по всему
Земному шару — 168‚5 Мт.
109

разделена на экваториальный и полярный районы от О до 30 и от 30 до
9О° соответственно. Приншиается, что нижние слои стратосферы лежат на
высоте 9—— 17 км в полярных районах и на высоте 17—24 км в экваториаль-
ном районе. Данные о выходе при делении и общей активности наиболее
потеъщиально опасных радионуклидов, образующихся при испытательных
ядерных взрывах, приведены в табл. 4.56. В этой таблице указаны средние
значеьшя выхода радионуклидов при делении. Для отдельных ядерных
устройств в зависимости от типа и используемого ядерного горючего воз-
можны большие колебания этого параметра. Принято считать, что 1 MT
энергии деления соответствует 1,45 - 1026 делений. Общее количество ра-
дионуклидов Q(B1<) , образующихся при ядерном взрыве мощностью
1 Мт по делеъшю, можно рассчитать с помощью соотношения
Q = 1,45-ю“ их,
где п — выход нуклида при делении, %; Х = 0,693/Т1/2 , a T выражается
в секундах.
Радиоактивные вещества, образующиеся при испытательных ядерных
взрывах, создают радиационное воздействие — внутреннее облучение (от
вдыхания радиоактивных веществ, содержащихся в приземных слоях воз-
духа, и употребления в пищу продуктов питания и питьевой воды, загряз-
ненных радиоактивными нуклидами) и внешнее облучение (от радиоак-
тивных веществ, присутствующих в приземном воздухе или выпавпшх на
поверхность земли).
НКДАР выделяет 21 радионуклид, которые вносят тот или иной вклад
в дозу облучения населения. Это ЗН, “C, “Mn, “Fe, “Kr, "Sr, 9°Sr,
95Zr’ lO3Ru, l06Ru’ 1311, l36CS’ l37CS, l40Ba, l4lCe, l44Ce, 238Pu,
2 3 9 Pu, 2 4° Pu, 2 4 1 Ри, 2 4 1 Am. Среди них выделены восемь радионуклидов,
вклад каждого из которых в ожидаемую эффективную эквивалентную
дозу облучения населения всего Земного шара п евышает 1%. Это (в по-
рядке уменьшения их вклада в дозу) 1 4C, 1 3 Cs, “Zr, 1 “Кн, 9°Sr,
Ce, H и 1. Большая часть дозы облучеъшя населения Земного шара
Таблица 4.56. Выход при делении и общая активность радионуклидов,
образующихся при испытаниях ядерного оружия [3]
нуклид 2:5?“ 22:81: S,i:*:::::::::;f;:a‘ “T
“Sr 50,5 сут 2,56 5,9 - 10”
9°31 28,6 лет 3,50 3,9. 1015
9521 64,0 сут 5,07 9,2 - 101 1
‘°3Ru 39,4 сут 5,20 1,5 - 1018
‘°°Ru 368 сут 2,44 7,8-1016
1:1 8,04 сут 2,90 4,2- 1018
1з7Сз 13,2 сут 0,036 3,2-10::
Cs 30,2 лет 5,57 5,9 - 10
11°ва 12,8 сут 5,18 4,7-10”‘
l41Ce 32,5 сут 4,58 1,6-1О18
114сс 284 сут 4,69 1,9 ~ 10”
110

9
от радионуклидов ‘Zr, юбки, ”“Ce и 1311, образовавшихся в резуль-
тате всех проведенных по 1980 г. испытаний, уже сформирована.
Значительная часть дозы от °°Sr, ‘37Cs будет сформирована к
2000 г. [3].
Внутреннее облучение. Антропогенный ‘ H B количествах значительно
больпшх, чем общее количество природного ЗН, бьш инжектирован в
атмосферу при термоядерных взрывах. После поступления в тропосферу
3H активно включается в гидрологический цикл. Основным депо хра-
Henna 3 H B настоящее время является мировой океан. По данным НКДАР
1982 г., всего во время термоядерных испытаний образовалось 2,4-102°
БК 3H, из них 10% бьшо перенесено или инжектировано в Южном полуша-
рии [3] .
Углерод-14. Антропогенный “C образуется при ядерных взрывах в ре-
зультате захвата избыточных нейтронов ядрами присутствующего в воз-
духе азота. Установлено, что его удельная активность в тканях тела че
ловека приходит в равновесное состояние с количеством СО, в атмосфе-
ре с задержкой около 1,4 года. На основании ориентировочных расчетов
НКДАР принимает, что общее поступление “C во время ядерных испы-
таний составляет 2,2 - 1017 Бк [1].
Марганец-54. Этот радионуклид имеет период полураспада 312‚7 сут.
Он является продуктом активации и в очень больцшх количествах обра-
зовался во время испытаъшй, проводивпшхся в конце 1961 г. Согласно
проведенным расчетам в конце 1961 г. в атмосферу было инжектировано
5,2-10”‘ БК “Mn [3].
Железо-ББ. Период полураспада этого радионуклида 2,7 года. При его
радиоактивном распаде происходит испускание нескольких квантов рент-
геновского излучения низкой энергии и тормозного излучения. “Fe —
продукт активашиш. Общее количество образовавшегося 5 5Fe оценивает-
ся в 2- 1018 Бк [3].
Kpunron-85. Этот рашиюнуклид имеет период полураспада 10,72 года.
Он — В-излучатель со средней энергией 250‚5 кэВ. При его распаде (в 0,4%
случаев) образуется также и ‘у-излучение c энергией 514 кэВ. Общее произ-
водство “Кг за время проведенных испытаний ядерного оружия оцени-
вается в 1,1 - 10‘ Бк. Однако в настоящее время большая часть этого
радионуклида, присутствующего в атмосфере, обусловлена выбросами
заводов по переработке отработавцшх твэлов, а не испытательными взры-
вами. 8 5Kr — инертный газ. После выброса в атмосферу его концентрация
в воздухе Земли выравнивается в течение нескольких лет [3] .
Стронций-ЭО. Это шстый В-излучатель со средней энергией 195 ,8 кэВ,
с периодом полураспада 28,6 года. При его распаде образуется другой
радионуклид 9°У — В-излучатель со средней энергией 934,8 кэВ и перио-
дом полураспада 61,1 ч. Исторически сложилось так, что именно 9°$г
бьш объектом пристального внимания ученых всего мира в течение дли-
тельного времени. Поэтому получены обцшрные сведешгя о 9°Sr, зако-
номерностях его поведения во внецшей среде. Многие полученные при
этом данные могут быть использованы в качестве основы для оценки по-
ступления и накопления других радионуклидов, образующихся при
ядерных взрывах, во внешней среде.
111

Таблица 4.5 7. Годовое выпадение и кумулятивное отложение 9°81 [3]
Годовое выпадение, 101 6 Бк кумулятивное отложение, 1 01 6 Бк
Год Северное Южное Глобаль- Северное Южное Глобаль-
полуша полуша- но полуша- полуша- но
рие рие рие рие
До 1958 6,68* 2,37* 9,05* 6,29 2,22 8,51
1958 2,33 0,95 3,28 8,44 3,11 11,55
1959 3,89 0,68 4,57 12,06 3,70 15,76
1960 0,97 0,62 1,59 12,73 4,22 16,95
1961 1,30 0,64 1,94 13,69 4,77 18,46
1962 5,34 0,98 6,32 18,65 5,59 24,24
1963 9,70 1,14 10,84 27,79 6,59 34,38
1964 6,13 1,56 7,69 33,96 7,99 41,95
1965 2,86 1,32 4,18 35,15 9,10 44,25
1966 1,21 0,77 1,98 35,48 9,62 45,10
1967 0,62 0,41 1,03 35,22 9,81 45,03
1968 0,72 0,38 1,10 35,08 9,92 45,00
1969 0,54 0,52 1,06 34,78 10,21 44,99
1970 0,76 0,47 1,23 34,67 10,43 45,10
1971 0,70 0,56 1,26 34,52 10,73 45,25
1972 0,32 0,35 0,67 33,97 10,80 44,77
1973 0,12 0,11 0,23 33,23 10,66 43,89
1974 0,45 0,14 0,59 32,89 10,55 43,44
1975 0,22 0,1 3 0,35 32,30 10,40 42,70
1976 0.10 0,08 0,18 31.64 10,25 41,89
1977 0,30 0,08 0,38 31,15 10,06 41,21
1978 0,37 0,07 0,44 30,78 9,88 40,66
1979 0,12 0,04 0,16 30,16 9,70 39,86
1980 0,11 0,04 0,15 29,54 9,51 39,05
Временной инте- 45,86 14,41 60,27 — — —
грал шютности
выпадения, 101 6 Бк
Содержаъше в 0,18 <0,01 0,18 - — -
стратосфере,
1016 вк**
Суммарная ин- 46,0 14,4 60,4 - — —
жекция‚ вклю-
чая 1980 г.
*0ценка проведена на основангш данных о кумулятивном отложенша и с уче-
том адиоактивного распада в течение 2 лет.
* езультаты измерений, проведенных в июле 1980 г. в Северном полушарии,
скорректированы с учетом периода полувыведения 10 мес к концу 1979 г. Оценки
сделаны только для Южного полушария.
Данные об уровнях годового выпадения и кумулятивного отложеъшя
9°$г за период с 1945 по 1980 г. приведены в табл. 4.57, а данные о ши-
ротном распределении плотности выпадения 9°$г —— B табл. 4.58. Инте-
грированные по времени и взвешенные с учетом проживающего населения
Земного шара данные о плотности выпадения используются при оценке
дозы облучения населения и от других глобальных радионуклидов.
Средняя удельная активность 9°81‘ B пробах молока, отобранных и
исследованных в 1979—1980 гг. в различных странах Северного полуша-
112

Таблица 4.58. Широтное распределение плотности выпадения 9°81 [3]
широтный Временной Площадь. Временной ин- Распредепе- Взвешенный
пояс, град интеграл пояса. теграл плот- ние насепе— с учетом насе-
выпадения, 1012 M2 ности выпа- пения, % пения времен-
101 5 Bx дения, ной интеграл
103 Bx/M2 плотности вы-
падения,
103 BK/M2
Северное
полушарие
80-90 0,10 3,9 0,26 0
70-80 0,79 11,6 0,68 0
60-70 3,29 18,9 1,74 0,4
50-60 7,39 25,6 2,89 13,7
40-50 10,16 31,5 3,23 15,5
30-40 8,53 36,4 2,34 20,4
20-30 7,12 40,2 1,77 32,7
10-20 5,09 42,8 1,19 11,0
0-10 3,57 44,1 0,81 6,3
Суммарно 46,0 100,0 2,14
Южное полу-
шарие
0-10 2,10 44,1 0,48 54,0
10-20 1,78 42,8 0,42 16,7
20- 30 2,81 40,2 0,70 14,9
30-40 2,76 36,4 0,76 13,0
40-50 2,81 31,5 0,89 0,9
50-60 1,21 25,6 0,47 0,5
60-70 0,67 18,9 0,35 0
70-80 0,25 11,6 0.22 0
80-90 0,03 3,9 0,08 0
Суммарно 14,4 100,0 0,54
Оба полу- 60,4 89 (С) 1 96
шария 11 (Ю) ’
П р и м е ч а н и е. По 1980 г. включительно c учетом предполагаемого отложения
из стратосферного резервуара.
рия, колебалась от 0,06 до 0,2 Бк/л, а в пробах целых рационов от 0,1
до 0,4 Бк/сут [З]. Среднее содержание °°$т в молоке в СССР в 1979 и
1980 гг. было соответственно равно 0,08 и 0,07 Бк/л [33]. 9°$т - осте-
отропный радионуклид. Удельная активность 9°$т в костной ткани лю-
дей B nocnemme годы меняется незначительно.
Стронций-89. Это радионуклид с периодом полураспада 50,5 сут, при
распаде испускает В-частицы со средней энергией 583,0 кэВ. 8 9 Sr В первые
несколько месяцев после взрыва является одним из ведущих радионук-
лидов, определяющих суммарную В-активность смеси продуктов деления.
На время деления отношение активностей 89 Sr/9°Sr равно примерно
150. Суммарное количество радионуктшда, постугшвшего в атмосферу,
оцеъшвается равным 1 - 10" Бк [З].
Рутений-106‚ Радионуклид с периодом полураспада 368 сут, чистый
‚(З-Излучатель со средней энергией В-частиц 10 кэВ. При его распаде обра-
зуется дочерний радионуклид 1“ Rh c периодом полураспада 30 с. При
113

распаде последнего испускаются [З-частрщы со средней энергией 1,41 МэВ,
а также несколько у-квантов различной энергтш. Общее количество 1 “Ru,
инжектированного в атмосферу в результате проведенных ядерных взры-
вов, оценено в 1,2 - 1019 Бк [3]
Йод-131. Радионуклид с периодом полураспада 8,04 сут, дну-излуча-
тель. Средняя энергия В-часттщ 181,7 кэВ, энергия основных линш71 ‘у-кван-
тов 0,36 и 0,72 МэВ. Общее количество 13 11, поступившего в атмосферу
согласно проведенным оценкам, равно 7 - 102° Бк. Основной источник
постугшения 1311 в организм людей — молоко (в тех районах, где оно
является важным компонентом рациона человека) [З].
Цезий-137. Радионуклид с периодом полураспада 30,2 лет, В-излуча-
гель со средней энергией [З-частиц 17О‚8 кэВ. При его распаде образуется
дочерний радионуклид 137тВа, который распадается с периодом полу-
распада 2,55 мин. Его распад сопровождается испускаъшем ‘у-квантов с
энергией 661,6 кэВ. Среднее отношение концентраций 137Сз/9°$т в вы-
падениях равно 1,6. В отдельных пробах оно может претерпевать замет-
ные различия от этого среднего значения. Общее поступление 137Сз в
атмосферу в результате испытаний ядерного оружия оценивается в
9,6 - 1017 Бк. Содержание 137Сз в молоке в СССР в 1979 и 1980 гг. в
среднем равно 0,2 и 0,1 Бк/л.
Барий-140 — В-излучатель с периодом полураспада 12,74 сут. Средняя
энергия Б-частгщ 272 кэВ. Дочерншй радионуклид ”°La с периодом по-
лураспада 40,22 ч при распаде испускает Б-частицы со средней энергией
526,9 кэВ и несколько ‘у-квантов. Общее количество 14°Ва, образовав-
шегося в результате проведенных ядерных испытаншй в атмосфере, оце-
нивается в 7,2 - 102° Бк.
Церий-144. Радионуклид 1 44 Се с периодом полураспада 284 сут, Б-‘у-из-
лучатель. Средняя энергия Б-частиц 82,0 кэВ. При его распаде испускается
несколько ‘у-квантов. Дочерний радионуклид 144Се — 144Рг имеет пе-
риод полураспада 17,3 мин. При его распаде испускаются В-частгщы со
средней энергией 1,21 МэВ и несколько ‘у-квантов. Общее количество
образовавшегося при испытаниях ядерного оружия 144Се примерно рав-
но 3 - 1019 Бк.
Плутоний и трансплутониевые элементы. Изотопы плутония и ЦРУ‘
гих трансурановых элементов могут поступать во внецшюю среду во вре-
мя испытаний яде ного оружия в результате как взаимодействия нейтро-
нов с ядрами 23 U, так рассеяния в атмосфере непрореагировавшего
ядерного топлива. Наиболее важными изотопами плутония являются
239Ри, 24°Ри и 24 ‘Pu. Сведения об общем количестве изотопов плутония
и некоторых трансплутониевых элементов приведены в табл. 4.59.
Обычно при исследовангш проб внешней среды очень трудно различить
239Ри и 249Ри. Поэтому следует иметь в виду, что когда приводят све-
деъшя о 239Ри в измеренных пробах, речь идет о двух изотопах плуто-
ния — 239Ри и 24°Ри. Изотоп 241Ри является чистым В-излучателем с пе-
риодом полураспада 14,4 года. При его распаде образуется 241Аш —- а-из-
лучатель с периодом полураспада 14,4 года. 241Ат не образуется непо-
средственно при ядерных взрывах. Он возникает при распаде 24 1 Ри. Об-
щее количество образовавшегося к настоящему времени 2 4 1 Am составля-
114

Таблица 4.59. Образование изотопов плутония, амерщия и кюрия в результате
проведенных ядерных взрывов в атмосфере [3]
Изотопическое отношение Общее количество,
Радионук- Период полу- масс, соответствующее их образованное в резуль-
ПИД pacnana, ПОТ ОбрЗЗОВЗНИЮ ПРИ ядерных тате проведенных ядер-
взрывах ных взрывов, Бк
три 87,7 0‚00016 3,3 - 10::
239Pu 24 100 1 7,8 - 1015
три 6570 0,18 5,2 - 10
241Pu 14,4 0,013 1,7 - 10”
три 376 000 0‚00з4 1,6 - 1013
ттАт 152 3,1 - 10'7 3,7 - 10”
“4ст 18,1 2,5 - 10'8 2,6 - 10‘ 1
Таблица 4.60. Поступление глобальных 239’24°Puu 241 Ат срационом
в районе Нью-Йорка, Бк/год [3]
Год 239‚240Ри 24lAm Год 239,24oPu 241Am
1963 0,55 - 1972 0,056 -
1964 0,34 — 1974 0,048 0,015
ет примерно 5,5 - 10‘ 5 Бк. В меньцшх количествах он образуется и при
распаде изотопов кюрия.
Изотопы плутония поступают в организм человека при вдыханрш воз-
духа и употреблении в пищу продуктов шатания. Для Ри, поступившего
во внешнюю среду в результате проведенных испытаншй ядерного ору-
жия, наиболее важным является ишаляционный путь поступлеъшя в орга-
низм жителей Земного шара. В табл. 4.60 приведены данные о поступле-
mm глобальных 239’“°Pu И 2“Am c рационом в организм жителей
г. Нью-Йорка (США).
Внецшее излучение. В дозу внешнего излучения от выпавших на по-
верхность Земли радиоактивных осадков вносят вклад многие panne-
нуклиды, испускающие ‘у-излучение; однако лишь некоторые из них вно-
сят существенный вклад в эту дозу. Среди них следует отметить корот-
коживущие радионуклиды 9521‘ и его дочерний ращюнуклид 9 5МЬ,
Юбки, 1 °3Ru, 1 4°Ва и долгоживущий радионуклид 1 3 Cs.
Дозу внешнего излучения можно рассчитать на основанрш данных о
временном интеграле плотности выпадения каждого интересующего нас
РЗДИОНУКЛИДЗ.
4.3.2. Радионуктшды, поступающие во внепппою среду
при работе предприятий ядерного тошшвного цикла
Радиоактивные вещества могут поступать во внешнюю среду при до-
быче и переработке урановых и ториевых руд, обогащении урана изото-
пом 2350, изготовленрш твэлов, полученрш ядерной энергии в ядерных
реакторах, переработке отработавшего ядерного топлива на радиохими-
115

ческих предприятиях и извлечении из него делящихся веществ и долго-
живущих радионуклидов, представляющих интерес для народного хо-
зяйства, при хранении и захоронении радиоактивных отходов.
Добыча и переработка. Концентрация урана в руде в виде U3 03 колеб-
лется обычно от 0,1 до 3%. Добыча РУДЫ производится либо открытым
способом, либо в шахтах.
Газообразные радиоактивные выбросы из урановых шахт практически
полностью состоят из 2221111, содержащегося в вентилируемом воздухе;
жидкие отходы в основном определяются шахтными водами, образующи-
мися при дренаже, а также водой для технологических целей. Твердые от-
ходы состоят из горной породы и руды с очень низким содержанием ура-
на. Принято считать, что аэрозольные выбросы имеют значительно мень-
шее значение. Согласно проведенным исследованиям в среднем образу-
ется от 0,4 до 8 ГБк 2221111 на 1 т добываемой руды. Разброс зависит от
ее качества. При добыче руды открытым способом скорость выброса ра-
дона из карьера составляет в среднем 0,2 ГБк на 1 т руды [З] . Суммарная
активность руды в основном определяется 2 “U и его дочерними продук-
таыш. В 1 т руды, содержащей, например, 2 кг U303 , находится по 21 МБк
каждого из 14 основных членов семейства 23811 суммарной активностью
около 0,29 ГБк [З]. По данным американских специалистов, около 14%
всей суммарной активности, содержащейся в добытой РУде, переходит в
урановый концентрат, в котором содержится до 9О% урана. В образу-
ющихся твердых отходах, поступающих в хвостохранилища, сравнитель-
но быстро распадаются короткоживущие продукты распада урана 234Т11
с Т1/2 = 24,1 сут, 234тРа с Т1/2 = 1,17 мин, 23 ‘Th с T1/.2 = 25‚5ч и остает-
ся около 70% первоначальной активности, обусловленной 23°Т11 с Т1/2 =
= 8 - 104 лет и его дочерними продуктами распада [З].
Урановые отходы (хвосты) с обогатительных заводов сбрасывают в
виде суспензии, состоящей на 50% из твердой фракции. Обычно около
85% всей активности содержится в илистой фракции.
Количество радиоактивных аэрозолей, выбрасываемых в атмосферу из
хвостохранилища, зависит от размеров их высохшей части, которая в
свою очередь определяется метеорологическими и климатическими фак-
тораьш. Скорость эманации 2221111 в среднем примерно равна 1Бк/ (м2 .c)
на 1 Бк/ г Ra B отвале в хвостохрангшшце [З]. В зависимости от погодных
условий она может варьировать в пределах одного порядка. Диффузия
2221111 практически не зависит от глубины отвала, если она превышает
3 м {З}.
Изготовление уранового топлива. Выбросы радионуклидов при работе
с ураном, его обогащении и изготовленкш тепловыделяющих элемен-
тов малы. Большая часть соединений урана представляет собой твердое
вещество ихорошо улавливается очистныьш сооружеъшями. Жидкие отхо-
ды собирают в специальные отстойники или замкнутые водоемы [З].
Работа ядерного реактора. При работе ядерного реактора образуется
большое число радионуклидов — продуктов деления и активации. Ра-
диоактивные продукты деления образуются примущественно в твэлах,
а продукты активации — в конструкционных материалах и в оболочке
твэлов. Активность теплоносителя определяется активацией либо приме-
116

сей, присутствующих в теплоносителе, либо самого теплоносителя, либо
диффузией продуктов деления из твэлов через микро- и макротрещины
в оболочке твэлов.
Спектр радионуклидов, поступающих из ядерного реактора в окру-
жающую среду, и общее количество и концентрация во внешней среде
зависят от типа ядерного реактора и используемых систем очистки воз-
духа и сбросных вод.
При работе ядерного реактора во внещнюю среду поступают
радиоактивные благородные газы (по меньшей мере 9 изотопов крипто-
на и 11 радиоизотопов ксенона). Большинство из них имеет очень корот-
кий период полураспада и практически не имеет значения в формирова-
нии дозных полей как внутри помещений, так и вне их.
Основной вклад в суммарную активность выброса вносят '38Хе
(T1/2 = 17 мин), 135тХе (Т1/2 = 15 мин), ‘35хе (T1/2 = 9,2 ч), ‘Ззхе
(T1/2 = 5,3 cyI),888Kr (T1/2 = 2,8 ч), “Кг (Т1/2=76мин)‚85т1{г
(T1/2 = 4,4 ч) и 5Кг (T1/2 = 10,7 лет).
B реакторах с газовым охлаждением выброс благородных газов незна-
чителен. В выбросах в атмосферу присутствуют также газообразные про-
дукты активашш “С, “N, 35 S И 4 1 Ar, тритий, йод и аэрозольные части-
цы. В жидких сбросах присутствуют тритий, продукты деления и актива-
ции.
Переработка облученного ядерного топлива. При переработке облучен-
ного ядерного топлива из него извлекаются уран и плутоний для повтор-
ного использования в ядерных реакторах, а также некоторые долгоживу-
щие радионуклиды, которые могут быть использованы в народнохозяй-
ственных целях (1 3 7Сз, 9° Sr и др.). Перед поступлением на переработку
твэлы обычно выдерживаются не менее 120 сут, чтобы распались до ми-
нимального уровня короткоживущие радионуклиды, главным обра-
зом ‘3 1 1.
Радионуклиды, имеющие основное значение в выбросах заводов по пе-
реработке облученного топлива, это, как правило, долгоживущие радио-
нуклиды ЗН, “С, 35Kr,9°Sr, юбки’, 1291, 134Cs, 13"Cs и изотопы трансура-
новых элементов.
“Кг является единственным благородным газом, представляющим
интерес в выбросах завода по переработке облученного топлива (на эта-
we растворения твэла).
ГЛАВА 5
ЧЕЛОВЕК КАК ОБЪЕКТ ОБЛУЧЕНИЯ
Степень радиационного воздействия на человека полей ионизирующего
излучения и радионуклидов, избирательно накапливающихся в отдельных
органах и тканях, определяется создаваемыми ими дозами внешнего и
внутреннего облучения. Характер накопления радионуклидов в организ-
ме и его отдельных органах или тканях зависит от скорости их поступле-
ния с пищевыми продуктами, водой и воздухом в ЖКТ или легкие, усво-
117

ения из ЖКТ или легких, распределения в органах или тканях, времени
удержания в них и т.д.
В настоящей главе приводятся различные радиобиологические и дози-
метрические данные, позволяющие вычислить дозу облучеъшя различ-
ных органов и тканей человека.
Для расчетов дозы облучения необходимо знать некоторые физиоло-
гические параметры, характеризующие обменные процессы в организме.
МКРЗ рекомендует использовать при таких расчетах следующие величи-
ны: ьшнутный объем дыхания, потребление воды, количество воздуха,
вдыхаемого человеком, его водный баланс (табл. 5.1 —5.4).
Таблица 5.1. Минутный объем дыхания человека в зависимости от возраста,
пола и уровня физической активности, л/мин [1]
Состояние Легкая дея- Работа макси-
об Тяжелая ..
ъект nccnenonanna ПОКОЯ ТЭПЬНОСТЬ абота МЗПЬНОИ степе-
p НИ ТЯЖВСТИ
Взрослый мужчина 50 лет 7,5 20 43 11 1
Взрослая женцина 30 лет 6,0 19 25 90
Юноша 14- 16 лет 5,2 - - 113
Девушка 14-16 лет 4,5 - —- 88
Ребенок 10 лет 4,8 14 - 71
Ребенок до 1 года 1,4 4,2 - -
Новорожденный 0,5 1 ‚5 - -
Таблица 5.2. Количество воздуха, вдыхаемого условным человеком, л [1]
Вид деятельности Взрослый Взрослая Ребенок Ребенок до Новоррж-
мужчина женщина 10 лет 1 года денныи
8 ч легкой профеоч 9600 9100 6240 25 00 90
сиональной деятель- (10 q) (1 ч)
ности
8 ч непроизвод- 9600 9100 6240 - -
CTB енной деятель-
ности
8 ч покоя 3600 2900 2300 1300 690
(14 ч) (23 ч)
в с е г о 2,3 - 104 2,1 - 104 1,5 - 104 0,38 - 104 0,08 - 104
Таблица 5.3. Водный баланс для условного человека, мл/сут [1]
потребляемая Мужчина Женщина Ребенок 10 лет
жидкость Потреб- Выделе- Потребле- Выделе- Потреб- Выделе-
пение НИЗ НИЗ НИЗ пение ние
Молоко 300 1400 с 200 1000 с 450 1000 с
мочой мочой мочой
Питьевая вода 150 100 с 100 90 с ка- 200 70 с ка-
калом лом пом
Другие жидкости 1500 850 1100 600 750 580
°бЩ°° “°TP°5He' 1950 1400 1400
ние жидкости
118

Продолжение табл. 5 .3 .
потребляемая Мужчина Женщина Ребенок 10 лет
жидктть Потреб- Выделе- Потребле- Выделе- Потреб- Выделе-
пение ние нив Hue пение ние
Вода в пище 700 650 с 450 420 с 400 350 с
потом потом потом
Вода, образующая- 350 250 200
ся при окислении
гшщи
В с е г о 3000 3000 2100 2100 2000 2000
Таблица 5.4. Потребление жидкости, мл/сут [1]
Общее коли- Напитки на son,-
Условия потребления честно Молоко Вода ной основе
Взрослые:
нормальные условия 1000— 2400 120-— 45 0 45 ——7 30 320— 1450
при температуре 2840- 3410 —— —— —
окружающей среды
з2°с
умеренная деятель- 3700 — т —
ность
Дети 5-14 лет 1000—1200 330-500 200 380
1310—1670 540-650 540-790
*В том числе чай, кофе, безалкогольные нахштки, пиво, вино.
Сведения о массе основных органов условного человека, массе лег-
ких в зависимости от возраста и попа человека, потребления ос-
новных хшиических элементов с пищей для условного человека приве-
дены в табл. 5.5—5.7.
Таблица 5.5. Масса органов условного человека [1]
‚д
Масса
Орган или ткань
по отношению к массе
всего тела, %
Все тело
Мьппцы скелетные 28 000 40
Кожа 2 600 3,7
эпидермис 100 0,14
дерма 2 500 3 ,6
подкожная жировая клетчатка 7 500 11
Скелет.
костная ткань 5 000 7,2
кортикальная ткань 4 000 5,7
трабекулярная ткань 1000 1,5
красный костный мозг 1 500 2,1
желтый костный мозг 1 500 2,1
хрящ 1 100 1,6
периартикулярная ткань 900 1,3
119

Продолжение табл. 5.5 .
Масса
Орган ил" Ткань по отношению к массе
г
всего тела, %
Кровь: 5 500 (5 200 Mn) 7,8
плазма 3 100 (3 000 Mn) 4,4
эритроциты 2400 (2 200 Mn) 3,4
желудочно-кишечный тракт: 1200 1,7
пищевод 40 0,06
желудок 150 0,21
кишечник 1000 1,4
тонкий кишечник 640 0,91
верхний отдел толстого 210 0,30
кишетшика
нижний отдел толстого 160 0,23
кишечника
Печень 1 800 2,6
Легкие 1 000 1,4
Почки 3 10 0,44
Сердце 330 0,47
Селезенка 180 0,26
Мочевой пузырь 45 0,064
Щитовидная железа 20 0,029
Таблица 5.6. Средняя масса обоих легких, включая жидкость [1]
Мужчины Женщины
Возраст’ годы Количество ис- Количество PIC-
следованных Масса, г следованных Масса, г
проб проб
Новорожденный 92 5 1,7 7 1 50,9
0-3 мес 46 68,8 47 63,6
3-6 Mec 53 94,1 52 93,3
6-9 мес 72 128,5 55 114,7
9-12 мес 49 142,0 63 142‚1
1- 78 170,3 84 175,3
2-3 76 245,9 62 244,3
3-4 5 1 304,7 34 265‚5
4-5 32 314,2 21 311‚7
5-6 18 2б0,6 27 319‚9
6-7 8 399‚5 17 357‚5
7-8 15 365,4 10 404‚4
8-9 5 405‚0 7 382‚1
9-10 5 376,4 5 358,4
10-11 15 474,5 4 571,2
11-12 8 465‚6 4 535‚0
12-13 4 458,8 З 681,7
13-14 6 504,5 4 602,З
14- 15 12 692,8 6 5 17,0
15-16 12 691,7 13 708,8
16-17 9 747,З 6 626‚5
17-18 12 776‚9 13 694‚5
18-19 20 874,7 15 654‚9
19-20 19 1035‚6 12 785‚2
20-21 13 95 3,0 28 792‚8
22-40 259 1169,3 150 885‚5
120

Таблица 5.7. Среднее потребление основных химических элементов
с пищей для условного человека, г/сут [1]
Элемент Мужчина Женщина Ребенок 1 0 лет
Углерод 300 210 200
Водород 35 О 245 23 0
Азот 16 13 10
Кислород 26 00 1800 1700
Сера 1 0,7 0,7
В табл. 5.8 и 5.9 приведены сведения об основных компонентах и ха-
рактеристиках фекалий и мочи условного человека
Таблица 5.8. Основные компоненты фекалий условного человека, г/сут [1]
Показатель Мужчина Женщина Ребенок 1 0 лет Ребенок до
1 года
Масса 135 110 85 24
Вода 105 90 7 0 19
Твердые веще- 30 20 19 5
ства
Зола 17 15 6 1
Жиры 5 4,5 4 3
Углерод 7 6 4,2 1,2
Водород 13 11 8,6 2,5
Азот 1,5 1,3 1,0 0,3
Кислород 100 90 6 17
Таблица 5.9. Основные компоненты и характеристики мочи
условного человека [1]
Показатель Мужчина Женщина 11)36::T°K Е??? 13:3
Объем, мл/сут 1400 1000 1000 450
Относительная плотность 1,02 —- — 1,01
pH 6,2 - - —
Твердые вещества, г/сут 60 50 47 19
Мочевина, г/сут 22 - — -
Азот, г/сут 15 1 3 11 5
Водород, г/сут 160 130 110 50
Кислород, г/сут 1300 1100 970 420
Углерод, г/сут 5 4 3 0,5
В табл. 5.10 представлены данные о распределении красного костного
мозга в оргаъшзме человека.
В табл. 5.11 и 5.12 приведены сведения о химическом составе мьшщ
костей и об эффективном атомном номере ряда веществ.
121

При оценке степени опасности поступления в организм человека радио-
активных изотопов йода необходшиьт сведения о массе щитовидной же-
лезы людей различного возраста и средней эффективной энерггш, погло-
щаемой в щитовидной железе. Последняя слабо зависит от массы щито-
видной железы (табл. 5.13).
Таблица 5 10. Распределение костного мозга у взрослых [2]
Масса кост- Отношение Масса крас- По отноше-
НОГО МОЗГЭ, МВССЫ крас- НОГО КОСТ- НИЮ К ВСЗМУ
локализация Г НОГО КОСТНО- НОГО МОЗ- красному
ГО мозга К га‚ Г KOCTHOMY
Macce всего мозгу, %
мозга
Голова: 136‚6 13,1
Череп 165 ,8 0,75 124‚3 —
Нижняя челюсть 16,4 0,75 12,3 —
Верхние конечности: 86,7 83’
Плечевые кости 26,5 0,75 20,0 —
Лопатки 67,4 0,7 5 50,5 —
ключицы 21,6 0,75 16,2 —
Грудина 39,0 0,6 23,4 2,3
Ребра, пары: 82,6 7,9
1-я 10,2 0,4 4,1 —
2-я 12,6 0,4 5,0 —
3-я 16,0 0,4 6,4 —
4-я 18,6 0,4 7,4 —
5-я 23,8 0,4 9,5 —
6-я 23,6 0,4 9,4 —
7-я 25,0 0,4 10,0 —
8-я 24,0 0,4 9,6 —
9-я 21,2 0,4 8,5 —
10-я 16,0 0,4 6,4
11-я 1 1,2 0,4 4,5
12-я 4,6 0,4 1,8
Позвонки шейные: 35,8 3,4
1 6,6 0,75 5,0
11 8,4 0,75 6,3 —
111 5,4 0,75 4,1 —
IV 5,7 0,75 4,3 —
V 5,8 0,75 4,4 —
VI 7,0 0,75 5 ,3 —
VII 8,5 0,75 6,4 -
Позвонки грудные: 147 ‚9 14.1
I 10,8 0,75 8,1 -
П 1 1,7 0,75 8,8
111 11,4 0,75 8,5 —
IV 12,2 0,75 9,1 -
V 1 3,4 0,7 5 10,1 -
VI 15,3 0,75 11,5 —
VII 16,1 0,75 12,1 —
VIII 18,5 0,75 1 3,9 -
IX 19,7 0,7 5 14,8 ——
Х 21,2 0,7 5 15,9 —
Х1 21,7 0,75 16,3 —-
Х11 25,0 0,75 18 8 -—
ч
122

Продолжение табл. 5.10.
Масса кост- Отношение Масса крас- По отноше-
НОГО МОЗГЗ, МЗССЫ l<pac- НОГО КОСТ- ННЮ К всему
Г НОГб КОСТНО- НОТО МОЗ- КРЕСНОМУ
n°'“”m3‘"m“ го мозга к га, г костному
массе всего мозгу, %
мозга
Позвонки поясничные: 114‚1 10,9
1 27,8 0,75 20,8 —
11 29,1 0,75 21,8 —
III 31,8 0,75 23,8 —
IV 32,1 0,7 5 24,1 —
V 31,4 0,7 5 23,6 —
Крестец 194‚О 0,75 145,6 13,9
Нижние конечности 27 3,0 26,1
Бедренные кости (Os coxae) 310,6 0,75 233,0 ——
Большеберцовьхе кости. 53,0 0,75 40,0 —
В с е г о: 1497‚7 — 1045,7 100
Примечание. Возраст 40 лет.
Таблица 5.11. Химический состав мышц и костей, % (по массе) [3]
Элемент Мышцы Кости Элемент Мышцы Кости
H 10,2 6,4 Mg 0,02 0,2
C 12,3 27,8 P 0,2 7,0
N 3,5 2,7 S 0,5 0,2
О 7 2,9 4 1,0 К 0,3 —
Na 0,08 — Ca 0,007 14,7
Таблица 5.12. Эффективные атомные номера 2 эф некоторых веществ [3]
Вещество Z эф Вещество Z эф
Воздух 7,74 Жировая ткань 5,92
Вода 7,42 Костная ткань 13,8
Мышечная ткань 7,42
П р и м е ч а н и е. Эффективный атомный номер сложного вещества — атомный
номер такого простого вещества, в котором поглощенная энергия излучения, рас-
считанная на одгш электрон среды, равна поглощенной энергии в сложном веще-
стве при тождественных условиях облучения. Если можно пренебречь эффектом
образования пар, то
\/ 5321+ P22: +--- + P222
P1Z1+P2Z2 "‘--- +P,,Z,,
= 9
Где P1. P2, . . . - OTHOCPITBJILHOC ЧИСЛО ЗТОМОВ ЭПСМСНТОВ С ПОрЯДКОВЫМИ HOME‘
рами соответственно Z 1, 2 2, . . . , Zn, входящих в состав сложного вещества. В дВУх
веществах с равными Z эф поглощается примерно одинаковая энергия на единицу
массы при тождественных условиях облучения.
123

Таблица 5.13. ‘Параметры, необходимые для расчета поглощенной дозы
в щитовидной железе при поступлении 1311 с молоком [4]
Возраст
Параметр 6 мес 4 года 14 лет Взрослые
Масса щитовидной железы, г 2 4 14 20
Эффективный период полувыве- 6,0 6,3 6,9 7,6
дения из щитовидной железы, сут
Потребление молока, л/год 330 180 150 90
поглощенная энергия на распад, 0,18 0,18 0,19 0,19
МэВ
Доза на едшшчное поступление, 4,3 2,0 0,65 0,5 1
мкГр/Бк
Таблица 5.14. Масса золы отдельных костей скелета взрослого
человека (средние данные)
Женщины Мужчины
Кости скелета
поля, % петь %
Череп 334 17,3 380 16,8
Нижняя челюсть 35 1,8 42 1,9
Позвонки 221 11,5 235 10,4
Ребра. 122 6,3 177 7,8
Грудина 10 0,5 12 0,5
Лопатки 57 2,9 82 3,6
Кпючицы 15 0,8 19 0,8
Плечевые 104 5,4 135 6,1
локтевые , лучевые 8 1 4,2 107 4,7
Кости кистей 37 1,9 4 1 1,8
Таз 187 9,7 218 9,6
Бедренные 361 18,7 409 18,0
Берцовые 249 12,9 279 12,3
Коленные чашечки 14 0, 17 0,
Кости стоп 105 5,4 114 5,0
Скелет целиком 1932 100,0 2267 100,0
Таблица 5.15. Количество ядерных превращений в органе (ткани) -источнике за
пероральное поступление
Нуклид Орган (ткань) часточник "
K r; r,
3H B виде Мягкие ткани 1,2 - 106 —
НТО
321, fl = 8 _ 10-1
Легкие -— —
Содержимое:
втк 9,1 - 103 —
HTK 1,6 - 104 —
Кортикальная кость 2,1 - 105 —
Трабекулярная кость 2,1 - 105 —
Другие ткани (65 ооо г) 3,8 - 105 —
124

Для расчета дозы внутреннего облучения от остеотропных радионукли-
дов на основашш результатов радиохимических исследований отдельных
проб костной ткани требуются данные о массе золы, образующейся при
озоленгш отдельных костей скелета.
В табл. 5.14 приведены данные Б.К.Борисова, полученные им при
анализе целых скелетов взрослых людей.
Для расчета полувековой эквивалентной дозы облучения необходимы
сведения о количестве ядерных превращений в ткани (органе) мишени
за 50 лет на единичное поступление в организм активности радионукли-
да. В табл. 5.15 приведены числовые значения этого параметра для наи-
более часто встречающихся на практике радионуклидов. Более подробную
информацию о дозиметрических параметрах почти для всех встречающих-
ся радионуклидов можно найти B Публикации МКРЗ N° 30 (части 1, 2 и
3) [5‚ 6, 7] и приложениях к ним на английском языке [8 ‚9, 10].
При расчете дозы внутреннего облучения и, в частности, полувековой
эквивалентной дозы необходимо знать удельную эффективную энергию,
т.е. энергию, поглощенную в 1 г органа (ткани) -мишени Т м при испу-
сканшиг излучения определенного вида, возникающего при радиоактив-
ном распаде нуклида в органе (ткани) -источнике Tu.
B табл. 5.16 приведены числовые значения удельной эффективной энер-
гии УЭЭ (TM +- и) для наиболее часто встречающихся на практике
радионуклидов. Для остальных радионуклидов всю необходимую инфор-
мацию можно найти в приложениях к Публикациям МКРЗ N° 30, тома 1,
2 и 3, изданным издательством ”Пергамон пресс” на английском язь1-
ке [8 — 10] .
Для оценки дозы внутреннего облучения необходимы сведения о ха-
рактере распределения активности радионуклида в теле человека и его
эффективном периоде полувыведения из организма. В табл. 5.17—-5 .19
приведены данные о метаболизме отдельных радионуклидов в организме
человека.
50 лет на единичное поступление активности, расп./Бк [8]
ингаляционное пос туппение
Класс Д Класс Н Класс Г
1,2- 105 - -
f1.—_3.410"1 fl=3.10“1 _
1,8 - 10 2,3 - 105 -
1,4 - 103 3,8 - 103 —
2,5 - 103 6,7 - 103 -
1,5 - 105 1,1-105 -
1,5-105 1,1 - 105 -
2,8 - 105 2‚0- 105 —
125

Нуклид Орган (ткань) часточник и
f1’ f у
“Mn fl =1 - 10" -
Легкие — —
Содержимое: 3,6 - 103 ——
ж
тк 1,3 - 104 -
втк 4,2 - 104 -
нтк 7,7 - 104 —
Печень 7,1 - 104 —
Кортикальная кость 7,7 - 104 —
Трабекупярная кость 7,7 - 104 —
Другие ткани (63 200 г) 1,0 - 105 —
“Mn f, =1 - 10" —
Легкие
Содержимое:
ж 2,8 - 103 -
тк 5,2 - 103 -
втк 3,8 - 103 -
нтк 9,3 - 104 -
Кортикалгьная кость 5,0 - 101 —
57 Другие ткани (63 200 г) 4,0 - 103 _2 - _1
Со /‚=5-10 f1=3-10
Легкие
Содержимое:
тк 1,4 - 104 1,0 - 104
втк 4,4 - 104 3,3 - 104
нтк 8,2 - 104 6,0 - 104
“со Печень 1,7 - 104 1‚0- 103
58 Другие ткани (68 200 г) 1,5 - 103 _2 9,2-103 _1
Со /‚=5-10 f1=3-10
Легкие — —
Содержимое: з з
ж 3,6 - 10 3,6 - 10
тк 1,4-104 1,0-104
втк 4,4 - 104 3,3 - 104
нтк 8,1 - 104 5,9 - 104
Печень 7,1 - 103 4,3 - 104
60 Другие ткани (68 200 г) 6,6 - 104 4‚0- 103
Со л=5-10'3 f, =3-10"‘
Легкие — —
Содержимое:
тк 1,4-104 1,0-104
втк 4,4 - 104 3,3 - 104
нтк 8,2 - 104 6,0 - 104
Печень 4,0 - 104 2,4 - 103
Другие ткани (68 200 г) 3,6 - 103 2,2 - 103
126
пероральное поступление

Продолжение табл.5.15
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
f1=1-10" f,=1-10" _
1,9 - 104 3,3. 105 _
5,5 - 103 1,3 . 103 _
2,0» 103 . 6,4 . 103 _
6,5 - 10: 2,1 . 104 _
1,2-105 3,3-104 _
3,5 - 105 1,1 . 105 _
3,8 - 10 1,2-105 _.
3,8 - 10: 1,2 - 10: _
5,0. 10 1,6 - 10 _
1’1=1-10" г1=1-10" _.
3‚0- 103 3,7 . 103 _
3,9 - 10: 2,1-103 _.
7,2 - 102 3,9 - 103 _
5,2 - 10 2,8 - 103 -
1,3-10: 6,9.101 __
391 ' 893 ' —
2,5 -103 6,7-102 _
— ;,=5-1о'3 f,=5-10"3
8,6 - 105 3,7 - 104
— 6,7 - 10: 7,0 - 10:
— 292 ° 293 °
- 4,0- 104 4,2 - 104
— 4,5 - 104 1,2-104
— 4,2-105 2 1,1 - 105 2
— г,=5-10' f,=5-10'
— 5,9 - 105 1,2-104
— 1,7 - 103 1,7 - 103 д
— 6,4 - 103 6,6 - 103
- 2,1 -104 2,1 - 104
- 3,8 - 104 3,9 - 104
— 1,7 - 10: 4,3 - 103
— 1,6 - 10 4,0 - 104
- !1=5—1о'3 f,=5-10"
- 1,0 - 10‘ 1,0 - 10"
- 6,9 - 103 7,6 - 103
- 2.3- 104 2,5 -104
- 4,2 - 10: 4,6 - 10:
- 1,2 - 10 4,7 - 10
— 1,0-10° 4,3 - 103
127

пероральное поступление
нуклид Орган (ткань) -mica-owxmx "
f I f 1
8981 г, = 3- 10" г, =1-10"
Легкие — —
Содержимое:
втк 3,3 - 104 4,7 о 104
нтк 5,9 - 104 8,4 - 104
Кортикальная кость 1,7 - 105 5,8 - 103
Трабекулярная кость 1,4 - 105 4,7 - 103
Другие ткани (65 000 г) 1,7 - 105 5,6 - 105
“з: г, = з - 10" f = 1-10"
90 -1 1 -2
Y f1=3-10 f1=1-10
3381 Легкие — — е
:3; Содержимое втк 3,4 - 10: 4,8 - 10;
Y To же 5,4 - 10 8,1 - 10
3:8: Содержимое нтк 6,1 - 10: 8,6 - 10:
Y То же 2,0 - 10 2,9 - 10
9081 Кортикальная кость 1,1 - 107 3,6 - 105
9°Y To же 1,1- 107 3,6 - 105
9081 Трабекулярная кость 4,6 - 106 1,5 - 105
9°Y То же 4,6 - 105 1,5 - 105
9521’ fl = 2 '10-3 -
95’"Nb f, =2 - 10'5 .-
°5Nb fl =2- 10'5 -
9521 Легкие — —
9smNb ,, _ _
95Nb „ _ _
9595121 Содержимое ТК 1,4 - 10: —
Nb To же 3,9 - 10 —
°5ыь ” 5,8- 10‘ -
959521 Содержимое ВТК 4,6 - 10: —
Nb То же 4,2 - 10 —
°5ыь ” 6,7 - 105 —
9597221 Содержимое НТК 8,5 - 10: —
Nb То же 1,6 ~ 10 —
95Nb ” 2,8 - 105 -
9597221 Кортикальная кость 3,9 - 10': —
Nb To же 2,8 - 10 —
95ыь ” 3,9 - 105 -
9521 Трабекулярная кость 3,9 - 103 —
95’"Nb To же 2‚8- 10‘ -
95ыь и 3,9 - 105 -
9521 Другие ткани (65 000 г) 8,4 - 102 —
95тыь То же 3,9 - 10° -
°5ыь ” 1,4 - 105 -

Продолжение табл. 5.15
ИНГЗЛЯЦИОННОЗ ПОСТУПЛЕНИЕ
Класс Д Класс Н Класс Г
f1=3-10" — f1=1-10"
1,9 - 104 — 8,9 - 105
5,1 - 103 — 2,3 - 104
9,1 - 103 — 4,0~10“
3,0 - 105 - 5,7 - 103
2,4 - 10: — 4,6 - 10:
2,9- 10 — 5,5 - 10
г‚=з-10" — г‚=1-10'3
г, =3-10”’ — f,=1-10‘3
1,9- 104 — 1,6 - 10’
3,4 - 103 — 1,6 - 107
5,2 - 103 - 2,7 - 104
8,6 - 103 — 1,1 -104
9,3 - 103 - 4,9 - 104
3,1 - 103 — 2,6 -104
1,9 - 107 - 1,8 - 105
1,9-10: _ 1,8 - 10:
7,9 - 10 — 7,7 - 10
7,9 - 105 — 7,7 - 105
f,=2-10‘3 f,=2-10'3 f,=2-10'3
f,=2-10'3 f,=2-10'3 f1=2-10‘3
f,=2-10'3 f,=2-10'3 f,=2-10'3
1,9-104 5,7 - 105 1,1-105
1,8 - 10; 3,6 - 10: 7,6 -10:
3,0- 10 3,3 - 10 1,0 - 10
2,2- 103 6,6 - 103 6,9 - 103
6,6-10" 1,2 - 10.‘ 8,7 - 10°
9,9 - 10° 5,9 - 103 2,8 - 103
7,1 - 103 2,1 -10‘ 2,2 - 104
6,6 - 10° 5‚0- 10‘ 4,0 - 10‘
1,1-103 2,1 - 103 1,1-103
1,3 - 104 3,9 - 104 4,1 - 104
2,5 - 10‘ 1‚2- 103 1,1-103
4,4- 103 4,6 - 103 2,8 - 103
9,3 - 10: 1,9-10: 1,3 - 10‘:
6,6 - 10 1,3- 10 9,0- 10
9,4- 105 2,1- 105 1,4 - 104
9,3- 105 1,9 - 10: 1,3 - 104
6,6 - 103 1,3 - 10 9,0- 10
9,4- 105 2,1-105 1,4 - 104
2,0- 105 4,0 - 104 2,7 - 103
9,4-10’ 2,1-103 1,4-10‘
3,4-104 1,3-104 1,1-103
129
1 Зак 559

пероральное постугшение
Нуклид Орган (ткань) часточник "
f; г,
“ыь г, =1-10" —
Легкие — —
С :
°‘§3‘Z”‘"”°e 1 4 - 104 -
втк 4:6 - 104 —
НТК 8,3 - 104 -
Кортикальная кость 7,7 - 10: —
Трабекупярная кость 7,7 - 10 —
т Другие ткани (64 475 г) 5,9 - 103 -
I fl = 1,0
Нштовидная железа 4,6 - 106 —
1311 fl = 1,0 _
Щитовидная железа 2,9 - 105 —
= 190 _
Легкие — —
136 Другие ткани (70 000 г) 1,1 - 107 -
CS fl = 1,0 -
Легкие — —
Другие ткани (70 000 г) 1,3 - 104 -
13173r:2Cs f‘ = LO _
1з7ва fl = LO —
1з7тСз Легкие — —
Ва ” — —
137 7
1,2 . _
I 37mg: ¥§};1<*:e ткани (70 000 г) 1 2 . 137 _
‘4‘се г; =3-10'4 —
Легкие — —
C :
on13?I:HMoe 4 6 - 104 —
HTK 3:3- 104 —
Печень 7,1 - 104 —
144 Селезенка 6,0 - 101 4 —
144mCe fl Ё 3 ° 10-4 _
Pr f 1 — 3 - 10 —
‘44гх г, = 3- 10'4 -
_ 4144;2Ce Легкие — —
д PI 99 — __
144
P 99 — —
141444 I Содержимое ВТК 4,7 - 104 —
т То же 8,3 - 10’ —
99 4 7 _ __
144Се Содержимое НТК 8:6 - 104 —
‘“’"1>r To же 1 5 - 104 -
‘449: ” 8,6- 104 —
”4Ce ~ ПСЧВНЬ„ 5,9 - 103 —
144т „ 1 O_ 102 _
1441,’ ‚ 5’9 _ Юз _

Продолжение табл. 5.15
Ишаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
- f,=1-10" f,=1-10"
- 4,2 - 105 6,4 - 105
— 6,3 - 105 6,8 - 105
- 2,0 - 104 2,2 . 104
- 3,7 - 104 3,9 - 104
— 7,1 - 104 7,3 - 105
— 7,1 - 104 7,3 - 105
— 5,4 - 104 5,6 -103
f1 = 1.0 — —
2,9 - 105 - _
fl = 1,0 — —
1,8 - 105 - _
fl = 1,0 — —
1,9 - 104 - _
6,8 - 105 - _
fl = 1904 "' "'
1,8 - 10 - _
8,3 - 105 — —
fl = 1,0 4. _
fl = 190 _ _
1,9 - 104 _ _
1,8 - 104 _ _
7,7 - 105 — _
7,3 - 105 - _
- f,=3-10”" f,=3-10“‘
— 4,0 - 105 6,0 - 105
— 2,о- 104 2,2 - 104
— 3,7 - 104 4,0- 104
- 2,1 - 10: 1,1- 10:
: }’7;1o-4 19”;5¥10"4
- f1=3-10'4 f =3-10"‘
— f1=3-10'“ fl=3-10'4
1 1
— 8,7 - 105 3,8 - 10
— 1,5 -104 6,8 - 104
- 8,7 - 105 3,8 - 10
— 2,3 - 104 2,4 - 10
- 4,1 - 104 4,3 - 10’
— 2,3 - 104 2,4 - 104
— 4,3 - 104 4,4 - 104
- 7,6 о 80’ 7,8 - 10’
- 4,3 - 104 4,4 - 104
— 2,2-105 2,2-105
- 3,9- 104 3,9 - 105
——~ 2,2-10‘ 2,2 - 105
131

пероральное поступление
Нуклид Орган (ткань) часточник "
ff fl
1“Ce Трабекулярная кость 9,8 - 102 -—
14l44':PI To же 1,7 - 10; -
l4l:;£€I= Селезенка - 132 —-
г: ‘° 8,7 -
“”1>x ” 4,9 - 10’ -
14144:2Се Другие ткани (6З0 20 г) 1,5 - 105 -
144PI To же 2,6 - 103 —-
Pr ” 1,5 - 10 -
'-”°Po fl =1-10“ —
Легкие — -
Почки 4,6 - 104 —
Печень 4,6 - 10 —-
226 Селезенка 4,6 - 10 _1 —
2221121 fl = 2- 10_1 -
Rn fl = 2 ‘ 10 -—
“8Po fl=2-10" —
"М: fl =2-10'1 -
’”1>b fl =2-10" —
"“Bi fl =2-10“ —
““1>o fl = 2- 10" -
”°1>b fl = 2 - 10" -
210 fl = 2 _ 10-1 __
21°Ро fl = 2 - 10" -
”"Ra Легкие - —
222Rn ,, _ __
2l8Po ‚‚ _ _
:::~ э’ — -
mg‘; I j_ j
214Ро Легкие — -
21oPb ,. _ _
21oBi ,, _ _
99
32:‘; Кортикальная кость 1,2 - 106 —
Rn To же 3,7 - 105 -
’“’1>o ” 3,7 - 105 -
:::At ” 7,4 - 10‘ -
РЬ ” 3,7 - 105 -
Ёпвз ” 3‚7- 10: -
21ОРО ” 3,7 - 105 -
2loPb ” 1,4 - IQ5 —
Bi ” 1,4 -10 —
"°1>o ” 1,3 - 105 -
321121 Трабекулярная кость 4,4 - 10: —
2l8Rn То же 1,3 - 105 —
Po °’ 1,3 - 10 -
132

Продолжение табл. 5.15.
Ингал ЯЦИ ОННОВ ПОС ТУПЛ ВНИЗ
Класс Д
Класс Н
Класс Г
3,6 .
6,5 -
3,6 -
1,8 -
3,2 -
1,3 -
5,5 -
9,3 -
- 105
5.5
105
105
105
105
105
105
105
105
- 105
- 105
- 10‘
- 105
- 105
- 105
- 105
- 105
- 105
- 105
- 105
- 105
1,8 -
- 104
133

„В
„З ‚Ё
„З . „д
„он . од
„он . од
„З . од
„З . од
„З . од
„З . од
„од . 3
„он . N...
«S ‚ты
«З . N...
«од . од
«од . од
«од . од
еоо . од
«од . од
«од ‚Ё.
„З . од
„Э ‚о;
ТоТТС
ТоТынд
_ 3..o.uC
TS.~n<
T2.~uC
T2.~n<
TS.~u<
T3.~uC.
Тома":
‚он . ы и С
од
од
од
од
од
од
од
од
од
„З . 3
„Ё {м
«од . 3
«S . З
„З . Ё
„од . Ё
„од .§
„З . од
кн ООФЁЧщ
mum UUﬂ—HV.~
ц §.5_
usmoﬁczuuon oo::o=:w~B.:..S
.36 ‚нюни. uumoaﬁouoaﬂ

Р’ ..‚. .._.‚..`.‚..„ _._-‚‚.м„_н„- «и--
.тм_.‚п—г`м_-Т‚м‚м_.„„т-„,„_м_- м „чм- ‹—› ~
rw
r-vow
I тФд о 2 2 рЮФЫ
I m©.— o Фат nu 2 ОЁЫмН
I o ‚гит 2 2
I . м„т 2 2 Q@N.~N
I m©.— . дат 2 2 OQUAN
I „З . м м 3.. B. анод
| том . м„т „вноси §=.E.3E.Eov_ amvma
I o ‚г Ю 2 2
I „З . „а 9.. он „гид
| том . m.m двоек щмтщчмиывьмочм mm юны
I I 2
| | а этими
I I 2 ‚щфпнн
I I 2 дЩНнН
| | : атомы
| I : доны
I I ВО
| | .. „Папы
| | .. о<юыы
| | опционы щммюыы
I Том . н. С мнюоы
| Том . п С этими
| . | м м
Том I x .m2«
I Том . н С „тмина
| Том . п С атомы
| Том . н С снопы
| Том . н С имена
| С
I Том . .. м „дюны
| Том . и „ж о<юыы
| Том . и „к амины
I О О 2 2
I 3.5 2 . 2
I об 2 2 Qn.__OuN
I об an 2 ОЩЧнН
од 3.. он E2.
I o.o тимин. выезд „Е: ы
I об 2 2 H<wmN
I об an 2 ОЩЮнН
| том . ЧМ г ооо те нищим. оЁЬЁЦ «Mona
I .V©.— . Фит 2 2 ОЁФЫЫ
I .V©.— ‚ЫЮ 2 2 mmouu
I «ом . N.m 2 2 дамами
I . Ю д an 2 ОЁЧМЫ
| тон . тд ь. 2 джемы
I o тай 2 2
I нон . ©.N : 2 н<юны
„я ш
uuuvbuon. важны 5.50 ЁЁЁШ
оды-оказание: ooamnanoaoﬂ

пероральное поступление
Нуклид Орган (mun) -ncrommx "
ff ff
:::Ra Трабекулярная кость 2,0 - 105 -
228AC To же 2,0 - 10: —
224? L4 ' 105 _
пора ‚‚ ‚‚ _ шз _
216150 " " 1,4 - 105 -
’”1>b ” ” 1,4 - 105 —
2”Bi " °° 1,4 - 105 -
2l2Po ” " 9,2 - 104 —
2°5т1 " " 5,2 - 104 —
‘ива Другие ткани (65 ООО г) 2,9 - 105 —
228Ас То же 2‚9- 105 -
идти " " 9,8 - 104 —
"'“Ra ” ” 9,7 - 104 —
22°Tn ” °° 9‚7- 104 —
ПЕРО ” ” 9,7 - 104 -
’”1>b ” ” 9,7 - 104 -
шва ” ” 9,7- 104 -
212Ро ” ” 6,2 - 104 —
’°3'r1 ” ” 3,5 - 104 —
тть fl = 2- 10"' —
2"'8Ra fl = 2 - 10'4 -
”5Ас fl = 2- 10'4 —
22uTh fl = 2 _ 10-4 _
"4ка fl = 2- 10'4 -
55°тп fl = 2- 10'4 -
“бра fl = 2 - 10'4 —
’”1>b fl = 2 - 10'4 -
"'”B1 fl = 2- 10'4 -
212Ро fl = 2- 10'4 -
’°5т1 fl = 2 - 10'4 -
232 Легкие — —
228Ra ,, _ _
228Ac ,, _ _
22sTh ,, _ _
224Ra ,, _ _
пот“ ‚‚ _ _
перо ‚‚ _ _
212Pb ,, _ _
212Bi ,, _ _
212Po ,, _ _
208.1-.1 ,, _ _
332 Кортикальная кость 5,5 - 104 —
2241221 То же 4,1 - 104 -
“8Ac ” °° 4,1 - 104 -
тть г‘ ” 3,7 - 104 _
“4ка ” ” 3,6 - 104 -

Продолжение табл. 5.15.
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
2‚2- 105 _
2,2 - 105 _
1,6 - 105 _
1,6 - 105 _
1,6 - 105 _
1,6 - 105 _
1,6 - 105 _
1‚6- 105 _
1,0- 105 _
5,8 « 104 _
3,2 - 105 _
з,2- 105 -
1,1- 105 -
1,1 -105 -
1,1- 105 -
1,1- 105 -
1,1- 105 -
1,1-105 -
7,2- 104 -
4,1 - 104 —
f1=2-10'4 f,=2-10"
f,=2-10" f,=2-10"
f1=2-10'4 f,=2-10"“
f,=2-10" f,=2-10‘
f,=2-10'“ f1=2-1O'4
f1=2-10" f,=2-10"
f,=2-10" f,=2-10"
f,=2-10“‘ f,=2-10"
f,=2-10'“ f,=2-10"
fl =2 -10'4 fl = 2- 10"
f,=2-10" f,=2-10"
1,0- 10: 1,9 - 10:
2,5 - 10 8,6 - 10
2,5 10 8,6 105
1,3 105 6,6 105
1,7 105 6,6 105
1,7 105 6,6 105
1‚7- 105 6,6-105
1,7- 105 6,6 - 105
1,7 « 10: 6,6-10:
1,1- 10 4,2 - 10
6,0- 10: 2,4 - 10:
з,3- 10 1,3 - 10
2,5 107 1,1 10
2,5 10: 1,1 107
2,2- 10 1,0. 10
2,2 - 107 1,0 - 107
137

Нуклид орган (ucaab)-1ic'ro‘-I1-nuc и
f I f т
“чти » » 3,6 - 104 -
216Ро Кортикальная кость 3,6 - 104 —
“2Pb То же 3,5 ' 104 -
212Bi 99 „ 3,6 . 104 _
212 ll „ 2,3 . 104 _
208 ll „ 1,3 . 104 _
232 Трабекулярная кость 5,5 - 104 -—
228 To же 4,1 . 104 _
228Ac „ „ 4,1 . 104 _
228 ээ п 3,7 . 104 ._
224 as 99 3,6 . 104 _
220.1.“ 99 и 3,5 . 104 _
216Ро и э: 3,6 . 104 __
2l2Pb 99 as 3,6 . 104 __
212Bl » » 3.6- 10‘ —
2‘12P0 „ „ 2,3 . 104 _
2081-1 as 99 1,3 . 104 _
2351; fl = 5- 10:’ fl = 2- 10::
2311-ll fl=5-10’ fl=2-10
ZESU Легкие - т
231.1-.h 99 _ _.
23511 Содержимое ВТК 4,4 - 104 4,7 ° 104
333111 то же 1,5 - 104 1,6 - 104
mu содержимое нтк 8,2 - 104 8,6 - 10“
“ﬁn To же s,o- 10“ 5,2-10‘
2350 Почки 9‚4 ° 103 3:7 ' 102
23171, » 8,9 - 103 3,5 - 103
2351] Кортикальная кость 5,5 - 105 2,2 - 104
33‘ть то же 5,5 - 103 2,2 -_104
2351; Трабекупярная кость 1,4- 103 5,5 - 103
331111 То же 1,4 - 103 5,5- 103
2350 Другие ткани (64 690 I‘) 1,1 ° 104 4›3 ° 102
шть то же 9,3 - 103 3.7- 103
2381; fl = 5- 10'3 fl = 2- 10::
234 fl =5 . 10'2 fl = 2 . 10-3
Штга fl = s - 10" fl = 2- 10_3
шва fl = 5- 10" fl = 2- 10
238U Легкие - -
234 п _ _
2347” и _ __
234Pa п __ _
т содержимое втк 4,4 - 10“ 4,7 - 10“
234 то же 9,3 - 103 9,9 - 103
334"’pa » и 9,3 - 103 9,9- 103
234p. и == 1,9 - 10° 2‚0- 10°
3330 Содержимое нтк 8,2 - 10‘ 8,6 - 103
333111 то же 4,0 - 103 4,2 - 103
пероральное поступление

Прадапжшхе табл. 5.15
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
_ 2,2- 10" 1,0 - 10’
_ ‚ 2,2- 10" 1,0-10’
— 2,2- 10" 1,0 - 10’;
_ 2,2-10 › 1‚0- 10
_ 1,4 - 10: 6,4 - 10:
"' 7:9 ° 396 '
- 3,3 - 107 1,3 - 10’
— 2,5 -10" 1,1 -10"
— 2,5 - 10" 1.1- 10’
— 2,2 - 10’; 1,0 - 10;’
— 2,2- 10 1,0 - 10
- 2,2- 107 1,0 - 10’
- 2,2 - 10: 1,0- 10:
- 2,2- 10 1,0 - 10
_ 2,2 -103 1,0 - 10’
.. 1,4 - 10: 6,4 - 10:
_ 7,9 - 10 3,6 - 10
fl=5.10:3 f1_—.5._10:: f1=2-10::
r,=s-103 r1=s-10 r1=2-10
1,9 - 104 1‚0- 104 1.9- 10;’
6,7 - 103 1,0- 104 1,9 - 10
6,8 - 103 2,3 - 104 2.7- 10:
2,4 - 10: 1,5 - 10: 1,7 -104
1,3- 10 4,2 - 10 5,0- 10
7,7 - 103 3,3 - 104 3,9 - 104
9,1 - 104 2,7 - 104 9,6 ~ 10:
8.6- 104 2,6 - 104 9,5 » 105
5,3 - 104 1,6 - 104 5,5 - 10
5,3 - 104 1,6 - 104 5,5 - 10’
1,3 - 104 4,0 - 104 1,4 - 10‘
1,3 - 104 4,0 - 103 1,4 - 104
1‚0- 105 3,1 - 104 1,1 - 104
9,1 - 104 2,9 - 104 1,1- 104 _з
гггтгё 192421: рта-з
1 = . О 1 = . 1 = о _
n=s-10” r,=s-1o‘3 I1--2-103
fl = 5 '4l0-2 f1 = 5 ‘610-2 fl = 2 ‘710-3
199 ° 1,0 ' 199 '
4,4- 103 7,0- 104 1,9 - 10"
4,4 - 103 7.0- 103 1,9 - 10"
9,8 - 10“ 2,3 - 103 6,2 - 104
6,8 - 10: 2,3 - 10: 2,7 -10‘;
1,5 - 10 3,8 - 10 5,4- 10
1,5 - 103 3,8 - 103 5,4 - 103
. 3,0- 10" 1,2 - 10‘ 1,7 - lo:
1,3- 104 4,2 - 104 5,0 - 104
6,2 - 103 8,1 - 103 1,1- 10
139

Нуклид Орган (ткань) -ac:-diam: u
f i f,
334"'1>а ” 4,0- 103 4,2 - 103
3341>а ” ” 1‚0- 10‘ 1,1- 10‘
33311 Почки 9‚4- 103 3,7 - 103
334111 ” 5,7 - 103 2,3 - 103
334’“1>а *° 5,7 - 103 2,3 - 103
334 » » 1‚9- 10‘ 7,5 - 10"
2:3 Кортикальная кость 5,5 - 10: 2,2 - 10:
T 5,3 - 10 2,1 - 10
334’“1› „о ж: 5,3 - 103 2,1 - 104
334Ра ” ” 1,8- 103 7‚0- 10‘
333 Трабекулярная кость 1,4.103 5,5-103
334 то же 1,3-103 5,3-103
2347nPa и 99 1,3 _ 105 5,3 _
334га ” ” 4,4 - 103 1,8 - 10‘
33311 дРУГЙе ткани (64 690 г) 1,1 - 104 4,3 - 103
334111 То же 5,8 - 103 2,3 - 103
234mPa э: as 5,7 „ 103 2,3 _ 102
334ге ” ” 1,9- 10‘ 7,5 - 10“
3331>u fl =1-10'4 г, = 1-10'3
Гонады 4,6 - 10‘ 4,6 - 10°
Легкие
Содержимое втк 4,7 - 104 4‚7- 104
Содержимое нтк 8,6 - 104 8,6 - 104
Печень 4,0 - 104 4‚о- 103
Кортикатпьная кость 2,5 - 10: 2,5 - 10:
239 Трабекулярная кость 2,5 - 10 _4 2,5 - 10 _5
Р!) f1=1‘10
Гонады 5,5 - 10‘ 5,5 - 10°
Jc~I§§’§§§mMoe BTK 4,7 - 104 4,7-104
Содержимое нтк 8,6 - 104 8,6 - 104
Печень 4,7 - 104 4‚7- 103
Кортикатпьная кость 3,0 - 104 3,0 - 103
4 Трабекулярная кость 3,0- 104 3,0 - 103
3 ‘Ат г, = 5- 10'4 -
Гонады 8,3 - 101 —
Печень 2,3 - 105 —
Кортикальная кость 1,4 - 105 —
Трабекулярная кость 1,4 - 105 —
l'I;p И м е ч а н и е. Ж — желудок; ТК — тонкая кишка; ВТК — верхние отде
элемента, поступившего в ЖКТ и абсорбированная в кровь; Д, Н и Г — ингаляцион
пероральное поступление

Продолжение табл. 5.15
Ишапяционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
6,2- 107 8‚0- 103 1,1 - 104
1,6 - 1о° 2,5 - 10‘ 3,5 - 10‘
9,1 ~10“ 2,7 - 104 9,6 - 103
5,6 - 104 2,0- 104 9,2 - 103
5,6-104 2‚0- 104 9,2 - 103
1,8 - 107 6,4- 10‘ 3‚0- 10‘
5,3 - 10‘ 1,6 - 105 5,5 - 105
5,2 - 105 1,6 . 105 5,5 -105
5,2- 105 1,6 - 105 5,5 - 105
1,7 - 104 5,2 - 103 1,8 - 103
1,3 - 105 4,0- 105 1,4 - 105
1,3 - 105 3,9 - 105 1,4 - 105
1,3 - 105 3,9 - 105 1,4 - 105
4,3 - 103 1,3 - 103 4,5 - 107
1,0- 105 3,1 ~10‘ 1,1-104
5,6 - 104 2,1 - 104 1,1-104
5,6 - 104 2,1 - 104 1,0- 104
1,8 - 107 6,8 - 10‘ 3,5 - 10‘
_ f,=~1-10“ fl = 1- 10'5
— 5,5 - 10“ 2,0 - 104
1,0 - 105 1,8 - 107
- 2,4 - 10: 2,7 - 10:
- 4,4- 10 5,0- 10
- 4,8 - 107, 1,9 - 107
- 3,0- 107 1,1- 107,
- з,0- 10 1,1 - 10
‘ ‘1;,«“’”‘
— , - 2,5 - 10
1,0 ~ 105 1,9 - 107
- 2‚4- 104 2,7 -104
- 4,4 - 104 5,0 - 104
— 5,7 - 107 2,2 - 107
- 3,6 - 107 1,4 - 107
- 3,6 - 107 4 1,4 - 107
" fl = 5 ' 10- —
— 2,0- 104 _
- 5,5 - 107 _
- 3,5 - 107 _
- 3,5 - 107 _
лы толстой кишки; НТК -— нижние отделы толстой кшцки; fl —доля соединения
ные классы.
141

Таблица 5.16. Удельная эффективная энергия, МэВ] (r-pacn) [8]
Нук- Орган Мягкие Содержимое
лиц (ткань?- ткани Легкие ‘
мишень Ж ТК ВТК НТК
ЗН Мягкие 9,0-1O"8 — — — — ‘-
ткани
3 Легкие — 5,7‘ 10-6 — — — ‘
2P Гонады — — — — - -
Молочная — — — — — -
XCCJIBBE
Костный — — — — - -
мозг _4
Легкие — 6‚9-10 — — — —
Костная — -— — - - -
поверх-
ность _3
СТЭНКИ — —' " " "’
Стенки — — — — — 2,640
нтк _
“мл Гонады _ 4,740? 3,340? 2,740? 2,5-10"‘ 4,6-10 5
-6 -6 -6 -6
Молочная - 3,740“? 3,940 4‚3-10 4‚1-10 4,7-10
железа __ __ _ __
Красный _ 3,440? 2,8-10 6 6,740 5 5,6-10 6 8,4-10 °
костный
МОЗГ __ _ __
Легкие - 4,540? 5,040 ° 9,7-1o__: 1,1-10_: 4,0-10_:
Костная _ 2,740? 1,640? 2,240 1,940 2,840
поверх-
НОСТЬ __
СтенкиТК _ 8,740? 7,140? 8,940? 4,440? 2,440?
Стенки - 1,140? 8,540? 6,240“ 1,340? 1,140?
нтк
Ётгенки — 2,5-10"’ 3,740‘? 1,9-10-5 8,940? 1,640?
к
Почки - 2,840: 9,040? 8,840? 7,840? 2,540?
Печень - 6,6-10 5,540 5,1-10 6 6,940 ° 1,140?
поджелу- - 6,640? 4,640? 5,640? 5,540‘? 2,140?
ДОЧНЗЯ же-
H633
Тимус _ 1,140? 1,840? 4,340? 4,740? 2,040?
Матка — 3,240 " 2,640 6 2,340? 1,340? 1,540?
Надпочеч- - 6,640? 5,940? 3,340? 3,340? 1,440?
ная желе-
38
“Mn Гонады - 9,740? 5,840? 4,640? 5,040? 8,640?‘
Легкие - 9,040: 9,340? 2,040? 2,240? 1,040:
СтенкиЖ - 1‚140_ 1,9-10_ 1,840 5 1,8-10 5 9,040
СтенкиТК - 1‚8-10 5 1,4-10 5 1,240? 8,040? 4,640?
Стенки - 2,340? 1,640? 1,240? 2,140" 2,140?
втк
Стенки - 4,5 10? 7,240’? 3,640? 1,640? 3,340?
нтк
142

Кость Щитовид-
Печень Почки Селезенка идя железа ‘все тело
кортикаль- трабекуляр-
Hail НЗЯ
: : : : : : ;,9.10::
_ —— - - - - 9,9-10
- 2,340“ - -‹ - — 9,9-1o’°
_ _ _ - - - 9,9-10::
8,7-10-5 1,4-10'“ - - - — 9,9-I0
_ _ - - - - 9,9-10"‘
.. _ _ - - - 9,9-10"
2,&-1o‘° 2,8-1o‘° 1,6-1o’° — -— — 4,0-10‘°
3,1-10“ 3,1-1o’° 3,1-10“ — - — 4,1~10'°
8,6-10" 1,0-1o‘5 2,8-1o‘° — — — 4,5-10"
2,8-10" 2,8-10*‘ 6,7-10" — — — 4,1-10':
1,8-1o’5 1,8~10’5 2,0-10" - — — 4,1-10
2,3-10“ 2,3-10“ 4,4-1o‘° - - - 5,5-10"
2,1-10"‘ 2,1-10“ 6,7-10-6 — — — 5,3-10*‘
2,9-10”‘ 2,9-1o‘° 8,1-1o‘7 - - - 5,5-10"‘
3,1-10:‘ 3,1-10:: 1,0-10:5 — — - 5,1-10"
2,040_ 2,040 7,340 5 — — — 5,0-10"‘
2,740 ° 2,7-10"‘ 1,2-1o’5 — — — 4,740"
2,3-10:‘ 2,3-10:‘ 2,7-10“ — — — 3-,8-10"‘
2,3 10 2,340 ° 1‚140‘° - - - 6,2-10'°
5,1-10“ 5,1-10”‘ 1,340" - _ _ 5,5-10“
5 1-10" - — - — - 2,1-10"‘
9.4-1o_° — —- —- - —— 1,9-1o‘5
3,0-10 — — — - -. 2,040”
4,340: — - — - - 2,2-10"‘
4 140 - — - — — 2,1-10"
6,3-10 5 — — — — — 2,3-10”‘
143

Нук- Орган Мягкие Содержимое.
лиц (ткань) ткани Легкие
мишень Ж ТК ВТК НТК
“со гонады — 4,140}, - 5,0-10:‘; 5,4-10:: 7,940:
Молочная - 6,040 - 7,140 6,840 7,7-10
железа __7 __6 _6 _6
Красный - 9,140 — 2,140 1,840 2,540
костный
МОЗГ
Легкие - 2,940‘5 - 9,940‘° 1,2-10:: 3,5-10:3
СтенкиТК - 8,640: — 39401: 7,740_5 4,340;
Стенки - 1,040 - 1,240 6,240 2,040
втк -8 -6 -6 -5
Стенки - 2,840 - 3,440 1,540 9,340
нтк —6 -7 -6 -7
печень - 1,140 - 8,5-10 1‚240_6 1,140_
матка - 3,640’° - 4,5-10:‘ 2,6-10__ 3,340}
58Со Гонады - 5,440’: 3,440'°6 3,140 Ё 3,240 Ё 5,340 Ё
Молочная - 4,340‘ 4,640‘ 5,040‘ 4,840‘ 5,540‘
железа _ __6 _6 __6 __6
Красный - 4,140 6 3,340 7,940 6,740 , 9,940
костный
МОЗГ
пегкне - 8,240‘5 5,9-10“ 1,1-1o‘° 1,3-10“ 4,4-10:7
58Co СтенкиТК - 1,040‘: 8,440‘: 1,440’: 5,240’: 2,940:
стенки - 1,340‘ 1,0- 10‘ 7,440‘ 2,240‘ 1,340‘
ЁЁЁМ - 29-10‘7 4340'° 2240'5 1040‘5 2940“
нтк
Печень - 7,740‘° 6,540‘° 6,0›10'° 8,0-10:° 1,2-10:‘
Матка -— 3,6-10"7 3,140'° 2,8-10"5 1,5-10 5 1,840 5
“со Гонады - 1,5-10" — 7,140'5 5,240‘5 1,340?
Молочная - 1,040'5 - 1,2-10“ 1,240“ 1,340 5
3181338
Красный - 9,640’? - 1,9-1o‘5 1‚640‘5 2,3-10“
костный
мозг _4 _6 _6 _6
Легкие — 2,1-10 — 2‚8-10 3,5-10 1‚4-10
СтенкиТК - 2,740“ - 3,540“ 1,240'4 6,940"5
Стенки - 3,5-10“ — 1,7-10“ 5,5-10“ 3,340“5
втк _7 _ _5 _4
Стенки - 6,640 - 5,340 5 2,440 7,540
нтк
Печень - 1,9-10‘5 - 1,540‘5 2,040‘5 3,5-10"°
тимус _ 3,4-10“ — 1,440“ 1,540“ 6‚640""
Матка — 1,7-10“ — 6,4-1o‘5 3,9~1o‘5 4,5-1o‘5
Надпочеч- - 1,740“ - 9,5-10‘° 9,540‘° 4,040“°
“за Ёёшгза - 4840°“ _ - 23310“ 46-10-9
Красный - з,440“° - - 5,640“° 8,3-1o“°
костный
МОЗГ
Легкие - 5,8-10"4 - - 1,140“° 4,з40““
144

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовид-
Печенъ Почки Селезенка над железа ‘все тело
кортикаль- трабеку я -
пая НВЯ п р
- - 2,0-10:; — — — 1,2-10::
— — 4,9-10 — — — 9,2-10
— — 7,8-1o"’ — — — 1,5-10"
_ - 1‚2-1о'° — — — 9‚7-10‘7
— — 7,5-10:7 — — — 1,2-10::
_ — 1,2-10 ° — — — 1,2-10
- — 1,0-10"’ — — — 1,1-10“
— — 2,4-1o"5 — — — 1,1-10"
— — 1,8-1o'7 — — — 1,3-10"
- - 1,6-10-6 — — — 5,4-10"‘
- - з‚7-1о"° — — — 5,2-10“
— — 3,4-10”‘ - — — 5,8-1o‘°
— — 7,8-10" — — — 5,3-10"
— — 5,2-10' 5 — — — 6,9-10"
- - 8,0-10'6 — — — 6,7-10“
- - 9,7-10"’ — — — 6,9-1o‘°
— - 1‚о-1о'4 — — — 6,3-10"
— - 1,4-10‘: - — — 7,4-10':
— — 7,5-10‘ — — — 1,5-10‘
— — 8,9-1o‘° — — — 1,3-1o‘5
_ _ 8‚1°10"° — — - 1,4.1o‘5
— — 2904.0.-5 "’ -’ " 192']-0-5
_ - 1‚з-1о'5 - - - 1,7-10"
— — 1,8-10"5 — — — 1,6-1o‘5
_ - 2‚7-1о'° - - — 1,7-1o‘5
— — 2,5-10"‘ — — — 1,5-10"‘
_ - 5‚9-1о"° — — — 1,4-10"
_ _ 4‚2-1о'° — — — 1,8-&0’5
_ — 3,7-10"‘ — — - 2,1-10‘5
2,3-1o“° 2,8-1o“° — — — — 8,3-10::
8,6-1o“° 1,4-1o‘4 — — — — 8,3-10
2,8-1o“° 2,8-1o"’° — — — — 8,3-10“
145

Нук- Орган Мягкие Содержимое
лид (ткань)- ткани Легкие
мшцень ТК ВТК НТК
Костная - 2,7-10“° — 1,9-10“° 2,8-10“°
поверх-
НОСТЬ
Стенки - 1,2~10“° _ 1,3-10‘3 1,1-10"
ВТК
Стенки - 2,6-10‘“ — 9,1-10“° 2,2-10‘3
HTK
“з: Красный - 0,0 — 0,0 0,0
костный
мозг _4
Легкие - 2,010 - 0,0 0,0
Костная — 0,0 — 0,0 0,0
поверх-
НОСТЬ
Стенки - 0,0 - 4,4-10"‘ 0,0
втк
Стенки - 0,0 - 0,0 7,2-10“‘
°°Y* ggzlémlﬁ — 2,4-10"’ — 3,5-10‘” 1,6-10‘“
костный
- 9,3-10“ — 4,3-10"‘ 1,5-10‘”
Костная _ 2,2-10'” — 8,3-10“3 3,9-10‘”
поверх-
ность _
Стенки - 1,7-10’” — 2,1-10‘3 4,1-10 ”
втк
Стенки — 4,1-10"’ - 9‚1-10‘“ 3,5-10‘3
HTK
952: Гонады - 4,1-10"’ 2,4-10“ 2,5-10"‘ 4,0-10"
Красный - 3,1-10“ 6,1-10“ 5,1-10" 7,5-10"
костный
- 1,5-10'4 8,6-10"’ 9,4-10" 3,3-10"’
Костная - 2‚5—10‘° 1,9-10“ 1,7-10“ 2,5-10“
поверх-
НОСТЪ
СтенкиТК - 1,5-10"’ 2,2-10" 3,9-10‘5 2,2-10‘5
g'rT<;11<H _ 1,010“ 5,6-10"5 3,7~10“’ 1,0-10‘5
Стенки - 2,2-10"’ 1,7-10'5 7,3-10" 5,5.10“‘
HTK
”’"Nb*PoHam — 2,7-10"" 2,4-10”‘ 2,8-10" 5,0-10"
Красный — 3,3~10“" 7,2-10"’ 6,1-10" 9,010"
костный
МОЗГ
Легкие — 1,7-10“ 5,7-10'“ 6,1-10*“ 1,9-10‘8
Костная — 2,6-10"7 2,2-10" 1,9-10‘7 2,9-10‘7
поверх-
НОСТЬ
СтенкиТК - 4,5-10:3 2,2-10”‘ 4,1-10*‘ 2,3-1o‘°
Стенкивтк- 5,5-103 3,2-10" 3,9-10’4 1,1-10"
146

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовка»
Печень Почки Селезенка идя железа ‘все тело
кортикаль- трабекуляр-
HRH НВЯ
7,3-10"5 1,2-10" — — _ _ s,3.1o'6
2,2-10"° 2,2-10"“ — — _ _ 3‚3.1о'°
3,0-10“° 3,0-10"° — — _ _ s,3.1o'6
0,0 4,6-10'5 — — — _ _.
0,0 0,0 — - _ _ _
2,4.10'5 4,1-10"5 — - _ _ _
0,0 0,0 — - _ _ _
0,0 0,0 - - _ _ ..
1‚5-10"‘° 2‚2-10’4 - - _ _ _
7,2-10'” 7,2-10"?‘ — — _ _ _
1,2-10" 1,9-10”‘ — — _ _ ._
в‚5-10"3 6,5-10“-°’ — .— _ _ _
2,0-10'” 2,0-10”” — — _ _ _
2‚в-10‘° 2‚в-10‘° _ _ _ _ 5,4.1o"’>
7,6-10"‘ 4,7-10’5 _ .. _ _ 5‚7.1о'6
2,5-10" 2,5-10" - _ _ _ 5,3.1o‘6
2,5-10"‘ 2,5-10"“ — — _ _ 5,3.1o‘6
2,1-10" 2,1~10"‘ — — — - 6,5 -10‘°
1,9-10" 1,9-10*‘ _ _ _ — 6,4~10‘°
2,5-10*‘ 2,5-10" — — — - 6,6-10"
1,010" 1,6-10” — — — — 2,9~1o'°
1,3-10" 5,7-10”‘ — — — — 2,9-10'"
2,2-10'7 2,2-10” — — - - 2,8-10::
3,0-10“ 4,4-10‘5 — — — ~ 2,840
1,7-10‘7 1,7.10"7 — — — — 2,9-10::
1,6-10"7 1,6-10"’ — — - — 2,9-10
147

Нук-
nun
(ткань)-
мишень
Орган
Мягкие
ТКЗНИ
Легкие
Содержимое.
ТК
ВТК
НТК
95Nb*
1291
1311
l34Cs
136CS
148
Стенки
НТК
Гонады
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Стенки ТК
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Щитовид-
ная же-
пеза
Щитов ид-
ная же-
пеза
Гонады
Молочная
железа
Красный
ко стный
мозг
Легкие
[Щитовид-
ная же-
лева
Костная
поверх -
ность
Стенки ТК
Стенки
НТК
Матка
Надпочеч-
ная же-
леза
Стенки мо-
чевого пу- ~
зыря
Гонады
Молочная
железа
Красный
костный
мозг
Легкие
2‚4-1о'8
4,2-1o‘7
3,2-10"
8,1-1o‘5
2,5-10"‘
7,8-1o'7
1,0-10“
2,3-10"’
.—.
1,6-10"’
7,0-10"‘
6,5-10“
2,4-1o‘4
6,7-10"
5,2-10"
1,6-1o‘°
4,5-1o'7
5,8-10"’
1,3-10"
4,3-1o'7
2,4-1o‘7
9,5-10"
9,1-10"
2,4-10"‘
2,0-1o‘°
2,5-1o'5
6,2-10"
8,9-10"’
2,0-1o‘°
1,340"
5,7-1o'5
1,7-1o'5
6,9-1o"7
2,5-10“
5,3.1o“°
9,8-10"’
1,3-10"
4,1-1o‘5
2,1~1o'“
3,1-10“
6,4-10”‘
4,2-1o'5
7,8-10"
3,5-1o‘7
2,6-10"
2,3-10"
1,0-1o’5
2,9-10"‘

Кость
кортикаль-
НЗЯ
трабекупяр-
Печень Почки
Селезенка
Продолжение табл. 5.16
Щитовид-
nan железа Все тело
2,4-10"’
2,6-10"
7,9 -10"‘
2,6-10"‘
9,9-10"
2,1-10“
1,9-1o‘°
2,9-10"
2,4-1o‘7
2,6-10-6
2,3-10“
2,6-1o‘°
9,9-1o"5
2,1-1o‘°
1,9-10“
2,6-10“
_ 2,8-10“
_ 4,4-10“
_ 4,8-1o‘°
_ 4,4-10"
_ 4,4-10"
— 5,6-10“
_ 5,5-10“
.. 5,7-10“
3,4-10‘-” —
1,040" —
_ 1,2~1o“
_ 9‚9-1о'°
_ 1,1-10“
_ 1,0-10“
_ 1‚о-1о'5
_ 1,0-1o‘5
_ 1,3-1o’5
_ 1,3-10“
_ 1,3-1o‘5
_ 1,3-10"
- 1,2-10"
_ 1,4-1o‘5
_ 1,2-1о'5
_ 1‚4-1о'5
_ 1,2-1o‘5
149

Нук-
ПИЛ
Орган
(ткань)-
мишень
Мягкие
ткани
Легкие
Содержимое.
ТК
ВТК
НТК
l37C3
137”!
150
IlIHToBw1-
ная же-
леза
Костная
поверх-
ностъ
Стенки ТК
Стенки
НТК
Матка
Надпочеч-
ная›ке-
леза
Стенки мо- —
чевого пу-
зыря
Гонады
Молочная
железа
Красный
костный
мозг
Легкие
Щитовид-
ная же-
лева
Костная
поверх-
ностъ
Стенки ТК
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Матка
Надпочеч-
наяэке-
пеза
Ва* Гонады
Молочная
железа
Красный
костный
мозг
Легкие
Пштовид-
ная же-
леза
Костная
поверх-
ностъ
Стенки ТК
5,7-10"‘
2,740“
2,5 -10"
9,5-10"
2,6-10“
2,0-10“
5,9-10"’

Продолжение табл. 5.16
кость ‘ Щитовид-
Печенъ Почки Селезенка gag железа Все тело
кортикаль- трабекуляр-
н an пая
_ _ _ _ _ 1,3-10“

Нук- Орган Мягкие Содержимое.
лиц (ткань)- ткани Легкие
мишень ТК ВТК НТК
Стенки - 8‚о-1о"’ - -
втк _
стенки - 1,7-10 " - -
нкт
Матка - 2,1-1o'7 — —
H&II.IIO1!e1!- -— 4 ‚9 - 10-6 -— -
ная же-
леза
‘“ce Легкие — 1,8-10'“ 7,1-10"’ 2,1-10“
Стенки - в‚о-1о'° 4‚о-1о"‘ 1,3-10“
BTK
Стенки - 2‚о-1о“° 9,4-10"’ 6,5-10“
HTK
Печень - 7,3-10" 7,3.1o‘"’ 6,8-10-8
Селезенка - 6‚8-10`7 4‚о-1о'7 2,2-1o‘7
Шее Красный - 1,3-10"’ 3,4-10"’ 5,5-1o‘7
костный
МОЗГ
легкие - 9‚з-1о'5 1,7-1o“’ 4,9-1o‘°
Стенки — 1,5-10"‘ 2,1-10" 3,3-10"’
BTK
Стенки _ 4,1-1o‘° 2,7-1o‘7 3,5-10“
HTK
Печень - 2,1-10"’ 2,0-1o‘7 1,6-1o“‘
Селезенка _ 1‚9-1о'7 1,0-10"’ 5,7-10'”
‘“"'1>:* Красный - 1,5-10"’ 2,5-10"’ 5,3-10"’
костный
МОЗГ
Легкие - 5‚о-1о'5 4,1-1o‘° 8,9-1o"°
Стенки - 3,3-10“-" 1,1-10" 3,3-10"’
BTK
Стенки - в‚5-1о"° 2,0-1o‘7 1,3-10"
НТК
Печень - 1,6-10"’ 1,1-10"’ 3,2-1o‘°
Селезенка - 1,4-10"’ 4,0-10"“ 2,0-1o““
““‘Px* Красный — 1,2-10" 2,0-10"’ 2,9-1o‘7
костный
МОЗГ
легкие - 1,2-1o'3 4,1-10'” 2,0-10"
Стенки — 4,4-1o“‘ 2,7-1o‘3 3,9-1o‘7
BTK
Стенки - 8‚о-1о'° 2,8-1o"’ 4,5-1o‘3
HTK
Печень - 2,3-10"’ 2,4-1o'7 4,1-10"“
до Селезенка - 2,0-10:: 1,3-10"’ 1,0-10"’
Po Легкие — 1,1-10 - —
Почки — 2,9 - 10- 1 I -— -
Печень — 6,7 -10_ 1 1 - -
Селезенка — 6,2 - 10- 1 1 — —
“бка Гонады - 2,7-10" — -
Красный - 4‚о-1о'3 —- —
КОСТНЫ
МОЗГ

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовид-
Печенъ Почки Селезенка идя железа ‚все тело
. „ртикаль- трабекуляр-
„ля На}!
_ _. _ _. _ “4‚8-10'°
_. _ _ _ _ 4‚940'°
_ _ _ _ - 4‚940'°
.. _ - - - 5,2-10‘°
_ 7,640" - 6‚7-1О`7 - -
- 7,240” - 4,040” - -
—- 6,1-1o“‘ — 1,7-1o'7 - —
_. 1,0-10:4 - 2‚7-10']4 - -
- — _ 2,5-1o_'°; - 9,9 - 197 —- - _6
_ 3,140 5 1,4-10 . - 1,440 - 1,6-1О
а 7,440“ 2,240" - 1,9-10:7 — 1,4-10::
— 5‚0-10'° 2,040" - 1,140 7 - 1,5-10
_ 8‚0-1О_8 1‚440'° - 4,240“ - 1,5-10’°
_ 4,9-10" 5,4-10:5 - 6,7-10:2 — 1,5~10::
— 4,540“ 6,340 8 —- 5,2-10 — 1,5-10_7
— 1,6-1o‘5 8,2-10'“ —- 9,0-10“ — 9,3-10
— 4,440"° 1,940” — 1,5 40" — 8,2-10::
а 2,3-10“ 1,2-1o‘7 —- 4,440“ —- 8,3-10
_ 4,5-10“ 2,4~1o‘9 — 1,340“ — 8,3-10"
_ 2,440“ 2,940” - 1,9-10“ — 8,2-10::
_ 2,3.1o‘3 2,1-1o‘3 - 2,8-10:4 - 8,2-10_5
- 4‚0-10"‘ 1‚0-10'7 —- 1,1-10 7 - 1,7-10
— 1,0-1o‘7 2,4-1o‘7 — 2,1-10" — 1,7-10::
- 7,5-10“ 2,3-1o'7 — 1,540" —- 1,7-10
- 9,5-1o“‘ 3,3-10”“ — 7,0-10" — 1,7-10"
— 7,7-10" 6,7-1o‘4 — 1,140" —- 1,7-10::
— 7,5-1o‘8 1,0-1o'7 6,7-1o'3 — 1,7-10
6,3-10"’ 2_,8-1o‘“ 6,1-10"‘ -
— - 1‚040"° 3,540" 2‚з-10“° - -
_ - 6,0-10':l 1,1-1013 3,1«1o’:‘ — —
- 3,140" 2,340" 6,040‘ - - _
1‚7-10"’ 1,7-10'8 - - - - 1,4-10 3
9‚6-10“° 3,2-1o‘3 — — — — 1,4-10’3

Нук- Орган Мягкие Содержимое.
лиц (ткань)- ткани Легкие
мишень ТК ВТК НТК
Легкие - 9,7 -10:2 - - —
Костная - 3,1 -1О “ " "
поверх-
_ НОСТЬ
’“Rn* Гонады - 2‚1-1о"° — - —
Красный — 1,7 -10 9 “‘ “ "
костный
мозг
Легкие — 1,1 -10- 1 ‘ ‘ "
Костная — 1,4 -1О ‘ ‘ "
поверх-
ность
218Ро* Гонады — 5,1-1О 12 " " "
Красный — 3,8 - 10. ‘ ‘ "
костный
мозг
Легкие 1‚2- 10 I “ “ "
Костная — 3,0-10' 1 " ‘ “
поверх-
ность
218At* Гонады — 82-10-10 _ " `"
Красный — 5 ,1- 10- “ “ “
костный
мозг
Легкие — 1,4-10- 1 — _ "
Костная — 4,2-10 8 — “ "
поверх-
ность
214РЬ* Гонады — 1,2-10-7 - ‘ ‘
Красный — 1,3 -10° - ‘ "
костный
мозг
Легкие - 3,1 -10 4 - - -
Костная — 1,0-10 ‘ “ ‘
поверх-
ность
214В1* Гонады — 8,7-10 7 “ ‘ "'
Красный — 5 ‚9 - 10 *‘ ‘ ‘
костный
мозг
Легкие — 7,3 -10_4 - “ “
Костная - 4,6 -10-6 — “ “
поверх-
ность
“4Po* Гонады — 4,6-10-“ “ “ ”
Красный — 3,5 -1 0' 1 ° — “ "
костный
мозг
Легкие — 1,6 - 10- 1 “ “ “
Костная - 2,7 -10' 1 ° — - -‘
поверх-
НОСТЪ

Продолжение табл. 5 .16
Кость Щитовид-
Печень Почки Селезенка над железа ‘Все тело
кортикаль- трабекуляр-
nan H85!
__ -3
2,4-10:‘ 2,4-10_8 - ‘ ‘ ‘ 1=4'1°_3
3,0-10 3 2,010 2 - - - - 1»4'10
1,5-1o‘° 1,5»10‘9 - - - - 11610::
4,3-1o’° 3,7-1o‘3 ' - - - - 1»6'10
1,4-1o‘9 1,4-10‘° - - - - 1,6-10::
9,1-1o‘3 2,3-10” - - - - 1.6-10
3,1-1o‘“ 3,1-10‘“ - - - - 1,7°10::
9,4-10"’ 4‚0-10'3 - - - - 1,7-10
3,0-10“ 1 3,0-10' 1 1 - - - - 1›7 -10::
1,0-10" 2,5-10" - — - - 1›740
1,1-10"‘ 1,1-1o“‘ — - - - 1,9-10::
4‚2-10'7 4,5-1o‘3 - - ~ - 1,9-10
1,6-10:8 1,6-10‘8 — — — — 1.9-10::
1,1-10" 2,8-10:2 - ~ - - 1,9-10
7,6-10:7 7,6-10:7 - - - - 5310::
3,2-1o‘° 7,2-1o'5 - - - - 5.9.10
8,7-10:7 8,7-10:7 - - - - 5»5'10::
4‚0-10'5 6‚5-10'5 - - — - 5»7'10
4,6-10:6 4.6»10"° - - - - 13402:
1‚4-10‘5 1,7-1o‘4 - - - - 1,7-10
4,8-10:6 4,8-1o‘° - - - - 1010::
9,340“ 1,5-1o‘4 - - - - 1.6-10
2,8-1o“° 2,3-1o“° - - - - 22102:
8‚6-10"° 5,1-1o‘3 - - - - 2›240
2,3-1o‘“’ 2,3-1o"° - - - - 2.2-10'3
1,3-10" 3,2-10" - - - - 2.2-10:3

Нук- Орган Мягкие Содержимое.
лиц (ткань)- Легкие ‘
мишень ТК ВТК НТК
“°гь* Гонады 3‚6-1о“° - — —
красный 2,3-1o‘8 — — —
‚костный
мозг _
Легкие 4‚0-10 5 '“ “ “
Костная 2,3 - 1 0-8 ‘ “ "
поверх-
ность
2 I °Bi* Гонады 0,0 " “ "
Красный 0,0 ‘ “ “
костный
мозг
Легкие 3‚9- 10°4 “ “ “
Костная 0,0 “ “ ‘
noBepx-
2 1 o HOG“ - 1 2
Ро* Гонады 4,7 - 10 “ “ "
Красный 3,5 -10_ I 1 “ — “
костный
мозг
Легкие 1,1-10" - - -
Костная 2,8-1o‘“ - - -
поверх-
2 28 “Om - 3 2
Ra Гонады 1 ‚5 - 10 " “ “
Молочная 1‚1-1О-14 ‘ “ "
железа
Красный 7,3-1o‘” - - -
костный
мозг
Легкие 1,7 - 10°5 " ' “
Костная 7‚5-1о'” — - -
поверх-
ность
228Ac* Гонады 5‚4-10_7 “ “ ‘
Молочная 4,2 -1 0- “ “ "
железа
Красный 4,0-10" - - -
костный
мозг
Легкие 5 ,3 -10_4 “ ‘— “
Костная 3,240“ - - -
поверх-
228ТЁ1*!1{?):11ЁЬ1 6,9.1o"° — — —
Молочная 1,9 - 10`8 - - ‘-
железа
Красный 1,7-1o‘8 — - -
костный
мозг
Легкие 1,1 -1о' 1 — - -
Костная 1,4-10“ — - -
поверх-
НОСТЬ

Продолжение табл. 5.16
Кость щитовид-
ПЕЧЕНЬ ПОЧКИ Ceneaemca ная железа Все тело
кортикаль- трабекуляр-
ная nan
5,4-10" 6,4-10‘° 6,2-10'7
3,5-10‘7 9,2-10'5 6,3-10‘7
3,6-10" 3,6-10‘° 6,040"
5,1-10‘5 3,3-10‘5 6,2-10‘7
0,0 0,0 _ 5,6-10:5
0,0 9,140 5 5,6-10 5
0,0 0,0 5,6-10‘5
4,9-10'5 8,1-10" 5,6-10‘
2,9-10'“ 2,9-10‘“ 1,5-10:3
3,3-10'“ 3,5-10‘3 1,5-10 3
2,3-10'“ 2,8-10‘“ 1,5-10‘3
3,3-10'-" 2,2-10" 1,5-10‘
5,9-10‘” 5,9-10'” 2,4-10"
1,1-10"” 1,1-10"5 2,4-10'7
2,5-10*” 4,0-10‘5 2,4-107
4,7-10“5 4,7-10"5 2,4-10'7
2,1-10‘5 3,5-10‘5 2,4-10"’
3,0-10:5 3,0-10:5 1,2-10:5
3,540 5 3,5-10 5 1,140 5
1,0-10‘5 1,2-10" 1,2-10‘5
3,2-10‘5 3,2-10'5 1,1-10‘-5
7,1-10"5 1,140“ 1,240"
5,640'9 5,640'9 1‚640'°
8‚6-1О-9 8,6-l0'9 1,6-10'3
1,540" З,6-1О'3 1,640'3
7,8-10'9 7,8-10-9 1,6-10:3
9,0-10‘3 2,3-10" 1,6~1O 3

Нук— Орган Мягкие Содержимое.
лиц (ткань)— ткани Легкие
мишень ТК ВТК НТК
224Ra* Гонады - 4‚4-1о'° -
Молочная —- 4,6 - 10- 8 —‘
железа
Красный — 5 ‚2 - 10-8 —
костный
мозг
Легкие - 1.2-10" —
Костная - 4‚1-1о'° _
поверх-
ность
22°Tn* гонады — 2,1-1o"° -
Молочная — 1,8 -10-9 —
железа
Красный - 1,7-10" —
костный
мозг
Легкие — 1 ‚З -10- 1 —
Костная — 1‚3-1О_9 —
поверх-
ность
’“‘1>o* Гонады - 9,4-10'” _
Молочная — 7,5 —1О- 1 1 —
железа
Красный — 7,0-10" 1 1 —
костный
мозг ь
Легкие — 1 ‚4 -1 0- 1 —
Костная - 5,6 -1о' 1 ‘ _
поверх-
2 1 2 Hoe“ - 8
Pb* Гонады — 6,1-10 —
Молочная —- 7,2 - 10- 7 -
железа
Красный - 9,2-10"’ _
костный
мозг
Легкие — 1 ,8-10-4 —
Костная — 7,3 -10- 7 —
поверх-
2 1 2 . “ость — 7
В1* Гонады — 1‚0-10 _
Молочная — 8‚0-1О°7 —
железа
Красный - 7,5-1o'7 _
костный
мозг
Легкие 4,5 -10"
Костная — 5 ‚9 - 1 о“ _
поверх-
2 I 2 НОСТЬ
Ро* Гонады — 0,0 __
Молочная — 0,0 _
xceneaa

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовид-
Печень Почки Селезенка над железа ‘все таю
кортикаль- трабекуляр-
НЗЯ nan
2,6-1o“‘ 2,6-10"‘ 1,7-1o‘3
3,7-10*‘ 3,7-10*‘ 1,7-1o‘3
1,2-10” 3,8-10‘3 1,7-10‘3
3,4-10‘8 3,4-10“ 1,7-1o‘3
9,5-10‘3 2,4-10” 1,7.1o‘3
1,4-10‘° 1,4-10‘9 1,3-1o‘3
1,5-10" 1,5-1o‘° 1,3-1o‘3
4,1-10‘° 4,2-10'-" 1,3-10'?‘
1,3-1o‘° 1,3-10‘9 1,3-1o‘3
1,0-10" 2,6-10" 1,8-10‘3
5,7-10"’ 5,7-10"" 2,0-10'3
6,3-10'“ 6,3-1o‘“ 2,0-10‘3
1,7-10“° 4,5-10‘3 2,0-10'3
5,6-10“ ‘ 5,6-10‘“ 2,0-10‘3
1,1-10" 2,8-10" 2,0-10‘3
4,0-10'7 4‚0-10'7 3,5-10‘°
5,5-10"’ 5,5-10‘7 3,3-10‘°
2,2-10“ 4,3-1o‘5 3,7-1o‘°
5,2-10" 5,2-10:: 3,3-10::
2,4-10"5 3,9-10 3,5'l0
5,9-10” 5,9-10"’ 6,4-10-4
6,8-10-7 6,8-10‘7 6,4-1o“‘
1,9-10‘° 1,6-1o'3 6,4-10“
6,0 - 10"’ 6,0 - 10‘7 6,4 . 10-4
3,7-10‘3 9,2-10" 6,4-10“‘
0,0 0,0 2,5-1o‘3
0,0 0,0 2,6-10'3

Нук-
Лид
Орган
(ткань)-
мшлень
Мягкие
Легкие
Содержимое.
ТК
ВТК
НТК
232Th
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Гонады
Молочная
железа
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
22 8Ra* Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
2 2 8 Ac* Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
228Т11* Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
224Ra* Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
0,0
1,3-10"
0,0
1,9-10‘°
1,3.10‘5
1,2-10"
7,3-10‘4
9,8-10"
2,6-10‘9
3,1-10"
2,2-10‘°
7,3-10’”
1,7-10‘5
7,5-10‘”
4,0-10‘°
5,3-10“‘
3,2-10‘°
1,7-10‘8
1,1-10"
1,4-10“
5,2-10‘8
1,240"
4,1-10"

Продолжение табл. 5 16
Кость Щ“Т°3“д
Печень Почки Селезенка ная железа ‚Все тело
кортикалы трабекуляр-
ная На’!
0,0 5,9-1o‘3 — — — - 2,6-10‘3
0,0 0,0 — — — - 2,6-10:3
1,5-10" 3,7-10" — — — — 2,6-10 3
9,5-1o‘° 9,5-1o’° — — — —— 2,9-10'5
1,1-1o‘5 1,1-10‘5 — — — — 2,3-10’5
2,9-1o‘5 1,7-10'“ — — — — 2,4-10"‘
1,o.1o’5 1,o.1o‘5 — — — — 2,2-10::
1,1.10‘4 1,5.1o‘4 .. .. — — 2,3-10
8,5-10-8 2,7-10" — — —- — -
9,2-10“° 9, -
1,7-10" 1
2,6-10"” 5,6-10"‘ — — - — —
4,7-10“° 4,7-10"‘ — — — — -
3,5-1o‘5 3,5-1o‘5 — -— — — —
1,0-1o‘5 1,7-10“‘ — — —- — -
3,2-10'° 3,2-10‘° — — — — —
2,7-10"“ 3,0-10'“ —- — — — —
1,5-1o'7 3,6-10" — — —- — -
7,8-10" 7,8-10-9 — — — - -
2,3-10*‘ 2,3-10" — — — — -
1,2-10"’ 3,8-10" -— — — — -
3,4-10“ 3,4-10*‘ —- — — — -
2,4-10“ 2,4-10“ — — — — -
‘D Зак 559

Нук-
Орган
лид (ткань)-
мишень
Мягкие
ткани
Л егкие
Содержимое
ВТК
НТК
22ОТ
21вРО*
212РЬ*
212Bi,..
212Ро*
зови,‘
235U
n* Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ностъ
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Почки
1,7-1o‘9
1,3-10"
1,3-1o'9
7,0-1o‘“

Продолжение табл. 5.16
кость 11114703311‘
Печень Почки Селезенка ная железа Все тело
кортикаль- трабекупяр-
ная ная
4‚1›1о'9 4,2-10" — — — — -
1,3-1o'9 1,3-1o'9 - - - — -
2,6-10" 2,6-10“ — — — — -
1,7-1o“° 4,5-10‘? - — - - —
5,6-10'“ 5,6-10"‘ — — - - —
2,8-10" 2,3-10"‘ — — — — —
2,2-1o‘° 6,1-1o'5 — — — — -
090 0,0 _ н _ — _ _
3,7-10“ 3,7-10 ‘ — — - - -
2,9-1o'5 2,3-10"4 — — — - —
1,0-10‘5 1,0-1o"5 - — — — —
1,2-10"‘ 1,7-1o“‘ - - — — —
2,3-10" 2,9-1o‘3 - 1‚9-1о'° - - 1‚3—10'3
ч.4-1о'7 5,4-10"’ - 4,7-10"’ — - 1,3-10:3
/,3 1o‘3 1,8-10" — 7,2-10"’ - — 1,3-10 3
:0-1o'7 4,0-1o’7 - 1‚6-1О°6 - - 1‚3-10'3
‹› 10”’ 5,9-10"’ — 4,4-m'7 — - 1,3-10‘3
п) 10"’ 4,9-10"’ — 2,9-10" — — 1,3-10‘3

Нук- Орган Мягкие Содержимое-
лид (тьаны- ткани Легкие
мишень ТК ВТК НТК
’3’Th*1cpacm.m — 1,5-1o‘7 2,8-10”’ 5,7-10"’
костный
МОЗГ
Легкие - 1,7-1o“’ 9,6-1o‘9 2,6-10‘9
Костная _ 1,3-10"’ 7,8-10-8 1,6-10"’
поверх-
НОСТЬ
Стенки _ 8‚1-1о'9 3,9-1o“’ 5,7-10"’
BTK
Стенки _ 1‚8-1о'9 2,7-10"’ 6,3-10'“
HTK
Почки - 3,7-1о'8 1,4-1о‘7 з‚4-1о'8
23811 Красный — 2,3-10‘8 4,4-1o'8 8,5-10-8
костный
МОЗГ
легкие — 8,5-10"” 4,8-1o'9 2,5-1o'9
Костная _ 2,2-10"‘ 2,6-1o'3 1,7-10'“
поверх-
НОСТЪ
Стенки — 5,4-1o“’ 1,9o1o‘3 1,2-10"’
BTK
Стенки .. 1,9-1o‘9 7,7-10'8 3,1.1o‘3
HTK
Почки _ 1‚8-1о'8 4,7-1o‘8 2,0-10”“
234Th*KpaCHI>II7l — 8,4-10.8 1,6-10.7 2,6-10"7
костный
МОЗГ
Легкие - 6,1-1О° 6‚9-1о'9 1‚8-1О°
Костная - 6‚8-1О° 4‚7-1о'8 7‚6-1О°8
поверх-
НОСТЪ
Стенки - 5‚7-1о'9 1,4~1o"’ 1,8-1o‘7
BTK
Стенки - 1,2-1o‘9 1,2-10"’ 2,2-10"
HTK
Почки _ 2,5-10"‘ 9,3-1o'8 2,3-10'“
231mPa*KpacHLn‘»i — 4,9-1o'3 8,0-1o‘“ 1,2-10"’
костный
мозг ’
Легкие - 8,2-10‘“ 1,5-10‘8 6,0-1o‘9
Костная _ 3‚8-1О°8 2,7-1o'8 4,0-10*‘
поверх-
НОСТЪ
Стенки - 1,5.1o‘“ 1,9-1o'3 1,5-10"’
BTK
Стенки - 3,4-1o'9 1,2-10"’ 3,0-1o'3
HTK
Почки - 3‚7-1о'8 1‚1-1о'7 3‚5-1о'8
234Ра* Красный - 8‚3.1о'° 1,4-1o'5 2,1-1o‘5
костный
МОЗГ
Легкие _ 5‚9-1о'4 2‚5-1о'° 9,1-10"’

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовид-
Печень Почки Селезенка над железа ‘все тела
кортикаль- трабекупяр-
НЗЯ ная
1,540'° 4‚0-10"5 - 2,8~10'7 — - 2,8-10"‘
5,4-10”’ 5,4-10‘8 - 3,8~10‘8 - - 2,6-10"‘
2,2-1o"5 - 3,6-1o‘5 — 1,1-1o‘7 — — 2,7-10'“
3,6-1o‘8 3,6-10'“ — 1,4~10‘7 — - 2,7-10’°
6,6-10-8 6,6-1o‘8 — 2‚640'8 - - 2‚640"°
4,340“ 4,3-10'“ — 5,7-10'“ - - 2,6-10:6
1,6-1o"’ 2,8-1073 — 1,2~1o‘8 — — 1,2-10 3
2,0-1o‘8 2,0-1o‘“ — 1,8-1o‘8 — - 1,2-10:3
7,0-1o‘3 1,7-1o‘7 — 2,7-1o‘8 — _ 1,240 3
9,1-10‘9 9,1-10 9 - 5‚6-10 8 - — 1,2-10"“
1,8-10'“ 1,8-1o‘8 — 1,6-10"‘ — - 1,2-10'?‘
2,6-10 8 2,640°8 - 2,8-10 1 — — 1,2-1o‘3
3,2-10 7 1,4-1o‘5 — 1,6-10 7 — — 9,8-10‘
3,140'8 3,1-1o‘3 - 2,6-10:8 — и 9,2-10:7
7,8-10“ 1,3-1o‘5 — 6,240 8 - - 9,640 7
2‚1-10'8 2,140'8 - 9,040 8 - - 9,440 7
3,3-10*‘ 3,3-10'“ — 1,8-10-8 — - 9,3-10 7
2,5-10'“ 2,5-10*‘ — 2,0-10 4 - - 9‚340‘7
1,3-1o'7 1,9-10'“ — 9,5-10'“ - — 1,2-10"‘
3,8-10“ 3,8-1o“‘ — 3,7-1o'8 — — 1,2-1o‘5
1,0-10”“ 1,7-10'“ — 3,8-1o‘8 — — 1,240'5
2,9-10'“ 2,9-10'“ — * 1,1-1o'7 — — 1,2-1o'5
4,0-10" 4,0-10'“ — 3,3-1o‘8 — - 1,2-10'5
4,2-10'“ 4,2-1o‘3 — 2,7-1o‘3 — — 1,2-1o‘5
2,2-1o'5 1,4-10'“ — 1,6-1o'5 — — 1,8-10‘5
6,3-1o“’ 6‚340‘° - 6‚240‘° - - 1‚б-1О°5

Нук-
Лид
Орган
(тк ать)-
мишень
Мягкие
ткани
Легкие
Содержимое
ТК
J
ВТК
НТК
238Pu
239Pu
241$
Костная
поверх-
ность
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Почки
Гонады
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Печень
Гонады
Красный
костный
мозг
Легкие
Костная
поверх-
ность
Стенки
ВТК
Стенки
НТК
Печень
Гонады
Красный
костный
мозг
Костная
поверх-
ность
Печень
1,9-10'“
3,6-10'”
L4-10‘”
3,0
1,7-10"°
1,7-1o‘”
2,2.10"“’
6,6-10‘“
8,9-1o"°
7,2-1o‘”
1,0-10:
9,2-10 "
2,3-10"’
3,2-1o‘8
6,5-10"‘
2,5-1o"°
5,5-1o‘7
6,3-10-6
3,2-10'”
3,7-1o'9
1,1-10:
3,3-10
1,5-10"’
3,1-10'”
7,4-10'9
2,5-1o‘”
1,3-1o‘9
1,0-10“
1,6-1O'9
5,6-10'“
1,5-10‘“
з,3-10'9
П р и м е ч а н и е. Для изотопов плутония и америшая приведенные в третьей
ния те же‚ что и в табл. 5.15.
"'Дочерний продукт рассматриваемого
радоначапьника
nannoro
семейств а.
166

Продолжение табл. 5.16
Кость Щитовид-
Печень Почки Селезенка идя железа Все тело
кортикаль- трабекуляр-
ная НЗЯ
8,5 -1o'5 1,3-1o“‘ — 6,4-10" — - 1,7-1o’5
4,8-10" 4,8-1o‘° — 1,8-1o‘5 — — 1,9-10‘5
6,6-10" 6,6-10-6 - 5,6-10'“ — ь 2,0-10‘5
6,3-10'“ 6,8-10" — 2,1 -10'?‘ — — 1,8-1o‘5
7,1-10'“ 7,1-10'“ 2,6-10‘” — - — -
1,6-10"’ 3,7-10" 2,0-1o‘9 - — — -
6,0-1O'8 3,4-10"? 1,1-10‘9 — - — —
6,0-1o“° 6,0-1o“° 4,2-1o'9 - — — —
2,1-10“ 2,1-10" 1,0-10'9 — — _ _
4,5-10'” 4,5-1o"° 1,2-1o‘9 — - _ _
1‚1-1о'9 1,1-1o‘9 5,1-10'“ — -— — —
3,5-10'1" 3,5-10'” 5,3-10" — — — —
7,2-10:3 7,2-10:“ 3,3-10:8 — — — —
1,4-10° 3,7-102 2,0-10" и - — -
2,3-10" 2,3-10“ 1,7-10"’ - — — -
5,4-10" 5,4-1o‘8 6,2-10" — — — —
I рафе (мягкие ткани) данные относятся только к гонадам. Остальные обозначе-
167

Таблица 5.17. Константы метаболизма некоторых химичжких элементов, необ
Легочный класс
Элемент f1*
Д Н Г
Водород 1,0 fl = 1,0 — —
Все соединения Н
Натрий 1,0 fl = 1,0 — —
Все соединения
Na
ФОСФОр 0,8 fl = 0,8 fl = 0,8 -
Bce соединения фосфаты ряда —
Р, за исключе- элементов
нием тех, кото-
рые отнесены к
классу Н
Сера 0,8 для всех fl = 0,8 fl = 0,8 —
неорганичес- Сульфаты и Сульфаты и
ких соедине- сульфиды сульфиды, эле-
ний и 0,1 для ментарная S
S B элемен-
тарной форме
КЗЛИЙ 1,0 fl = 1,0 — -
Кальций 0,3 — f l = 0,3 —
Марганец 0,1 fl = 0,1 fl = 0,1 —
Все соединения, Окиси, гидро-
кроме тех, ко- окиси, галоид-
торые отнесены ные соединения
к классу Н и нитраты
ЖСЛСЗО 0,1 fl = 0,1 fl = 0,1 —
Все обычно Окиси, гидро-
встречающиеся окиси и га-
соединения, кро- поиды
Me тех, которые
отнесены к клас-
cv H
168

ходимые для дозиметрических расчетов [5‚ 6]
Орган или ткань A13” Tl-, сут. Примечание
Все тело 1,0 10 Принято, что поступающая тритиевая
вода полностью и мгновенно всасы-
вается из ЖТК и быстро перемешива-
ется с водой всего тела
Скелет 0,3 из них Принято, что Na равномерно распре-
0,99 10 деляется в минеральной кости, крас-
0‚01 500 ном костном мозге и в мягких тканях
Все другие ор- 0,7 10
ганы и ткани
Переходная ка- 0,15 0,5 Принято, что Р, поступающий в пере-
мера (плазма ходную камеру, удерживается там с
крови) T1 2 = 0,5 сут; из этого количества
Внутриклеточ- 0,15 2 0,15 непосредственно выводится из
ные жидкости организма. Р распределяется равно-
Мягкие ткани 0,40 19 мерно по всем органам и тканям,
Минеральная 0,30 > 1500 исключая минеральную кость. Изо-
кость топы Р с T1 /2 > 15 сут равномерно
распределяются в минеральной кос-
ти, а изотопы с T1/2 < 15 сут отла-
гаются на костных поверхностях .
Все органы и ‚15 20 Принято, что 8 , поступающая в лег-
ткани (равно- ‚05 2000 кие в форме 802, COS, H28 mm
мерное рас- CS 2, полностью и мгновенно попа-
пределение) дает в переходную камеру. 80 % S
из переходной камеры поступает
непосредственно в выделения
Все органы и 1,0 30 Принято, что К, поступающий в
ткани (равно- переходную камеру, мгновенно пе-
мерное распре- ремешивается и поступает во все
деление) органы и ткани*
См. табл. 5.18 —— — Для изотопов с T1/2 > 15 сут при-
И 5-19 нимается равномерное распределе-
ние по всему объему минеральной
кости, а для изотопов с T1/2 <
< 15 сут равномерное распределе-
ние в тонком слое поверхности
кости
Кость 0,35 40 Принято, что все изотопы Мп равно-
Печень 0,10 4 мерно распределяются по костным
0, 15 40 пов ерхностям
Все другие 0,20 4
органы и тка- 0,20 40
ни
Все тело 1,0 2000 Принято, что 70% Fe B 0pI‘3.HH3Me
связано с гемоглобшюм
169

Легочный класс
Элемент f 1‘
Д Н Г
Цинк 095 fléoas fl=Oa5 .fl=Oa5
CyJILq)a'1‘bI Fanoﬂllbl, Фос- Окиси и гид-
фаты, сульфиды роокиси
Кобальт 0,3 для слож- — fl = 0,05 fl = 0,05
ных органичес- Все соединен Окиси, гидро-
ких соединений ния, кроме тех, окиси, галоид-
и для всех неор- которые отне- ные соедине-
ганических сое- сены к клас- ния и нитраты
динений этого су Г
элемента в при-
сутствии носите-
ля, за исключе-
нием окисей и
гидроокисей и
для всех других
неорганических
соединений anc-
мента при перо-
ральном поступ-
лении в очень
небольших ко-
личествах, для
которых f l =
= 0,05
Стронций 0,3 для раство- fl = 0,3 — fl = 0,01
рИМЫХ соедине- Растворимые SrTiO3
ний и 0,01 для соединения
SITiO3
Итгрий 1-104 — fl=1-104 fl=1-104
Все соединения, Окиси и гидро-
за исключением окиси
окисей и гидро-
окисей
Цирконий 0,002 fl = 0,002 fl = 0,002 fl = 0,002
Все соединения, Окиси, гидро- Карбид цирко-
кроме тех, ко- окиси, галоид- ния
торые отнесены ные соединения
к классам Н и нитраты
и Г
Ниобий 0,01для всех — fl = 0,01 fl = 0,01
соединений, Все соединения, Окиси и гидро-
встречающих- кроме тех, кото- окиси
ся на производ- рые отнесены к
стве классу Г
170

Продолжение табл. 5.17
Орган или ткань A;-H: Ti, сут. Примечание
Скелет 0,2 400 Принято, что “Zn c Т1/2 = 245 сут
Все другие 0,8 из них распределяется равномерно по все-
органы и тка- 0,3 20 му объему минеральной кости, а
ни (равномер- 0‚7 400 все короткоживущие радиоизото-
ное распреде- rm — Ha поверхности кости
пение)
Плазма крови 0,50 0,5 Для Со, поступающего в ЖТК после
Печень 0,05 вдыхания, f 1 принято равным 0,05.
Другие органы 0,45 из Из всего Со, поступающего в пере-
и ткани (равно- них 0,6 6 ходную камеру, 0,5 непосредственно
мерное распре- 0,20 60 выводится. Принято, что при хрони-
деление) 0,2 800 ческом поступлении Со равномерно
распределяется во всех органах и
тканях
См. табл. 5.18 — — Принято, что изотопы (9081 ‚ 8581‘ ‚
и519 8 Sr) Sr c T5 > 15 сут равномерно
распределяются по всему объему ко-
сгной ткани, а все изотопы c T1/2 <
< 15 сут — по поверхности кости
Выводится 0,25 Пргшято, что изотопы равномерно
Скелет 0,45 L Элемент распределяются на поверхности кост-
Печень 0,15 прочно удер- ной ткани
Все другие живается в
оргашя и ткани 0,10 I организме
Неоргаъшческая Принято, что Zr равномерно распре-
часть кости 0,5 8000 деляется на поверхности кости
Все другие ор- 0,5 7
ганы и ткани
Неорганическая 0,71 Принято, 350 все изотопы, кроме
‘ЮСТЬ КОСТИ 93mNb и Nb, распределяются
Почки 0,018 „ 0,5 6 на поверхности кости
Селезенка 0,01 Р
Яички 0,002 0,5 200
Все другие ор- 0,26
ганы и ткани
171

Легочный класс
Элемент
Д Н Г
Молибден 0,05 для Мо82 fl = 0,8 — fl = 0,05
и 0,8 для всех Сульфиды, га- Окиси, гидро-
других соеди- поидные соеди- окиси
нений нения и нитра-
ты и все другие,
кроме тех, кото-
рые отнесены к
классу Г
Рутений 0,05 fl = 0,05 fl = 0,05 fl = 0,05
Все соединения, Галоиды Окиси и гидро-
кроме тех, кото- окиси
рые отнесены к
классам Н и Г
Теллур 0,2 fl = 0,2 fl = 0,2 —
Все соедштения, Окиси, гидро-
кроме тех, кото- окиси и нит-
рые отнесены к раты
классу Н
Йод 1,0 fl = 1,0 — -
ЦСЗИЙ 1,0 f1 = 1,0 -— -
Барий 0,1 fl = 0,1 — —
Церий 3- 1o“‘ — fl = 3- 1o“‘ fl = 3- 1o“‘
Все соединения, Окиси, гидро-
KPOMC Tex, I<0T0- окиси и фторис-
рые отнесены к тые соединения
классу Г
Полоний 0,1 fl = 0,1 fl = 0,1 —
172
Все соединения,
кроме тех, кото-
рые отнесены к
классу Н
Окиси, гидро-
окиси и ъшт-
раты

Продолжение табл. 5.17
Орган или ткань А? ‘K T,-, сут Примечание
Печень 0,30 Принято, что все изотопы Мо рав-
Неорганическая 0,15 0,1 1 номерно распределяются по по-
часть кости 0,9 50 верхности кости
Почки 0,05 —
Все другие ор- 0,50 —
ганы и ткани
Выводится 0,15 0,3 Принято, что из переходной каме-
Все органы и 0,85 Из них ры 0,15 Ru непосредственно выво-
ткани (равно- 0,35 8 дится из организма с выделениями
мерно) 0,30 35
0,20 1000
Выводится 0,50 0,8 Принято, что из всего количества
Неорганическая 0,25 5000 Те, поступающего в переходную
часть кости камеру, половина поступает не-
Все другие ор- 0,25 20 посредственно в органы выведения.
ганы и ткаъш Весь йод, образующийся при распа-
(равномерное де Те в теле, мгновенно переносит-
распределение) ся в переходную камеру в неорга-
нической форме. Изотопы Те удер-
живаются на костных поверхностях
Щитовидная же- 0,3 120 Йод выводится из щитовидной же-
леза лезы в виде органического йода, ко-
Выводится 0,7 торый равномерно распределяется
во всех органах и тканях тела (за
исключением цштовидной железы)
и удерживается там с T5 = 12 сут.
Принято, что 1/ 10 этого количест-
ва органического йода непосред-
ственно выделяется c фекалиями,
а оставшееся количество возвраща-
ется в переходную камеру в вгще
неорганического йода
Все тело (рав- 0, 1 2 Значения А 1 , по литературным дан-
номерное рас- 0,9 110 ным, колеблются от 0,06 до 0,15;
пределение) значения А2 - от20,85 до 0,94, Тё —
от 1 до 2 сут, а Тб от 50 до 200/сут
См. табл. 5.18 — — Принято, что все изотопы Ва с
и 5.19 T1/2 > 15 сут равномерно распре-
деляются по объему минеральной
кости
Печень 0,60 Принято, что все изотопы Се равно-
Селезенка 0,05 номерно распределяются по поверх-
Кость 0,20 3500 ности кости
Все другие 0,15
ГКаНИ J
Печень 0,10
Почки 0,10 J
Селезенка 0,10 ' 50
Все другие 0,70
гкани .
173

Легочный класс
Элемент f г‘
Д Н Г
Pamm 0,2 — f 1 = 0,2 -
торий 2-1o“‘ — f1=2'10-4 f1=2- 10 “
Все соединения, Окиси и гидро-
кроме тех, ко- окиси
торые отнесены
к классу Г
Уран 0,05 для неор- 0,05 f 1 = 0,05 f 1 = 0,002
ганических UF5, U02F2, 1103, UF4, UC14 Почти нераст-
растворимых 1102(Ы03)2 воримые окиси
в воде соедине- U (например,
ний U (ШеСТИ- 1102 И 113 03)
валентный U)
И 0,002
для относи-
тельно нераст-
воримых соеди-
НСНИЙ (UF4, U02
И U308) И неко-
торых соедине-
ний, где 11—четь1-
рехвалентен
Плутоний 10"5 для окисей — f1 =10'4 f 1 = 10's
И гидроокисей Все обычно Ри02
Рии 10'4 для встречающиеся
всех других соедштения, кро-
обычно встре- Me Pu02
чающихся
соедгшений
Америций 5 ~ 10*‘ — f, = 5 - 1o“‘ —
Кюрий 5 - 1о“4 - f, = 5 - 10"“ —
Kanmpopmm 5- 10"“ — f, = 5- 1o“‘ f, = 5- 1o“‘
Все соединения, Окиси и гидро- *
кроме тех, кото- окиси
рые отнесены к
классу Г
П р и м е ч а н и е. f 1 — фракция поступающего в ЖКТ соединения элемента,
поступающая в рассматриваемый орган (ткань) из переходной камеры и выводящая-
"‘Это не совсем верно, так как Исследования, проведенные с “К, показали,
‘I

Продолжение табл. 5.17
Орган или ткань А? * Ti, сут. Примечание
См. табл. 5.18. Принято, что фракция 222Rn, удержи-
5.19 ваемая в минеральной кости, рассчи-
танная для периода в 50 лет, в сред-
нем равна 0,3. Другие дочерние изо-
топы Rn c более коротким Т1/2
полностью остаются с их родитель-
скими радионуклидами
Кость 0,70 8000 Принято, 10% Th , поступающего в
Печень 0,04 700 переходную камеру, непосредствен-
Все другие 0,16 700 но выводится из нее с Тб = 0,5 сут.
гкани Th равномерно распределяется по
Кровь 0,10 0,5 костным поверхностям
Минеральная { 0,20 20 ‘ Принято, что U равномерно распре-
часть кости 0,023 5000 деляется по другим органам и тка-
Почки 0,12 6 ням. Оставшаяся часть U, поступив-
0,00052 1500 шего в переходную камеру, попада-
Другие органы 0,12 6 ет непосредственно в органы выде-
и ткани 0,00052 1500 ления. 23211, 233Ц 2341], 23511,
23611, 23811 равномерно распределя-
ются по всему объему минеральной
кости
КОСТЪ 0‚45 36 500 (100 HGT) Принято, что остальная часть Рп ,
Печень 0,45 14 600 (40 лет) поступившего в переходную ка-
Гонады: меру, непосредственно переносит-
мужчин 3,5 - 10.4 °° ся в органы выделения. Все изото-
женщш-п 1,1 - 10’4 °° пы Рп равномерно распределяют-
ся на поверхности кости
Кость 0,45 36 500 (100 лет) Принято, что все изотопы Am рав-
Печень 0,45 14 600 (40 лет) номерно распределеются на по-
Гонады: верхности кости
мужчин 3,5 ~ 10“ со
женщин 1,1 - 10-4 °°
Кость 0,45 36 5 00 (100 лет) Принято, что изотопы Ст равно-
Печень 0,45 14 600 (40 лет) мерно распрщеляются по поверх-
Яички 3,5 - 10'4 °° ности кости после их отложения
Яичники 1,1 - 10-4 °° в скелете
Кость 0,45 36 500 (100 лет) Принято, что все изотопы Cf рав-
Нечень 0,45 14 600 (40 лет) номерно распределяются на по-
Яички 3,5 - 10-4 °° верхности кости
Яичники 3,5 - 10.4 °°
которая абсорбируется в кровь (переходную камеру) ; А; —- фракция элемента,
L я из него с биологическим периодом полувыведения T5.
‘ПО перемешивание КЗЛИЯ ПРОИСХОДИТ 601166 MCILTICHHO.

Т . .
051114140 5 18 КОЛИЧЭСТВО Саэ S1‘ ‚ Ва и Ra, остающихся в организме человека
после разовой инъекции, а зависимости от времени [1 1]
Костные поверхности
Время, сут Кровь
Ca S1’ Ba Ra
0:01 13.5 17,6
0.0316 13,2 15,0 :12’: €33
0,1 12:2 12.5 2’90 3,81
0.316 10,0 7,3 {go {S6
з“ 354 L33 0.110 0,139
ж}; (1)=‘2‘;7 3:33 0.00825 0.0198
lob 0»0591 О: 11 0‚оо192 о‚ооз1в
316 0,0204 »0 09 0.00048 0.000633
3160 0»0O369 300104 0.00004 0.0000266
Ю 000 600106 630036 0.00001 0.0000058
31 600 ОЪООШ э 0008 0.00000 0.0000011
› 0~00001 0.00000 0.0000001
Мягкие ткани
Са S1’ Ba Ra
Ca Sr Ba Ra
0,078 0.05 1 0.0660 0.07 2
1,31 0,824 1,18 1,94
4,95 2,83 2,41 5,94
14,4 6,87 3,72 11,6
32,2 12,4 4,90 15,5
46,6 14,5 3,94 12,3
25,0 4,58 0.5 85 2.48
3,52 0,259 0.0266 0.134
0,787 0.073 0.00640 0.0253
0,27 1 0,021 0‚00176 0,00509
0, 1 12 0‚0069 0‚00053 О‚00106
0,049 1 0,0024 О‚00014 0‚00023 1
0,014 1 0‚0006 0‚00002 0‚000044
0,002 14 0‚00007 0‚00000 0‚000005
Компактная кость
Са Sr Ba Ra

176
0,01 86,2 81,5 63,7 89,3
0,0316 84,8 80,9 67,1 83,8
0,1 80,7 78,4 60,5 70,9
0,316 69,4 70,3 47,6 49,9
1,0 45,7 52,7 28,4 27,3
3,16 18,0 28,3 9,86 11,8
10,0 14,6 13,9 5,99 9,01
31,6 12,7 8,24 3,80 6,02
100 4,37 3,72 1,87 3,04
316 0,511 1,17 0,692 1,27
1000 0,112 0,253 0,117 0,393
3160 0,0492 0,038 0,0287 9,0830
10 000 0,0141 0,0036 0,00261 0,0112
31 600 0,00213 0‚00014 0,00006 0,00079
Са Sr Ba Ra
0,01 0,0889 0,0831 0,300 0,0590
0,0316 0,81 1 0,585 1,07 1,04
0,1 2,95 1,89 1,92 3,13
0,316 8,55 4,59 2,86 6,10
1,0 19,5 8,54 3,85 8,21
3,16 29,9 11,5 3,78 6,77
10,0 25,2 8,47 2,25 1,96
31,6 19,7 6,98 1,99 0,821
100 20,1 6,86 1,88 0,760
316 18,6 6,03 1,57 0,677
1000 14,4 4,35 0,982 0,503
3160 7,88 2,06 0,302 0,255
10 000 1,50 0,290 0,0116 0,0547
31 600 0,107 0,006 0,0000 0,00099
О 0958 0‚0975 0,379 (X0716
0,832 0,628 1,21
8,73 4’87 3’? 8,47
19,9 9” 4’ 6 7,11
30 9 12,53 4,33 ›
27,0 10,01 2,33 2236
23,3 з“ 2’? 1,09
2293 2, 6 ‚
19 4 в 58 1,77 0330
15’3 4,74 1,11 0582
9 26 2,49 0,404 0291
543 0:504 0,0288 0,0757
Все тело
Са ST Ba Ra
99,6 э ’ ,
98,8 94,8 67,7
53,3 32,8 11,1 8 68
47,8 э ’ ,
41,4 €99:
33,7 “д т, 0,921
23 1 6,84 1›44 ’
10,7 2 79 0,419 0:356
2 5’ 0:51 0,029 0,078

Таблица 5.19. Значения интегралов функции удержания изотопов Са, Sr, Ba H Ra
инъекции в организм (с учетом радиоактивного распада) [1 1]
Элемент, изотоп,
Костная поверх-
Tl/2 Время, лет Кровь несть
Кальций 1 0,652 8,76
сатб 50 1,03 14,3
со 1,09 15,2
“Ca 1 0,573 7,57
162,7 сут 50* 0,579 7,66
Ca 11* 0,237 2,10
4,538 сут
Стронций и
Sr стад 1 0,245 1,64
50 0,283 1,92
со 0,287 1,95
353: 1 0,218 1,40
64 сут 50* 0,218 1,40
8981 1 0,214 1,37
52 50* 0,214 1,37
9°s:yT 1 0,245 1,64
28,1 года 50 0,275 1,86
со 0,275 1,86
Барий
Вастаб 1 050293 0,356
50 0,0306 0,374
со 0,0307 0,375
‘ззва 1 0,0293 0,355
10,7 года 50 0,0301 0,367
0,0301 0,367
“‘°Ba г“ 0,0261 0,270
12,8 сут
Радий
22411;. 1** 0,0209 0,516
3,64 сут
226112. 1 0,0288 1,16
1602 года 50 0,0296 1,19
со 0‚0297 1,19
"Зка 1 0,0288 1,15
5,75 года 50* 0,0292 1,17
*Для времени интегрирования °° числовые значения интеграла такие же,
**Для времени интегрирования °° › числовые значения интеграла такие же,

Jpn времени интегрирования 1 год, 50 лет и бесконечность для случая разовой
Мягкие ткани Компактная кость Кость Все тело
14,0 89,6 76,9 176‚5
14,3 2О55,5 724‚2 2761‚6
14,3 29О3‚6 731‚6 3642,8
10,6 44,4 38,6 92,9
10,6 53,7 45,9 11О,4
1,59 1,70 1,62 5,12
13,4 28,5 33,2 71 1
19,2 190,6 595,6 799,0
19,2 191,4 762,8 973,О
6,97 6,65 8,26 22,0
6,98 6,72 8,36 22,2
6,39 5,54 6,84 18,9
6,40 5,57 6,88 19,0
13,3 25,4 32,7 70,3
18,4 157‚2 398‚4 572,0
18,4 157,3 421,1 597‚0
6,82 9,48 6,93 22,9
11,1 120‚4 32,8 163,5
11,1 130,6 32,8 174,4
6,70 9,18 6,71 22,2
9,85 60,0 24,7 94,5
9,85 60,2 24,7 94,7
1,52 0,585 0,481 2,60
0,933 0,306 0,289 1,53
10,8 4,96 3,35 18,8
21,2 73,3 25,4 119,0
21,5 100,4 25,9 147‚7
10,4 4,69 3,18 18,0
16,2 22,0 11,7 49,8
- ш и для г = 50 лет.
гшидляг=1год.

ГЛАВА б
РАСЧЕТ ДОЗЫ
6.1. ВНЕШНЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Фотешое излучение. В целях противорадиационной защиты при хро-
ъшческом облученгш коэффициент качества фотонного ионизирующего из-
лучения принят равным единице; в этом случае определение эквивалент-
ной дозы сводится к вычислению поглощенной дозы излучения. Если из-
вестна поглощенная доза 191 в некотором веществе 1, то при выполненша
условий электронного равновесия поглощенная доза D2 B другом веще-
стве 2 в той же самой точке радиационного поля определяется следующей
формулой:
D2 : D1,
“km1
где ukml И ддт, — массовые коэффициенты передачи энергии для ве-
ществ 1 и 2 соответственно.
При скорости образования ионов в воздухе q [пар ионов/ (смз -с)]‚
температуре г (° C) И давлении р (мм рт.ст.) мощность экспозиционной
дозы в (мР/с) можно рассчитать по формуле
= . -4 Е. _.._._.t
P 3,65 10 р (1 + 273
При нормальных условиях (О °С и 760 мм рт.ст.) эта формула прини-
мает вид
Р = 4,8 - 10"’ q.
Скорость образоваъшя ионов ионизирующей компоненты космическо-
го излучения в воздухе на высоте уровня моря в среднем равна 2,14 пар
ионов/ (смз .с). Поглощенная доза в воздухе за год при этом 2,8 - 1O'4I‘p.
B табл. 6.1 приведены коэффициенты пересчета от экспозиционной к
поглощенной дозе для воды и некоторых тканей живого организма.
При расчетах дозы (мощности дозы) в гонадах, костном мозге и неко-
торых других органах человека, проводимых на основе данных о погло-
щенной дозе (мощности дозы) в воздухе, необходимо учитывать их экра-
нирование прилегающими тканями. Если исходные данные относятся к
свободному околоземному воздушному пространству, то для оценки до-
зы в отдельных органах и тканях необходимо также учитывать экрани-
РУЮЩИй эффект зданшй.
В табл. 6.2 приведены дозовые коэффициенты, позволяющие рассчи-
тать мощность поглощеъшой дозы от ‘у-излучения естественных радиоак-
тивных веществ, находящихся в почве.
В табл. 6.3 приведены дозовые коэффициенты для расчета мощности
поглощенной дозы, поглощенной и эффективной эквивалентной доз
от продуктов деления, выпавпшх на поверхность Земли.
180

блица 6.1. Коэффициенты пересчета экспозиционной дозы (Р)
поглощенную (сГр) для воды и тканей организма
пс гия о- Мине аль- О т - Гаве совы Мягкие
„Ёв, МЁВ Bonn Мышцы ная часть mi,-:10 канавы ткани
кости кости
0,01 0,920 0,933 3,58 2,65 1,38 1,58
0,02 0,887 0,925 4,27 3,21 1,84 2,18
0,04 0,877 0,928 4,18 3,20 1,80 2,15
0,06 0,913 0,937 2,94 2,20 1,52 1,74
0,08 0,940 0,948 1,93 1,52 1,26 1,36
0,10 0,957 0,957 1,47 1,05 1,02 1,03
0,20 0,982 0,972 0,988 — — —
0,40 0,975 0,963 0,936 — — —
0,60 0,975 0,966 0,933 — -— —
0,80 0,974 0,965 0,929 — — —
1,00 0,974 0,965 0,927 — — —
2,00 0,974 0,963 0,929 —— — —
3,00 0,971 0,963 0,937 — — —
П р и м е ч а н и е. Государственный комитет СССР по стандартам рекомендует
м будущем отказаться от применения экспозиционной дозы. До этого времени
шиЗНаНО целесообразным в качестве едингщьх экспозрщионной дозы использовать
. хановившуюся в практике единицу — рентген (Р) [1] _
Таблица 6.2. Дозовые коэффициенты для расчета дозы
внешнего излучения от естественных радионуклидов
в почве [2]
Радионуклид или родоначаль-
ник ряда
Мощность поглощенной дозы в
воздухе на единичную концен-
трацию активности нуклидв в
почве*, 10-10 Гр/ч на 1 Бк/кг
почвы
0,43
4,27
6,62
*На высоте 1 м от поверхности Земли.
мышца 6.3. Дозовые коэффициенты для расчета мощности поглощенной дозы в
„мдухе P3 , ожидаемой поглощенной дозы в воздухе DB H в теле человека Вт
ul основании данных об интегральной плотности выпадения радионуклидов на
„пнерхность Земли [2]
Среднее вре-
Дозовый коэффпщиент
1 ‚дионуклид мя жизни Р lo-8 Г -8 м: -10
‚г, в, р/год DB, 10 Гр на Вт , 10 Гр
Лет на 1 Бк/м: 1 Бк/мг на 1 Бк/м:
":zr* 0,253 9,5 2,4 72
'O3Ru 0,156 1,8 0,28 8,4
‘ 6Ru* 1,46 0,79 1,2 36
'37Cs 43,6 0,89 39 1170
181

Продолжение табл. 6 .3
Среднее вре_ Дозовый коэффициент
Радионуклид мя жизни
T ‚т P,,.1o" Гр/год 123.10" rp на ц": 1о"° Гр
на 1 Бк/м’ 1 Бк/м на 1 Бк/м:
швеи 0,051 9,8 0,50 15
mce 0,128 0,25 0,032 0,95
Ce* 0,12 0,17 0,19 5,7
"‘Включая дочерние радионуклиды, которые предположительно находятся в
динамическом равновесии с материнским радионуклидам.
**При расчетах использован коэффициент 0,3, учгггываюхщтй экранирование
органов другими тканями тела человека и среднее время пребывания человека в
помещениях.
Для расчета поглощенной дозы в теле человека на основашш данных о
поглощенной дозе в воздухе НКДАР рекомендует использовать усреднен-
ное значение коэффшшента 0,7, учитывающего экранирование органов и
тканей тела человека другими тканями и обратное рассеяние излучения.
Кроме того, при расчете доз облучения населения следует принимать
во внимаъше экраъшрование тела человека, находящегося внутри жилых и
производственных помещений. Если принять, что человек примерно 80%
времени суток проводит внутри помещенитй, где мощность поглощенной
дозы в воздухе составляет в среднем 20% мощности дозы на открытом
воздухе, то эффективный коэффициент экранироваъшя зданиями соста-
вит примерно 0,4. Общшй коэффшшент, учитывающий все перечисленные
выше факторы, равен примерно 0,3. Считают, что значеъше этого коэффи-
циента не зависит от энерггш у-излучения.
Для расчета эффективной эквивалентной дозы на основангш данных о
поглощенной дозе в воздухе НКДАР рекомендует использовать перевод-
ной коэффициент 0,7 Зв/Гр для всех у-излучающих радионуклидов, при-
сутствуюцшх во внешней среде [2].
В табл. 6.4 приведены дозовые коэффициенты для расчета эквивалент-
ной дозы в гонадах, цштовидной железе и коже, а также эффективной
эквивалентной дозы на основавших даъшых о поглощешюй дозе в воздухе.
В табл. 6.5.—6.9 приведены дозовые коэффициенты Д‘ для расчета
эквивалентной дозы при внешнем облучении моноэнергетическиыш прото-
наш, нейтронами, электронами, а также В- и у-излучением.
МОЩНОСТЬ ПОГПОЩЭННОЙ ДОЗЫ Р7 (Гр/ с) в воздухе в центре воздушной
полусферы радиусом Rad, от у-излучения смеси радионуклидов, содержа-
щихся в атмосферном воздухе, можно определить из соотношения
‚к . д.
р? =4‚13.1о-16 z g Щ [
1- — .12 ,
I I “I. exp( д;
где qj — удельная концентрация радионуклида j B воздухе, Бк/л; Кэф —
радиус полусферы, см. Это соотношение не учитывает рассеяния и отраже-
182

Таблица 6.4. Дозовые коэффициенты для пересчета поглощенной дозы в возду-
хе в эквивалентную дозу в ткани для фотонов различной энергии [2]
поглощенная Отношение эффективной эквивалентной или
Энергия фо- доза в воздухе эквивалентной дозы в рассматриваемом ор-
тонов, мэв на единицу флю- гане к поглощенной дозе в воздухе, Зв/Гр
енса ОТОНОВ,
10`°1 Гр - M2 Эффектив- [Нитевид-
ная доза roam“ ная железа кожа
0,010 7,5 0,002 0,004 0‚0004 0,19
0,015 3,1 0,014 0,014 0,0002 0,35
0,020 1,7 0,054 0,07 0,033 0,44
0,030 0,7 0,23 0,22 0,27 0,58
0,050 0,3 0,57 0,43 0,60 0,76
0,065 0,3 0,63 0,46 0,71 0,80
0,1 0,4 0,77 0,53 0,97 0,90
0,2 0,9 0,80 0,73 0,76 0,95
0,5 2,3 0,72 0,57 0,63 0,91
1,0 4,6 0,71 0,57 0,55 0,98
1,5 6,2 0,80 0,70 0,84 0,91
2,0 7,5 0,78 0,65 0,76 1,0
4,0 12 0,97 0,71 1,6 0,95
10,0 23 0,97 0,71 1,6 0,95
Таблица 6.5. Дозовые коэффициенты для моноэнергетических протонов [3]
У ельная Н * , Коэ иент Коэ и е т изот-
Энергия частиц’ МэВ З: - cM2/tiacr. I<aIIed(:'?3I:1If Q p0I11(I1:)(:TKu,HI з‘
2 1,7 - 10"‘ 13,6 —
5 , 1,0 - 10"‘ 11,7 —
10 6,0 - 10"’ 9,4 —
20 4,5 - 10"’ 7,0 —
50 8,5 - 10‘8 4,7 —
100 2,5 - 10*‘ 3,4 1,8
200 з,0- 10'° 2,4 1,3
50 1,2 - 10'° 2,1 1,2
1- 103 1,4 - 10‘9 2,1 1,2
3- 103 2,5 - 10’° 2,2 1,3
1- 10“ 3,7 -10'” 2,3 1,6
3- 10“ 4,9 - 10‘° 2,3 1,6
1- 105 6,3 - 10'9 2,4 1,8
3- 105 7,5 - 10'9 2,4 1,9
1- 10‘ 8,8 - 10'° 2,3 1,9
‘Удельная Нм - удельная максимальная доза при флюенсе, равном 1 част./см2.
Единицей удельной эквивалентной дозы является Зв - см2/част.
"I — коэффициент изотропности. Он определяется как отношение максималь-
ной эквивалентной дозы Нм при нормальном падении внешнего излучения на тело
человека к HM при угловом распределении этого излучения в реальных условиях.
Этот коэффициент используется при определении Нм по характеристикам поля
излучения.
183

Таблица 6.6. Доэовые коэффициенты для моноэнергетических нейронов [3]
Энергия частиц, МэВ УдельнЁя Нм, Коэффициент Коэффициент изо.
Зв - см /част. 1<aqec'rBa,Q тропности, I
Тепловые 151) ~ 10-1 1 2,8 6
1- 10"’ 1,0-10"“ 2,8 6
1- 10‘3 2,1 - 10‘“ 2,8 5
1- 10'3 2,1 - 10"“ 2,8 5
1- 10‘ 2,1- 10"“ 2,8 5
5- 10‘3 1,6-10"“ 2,5 6
2- 10"’ 1,7 - 10"“ 2,7 5
1- 10" 8,2-10‘“ 9,0 3
5- 10‘ 2,6- 10"° 12,0 2,2
1 3,7 - 10"° 12,0 2,2
2,5 4,3 - 10“° 10,0 1,5
5 4,3 - 10"° 8,4 1,6
10 5,0- 10"° 6,7 1,7
20 6,3 - 10'3° 8,0 2,5
10 5,0-10“° 4,0 1,9
5- 103 6,2 - 10“° 3,0 1,9
1- 103 1,2- 10'9 2,5 1,9
3- 103 2,4 - 10'° 2,5 1,9
1- 104 з,з- 10'9 2,5 1,9
3- 104 4,5 - 10'9 2,5 1,6
1- 103 6,0- 10'9 2,5 1,7
3- 103 7,3 - 10‘° 2,5 1,8
1- 10‘ 8,5 - 10'9 2,5 1,9
Таблица 6.7. Дозовые коэффициенты для моноэнергетических электронов
прн облучении кожн [3]
Энергия элек-
тронов, МэВ
Удельная Нм,
Зв - см2 /част.
Коэффициент Энергия элек- Удельная Нм,
Зв - см2 /част.
изотропности I тронов, МэВ
1-10" 1,6 - 10'9
2-10‘: 8,7 - 101‘;
3- 10‘ 6,3 - 10‘
5- 10" 4,6 - 10“°
8-10‘3 3,9-10"3°
1 3,7 - 10"‘°
2 3,3 - 10"‘°
3 3,2 - 10“°
20 3,4-10'3°
5
2
1,5
1,2
1,0
1,0
0,9
0,8
50
100
200
50
- 103
- 103
- 103
- 104
104
мниму-
3,8 -
4,2 -
4,9 -
7,5 -
9,3 -
1,1 -
1,3 -
1,5 -
1,8 -
10-10
10“°
10-10
10-10
10‘3°
10'°
10'9
10'9
10'9
ния фотонов в излучающем объеме. Однако погрешность, обусловлен-
ная этим фактором, не превышает 10-12% для у-излучеъшя с энергией
0,5 — 1,0 МэВ.
Следует отметить, что дозы внешнего облучения от радионуклидов бла-
городных газов значительно выше доз внутреннего облучения от этих же
радионуклидов, поступивших через органы дыхания в тело человека.
184

Таблица 6.8. Дозовые коэффициенты для В-излучения при облучении кожи [3]
Граничная ёдельнгйт HM, Коэффиъ Граничная gnenm-1211/s1HM, Коэффициент
П-{ВРГИЯ В - CM част. ЦИВНТ ИЗО‘ ЭНЗРГИЯ В - CM ЧЗСТ. H30’I'pOl'IHO-
спектра, МэВ тропности] спектра, МэВ cm I
0,2 2,8 - 10‘: 63 1,5 4,7 - 10‘:: 1,2
0,3 1,9 - 10‘ 8,9 2,0 4,2 - 10' 1,1
0,4 1,4- 10'9 5,3 2,5 4,0- 10“° 1,0
0,5 1,2- 10" 3,8 3,0 3,9 - 10"° 1,0
0,7 8,6 - 10"° 2,5 3,5 3,8 - 10"° 1,0
1,0 6,3 - 10“° 1,7
Таблица 6.9. Дозовые коэффъщиенты для моноэнергетического
фотонного излучения [3]
Энергия фо- Удельная Нм, Коэффи- Энергия фо- Удельная Нм, Коэффициент
Toma, МэВ Зв - см /част. циент изо- тонов, МэВ Зв - см2/част. изотропно-
тропности] cm I
5 - 10‘3 2,5 - 10'” 2 10 2,9 - 10‘“ 1,2
1- 10" 6,9- 10"’ 2 20 4,3 - 10”‘ 1,2
2- 10" 1,8-10'” 2 50 9,9-10"° 1,0
3- 10"’ 7,2- 10“3 2 1- 10’ 2,0-10“° 1,4
5 - 10” 5,1-19“3 2 2- 10’ 3,0-10"° 1,4
1- 10" 3,9-10'” 1,8 5- 10’ 4,7 - 10"° 1,7
2- 10" 9,8 - 10“3 1,7 1- 103 5,7 - 10“° 1,7
5- 10" 2,5 - 10"” 1,6 2- 103 6,4- 10"° 1,7
1 4,8 - 10‘” 1,4 5- 103 7,1 - 10"° 1,7
2 8,3-10-12 1,3 1- 10“ 7,9 - 10"° 1,7
5 116- 10‘“ 1,2 2- 10“ 9,0-10"° 1,7
Цозы внешнего облучения зависят от спектров В- и у-излучений радионук-
чидов, размеров излучающего объема и толщины некоторых тканей тела
человека.
В -Излучение радиоактивных благородных газов создает наибольцше до-
вы в базальном слое кожи, защшценном слоем эпидермиса средней толщи-
пой 0,007 см (7 мг/смз), и подкожных жировых и мышечных тканях,
имеюпшх покровный слой средней толщиной 0,1 см (100 M1:/ CM2).
B случае у-излучения критическим органом являются гонады (толщина
покровного слоя примерно 0,5 г/см’), при этом поглощенные дозы в ба-
щльном слое кожи, подкожных тканях и гонадах практически одина-
КОВЫ.
В табл. 6.10 приведены Дозовые коэффшшентьт, которые позволяют
р вссчитать дозы В-‚ у-излучения изотопов радиоактивных благородных
1 HOB.
Бега-частицы. При внешнем облучешш моноэнергетическими электро-
м ими мощность эквивалентной дозы Р (Зв/с) можно определить по фор-
пуле Р = 1p(—dE/dx)Q-1,6- 10‘ 1° (Зв/с), где ер — плотность потока элект-
„снов на поверхности биологической ткани, част./ (см2 -с); ——dE/dx -
массовая тормозная способность или полные энергетические потери заря-
185

Таблица 6.10. Дозовые коэффициенты для расчета мощности поглощенной дозы
излучающей полусферы, 10"”l‘p»n/ (C-BK) [3]
Излучающий объем,
Нуклид 7 (1‚5) 50 (3‚0) 250 (5‚0)
Кожа Подкож- Гона- Кожа Подкож- Гона- Кожа Подкож- Гона-
ные тка- ДЫ ные тка- ДЫ ные тка- ДЫ
НИ НИ НИ
“А: 21,2 5,6 0,35 21,2 5,2 0,36 21,5 5,3 1,43
3:712: 9,2 0,35 0 9,3 0,4 0 9,3 0,33 0,00
Kr 11,6 1,2 0,005 11,9 1,3 0,01 12,1 1,4 0,02
“K: 23,0 13,3 0,32 31,6 13,4 0,6 45,6 23,9 0,97
2:19 12,7 4,32 0,12 17,0 6,6 0,2 20,6 9,0 0,35
Kr 13,1 10,3 — 33,7 19,9 — 47,2 30,5 —
133xe 2,3 0,005 0,003 2,9 0,005 0,005 2,39 0,003 0,003
igzmxe 3,4 0,04 0,003 10,0 0,05 0,005 10,3 0,067 0,01
Xe 13,5 1,46 0,03 14,3 1,67 0,16 14,3 1,67 0,27
:::’"xe 6,48 0,02 0,12 7,3 0,03 0,27 7,3 0,04 0,46
Xe 17,8 11,1 - 305,1 22,4 — 52,6 35,4 _
138Xe 24,6 14,8 0,54 35,4 19,2 - 43,7 24,3 -
П р и м е ч а н и е. Толщина покровного слоя тканей принята для кожи равной
лось. Значеъшя объемов даны округленно.
Таблица 6.11. Дозовые коэффициенты для В-частщ [5]
Емакс, МэВ 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0 1,5 2,0 3,0
D , 10"‘° Fp°CM2/ 11,3 7,4 5,6 4,2 3,7 3,2 3,1 2,9
/L¥t1ac'r.
Таблица 6.12. Дозовые коэффициенты для расчета мощности эквивалентной дозы
Энергия
Характер облучения
Тепло. 100 эВ 5 кэВ 20 кэВ
вые
Максимальный по телу Данные работы [4] 1,86 1,40 1,60 0,78
для мононаправленно- Данные работы [6] — 0,92 1,17 1,11
го излучения
Максимальный на no Для мононаправлен- — 2,50 3,20 1,30
верхности тела ного излучения
Для излучения, изо- — 6,40 7,20 3,90
трошюго в горизон-
талъной шюскости
Максимальный на Для мононаправлен- — 1,67 2,28 1,34
мужские гонады ного излучения
Для излучения, изо- — 5,30 7,05 3,06
трошюго в горизон-
тальной плоскости
186

от В- и у-излучений радионуклидов благородных газов в зависимости от объема
мз (радиус полусферы, м)
2000 (10‚0) 17000 (20‚0) °°
Кожа Подкож- Гонады Кожа Подкож- Гонады Кожа Подкож- Гонады
ные тка- ные тка- Hue тка-
ни ни ни
21,5 5,35 2,81 21,50 5,35 5,37 21,5 5,35 72,9
9,34 0,38 0,00 9,34 0,43 0,00 9,34 0,38 0,22
12,15 1,40 0,03 12,15 1,40 0,06 12,15 1,40 15,39
59,13 39,15 1,89 61,56 41,04 3,62 61,56 41,04 68,04
22,52 10,26 0,70 22,60 10,26 1,35 22,6 10,26 56,7
61,02 40,05 — 63,99 42,66 — 63,99 42,66 ——
2,89 0,00 0,01 2,89 0,00 0,02 2,89 0,005 1,54
1 1,20 0,08 0,02 11,20 0,08 0,03 11,20 0,08 2,62
14,31 1,67 0,51 14,31 1,67 0,97 14,31 1,67 17,82
7,29 0,04 0,89 7,29 0,04 1,70 7,29 0,04 26,60
67,50 46,17 — 69,39 67,79 — 69,39 47,79 —
46,44 25,92 — 46,44 25,92 — 46,44 25,92 —
0,007 см (7 мг/см2); для 7-излучения ослабление в покровном слое не учитыва-
женных частиц в биологической ткани, МэВ - см2/ (г-част.) ; Q — коэффи-
циент качества. Для В-частиц, имеющих непрерывный спектр, ( Г р/ с)
Р = «рВк ‚
где ф — плотность потока на поверхности биологической ткани, част./ (см2 .с).
Значения дозового коэффициента [Эк ДЛЯ Б-ЧаСТИЦ различной энерггш при-
ведены в табл. 6.11.
от нейтронов различных энергий, Зв - см2-с/ (ч-нейтр.)
нейтронов
100 кэВ 500 кэВ 1 МэВ 2,5 МэВ 5 МэВ 10 МэВ
0,22 8,4- 10:2 5 - 10'2_ 5,5 - 10:2 5 - 10'2_ 4,7 - 10:2
0,22 6,4-10 2 4,7 - 10 2 3,9 - 10 2 3,9 - 10 2 3,9 ~ 10 2
0,22 6,4- 10'2 4,7 - 10'2 3,9 - 10'2 3,9 - 10'2 3,9 - 10'2
1,05 2,o- 10" 1‚4- 10"‘ 10,3 - 1o'2 8,6 - 1o’2 8,3 о 10'2
0,25 7,8 - 10'2 5 - 10'2 3‚9- 10'2 3,9 - 10'2 3,9 - 10'2
0,72 19,5 - 10'2 1,3 - 10" 9,2 - 10'2 7,8 - 10'2 7- 10'2
187

Нейтронное излучение. Дозы облучения человека нейтронами рассчиты-
вают на основании данных о поглощенной дозе и на постулированной
зависимости относительной биологической эффективности (ОБЭ) ней-
тронов от создаваемой ими плотности линейной передачи энерггш (ШТЭ)
в биологической ткани. ОБЭ нейтронов сильно зависит от их энергии и
изучена еще недостаточно полно.
Следует отметить, что для расчета эквивалентной дозы разные авторы
используют не всегда одинаковые модели, что приводит к заметным раз-
личиям в дозовых коэффшшентах, связывающих между собой плотность
потока нейтронов с создаваемой ими в теле человека дозой. В частности,
расчеты Снайдера и Нойфелда [4] ‚ основанные на модели тела челове-
ка в виде бесконечной пластины из тканеэквивалентного вещества, не
учитывают пространственно-угловое распределение нейтронов, часто
встречающееся на практике. В то же время учет эффекта экранирования
нейтронов телом человека, по данным И.Б.Кеирим-Маркуса с соавт. [б],
в больцшнстве случаев приводит к тому, что облучение нейтронами оказы-
вается существенно меньше по сравнению с расчетами Снайдера.
Приведенные в табл. 6.12 дозовые коэффгщиенты для расчета мощно-
сти эквивалентной дозы в теле человека из работы [б] сравниваются с
коэффтщиентами, полученными Снайдером [4]. Видно, что пренебреже-
ние эффектом самоэкранирования телом человека и наклона пучков ней-
тронов может привести к заметным погрешностям при расчете эквива-
лентных доз.
6.2. ВНУТРЕННЕЕ ОБЛУЧЕНИЕ
Альфа-бета-активньте радионуклиды. Мощность поглощенной дозы в
критическом органе, в котором откладывается радионуклид, может быть
рассчитана по формуле (Гр/с)
qfE- 1,6 - 1o"3
Pa,B= т ‚
где q - активность радионуклида, содержащегося в органе или ткани, Бк;
Е — энергия частиц (для В-частиц — средняя), МэВ; f — выход данного ви-
да излучеъшя на распад; 1,6 -10'” - коэффициент перехода от мегаэлект-
рон-вольт к джоулям; т — масса органа (ткаъш) , кг. После упрощеъшя
это выражение пршшмает вид
PM =1,6-1o'13—f—n—fE = 1,6- 10-13 CfE,
где С — удельная активность, Бк/кг.
Если время выражать в сутках, то это соотношение примет вид
PM = 1,38 -10'“ CfE.
Это соотношение справедливо, если радионуклид достаточно равно-
мерно распределен в ткаъш или органе и пробег В-частиц мал по срав-
пению с размерами»: ткани, в которой содержится радионуклид.
188

Приведенные соотношеъшя можно использовать также для расчета эк-
вивалентной дозы от В- и ‘у-активньтх радионуклидов, инкорпорирован-
ных в теле взрослого человека. В этом случае необходшио использовать
значеъшя эффективной энергии, вычисленные МКРЗ с учетом энергии
фотонов, поглощаемой в рассматриваемом критическом органе (см.
табл. 5 и 5а в [7] и табл. 5.13 в [8] Принимая во внимание, что при
расчетах эффективной энерггш учитывался коэффгщиент качества, резуль-
таты вычислеъшя мощности дозы выражают в едшпщах Зв/с, Зв/сут,
т.е. в единицах мощности эквивалентной дозы. В этом случае учитывает-
ся энергия на только В-, но и у-излучения радионуклида. Следует иметь
в виду, что приведенные в работах [7, 8] значения Еоф рассчитаны для
взрослого, так называемого условного человека, и их нельзя использо-
вать при расчете дозы внутреннего облучения детей.
Поглощенные за время г дозы вычисляют по формулам, приведенным
в табл. 6.13. При этом предполагают, что первоначальный период накоп-
леъшя незначительно влияет на поглощенную дозу в ткани, и выведение
радионуклида из рассматриваемого органа или ткани можно описать
одной экспонентой
С (г) = Со ехр (—О,693 г/Тоф) ,
где Со — средняя первоначальная удельная активность радионуклида в
ткани; Тоф — эффективный период полувыведения из рассматриваемого
органа или ткани.
Таблица 6.1 З. Формулы для расчета поглощенной дозы от инкорпорированных
а- и В-активных радионуклидов, Гр
Единица
Время измере- Формула для расчета дозы
ния
Радионукпид во, д (t) 2,31 - 1о ‘3 со fE Тэф [1 — exp(—0,693t/T3q,)]
медленно распа- __8
дается и выво- Da,B (t) = 2 - 10 Со fE Тэф [1 — ехр (—0‚693г/Тоф) ]
дится из крити-
ческого органа
t < Тэф сут
t > Тоф о под (t) = 2,31 - 1о"3 со гвтоф
сут во, д (г) = 2- 10“ со {Етоф
t << тоф с под (от р“; (г): ‘т 1,6 - 1о"‘3 со яг:
сут под (г) т Pm‘; (r): z 1,38-10-8 C0fEt
П р и м е ч а н и е. Со — начальная удельная концентрация в органе (ткани),
Бк/кг; Е — энергия (для [З-частиц средняя), МэВ.
Погрешность формул при t > Т эф равна 100/ (2” — 1) , гдеп= t / T оф-
число эффективных периодов полувыведения, содержацшхся в интервале
времени г. Расчеты показывают, что для получения погрешности 5 % необ-
ходимо t = 4,5 Т эф , а для погрешности 1% t = 6,5 Т эф [9]. Погрешность
189

формул при г < Тэф равна
_1]‚
1оо[
2" -1
Для получеъшя погрешности 5% эту приближенную формулу можно
применить при t < 0,14 Тэф т‘ (1/7), Тэф, а 1% при 2‘ < 0,029 Тэф т
W 1/ 35 Тэф.
Когда физический период полураспада радионуклида короче биологи-
ческого периода полувыведения и сравъшм с биологическим периодом
полунакоппеъшя, формулы, приведенные в табл. 6.13 и выведенные для
мгновенного накопления, неверны, так как здесь следует учитывать на-
чальный период накопления. Это достигается введением в формулы еще
одной или нескольких экспоненциальных компонент с отршдательными
коэффициентами. В наиболее простом случае (например, при внутривен-
ном введенгш концентрация радионуклида в критическом органе в мо-
мент введения равна нулю, затем быстро возрастает, достигает максимума
и монотонно уменьшается, или когда радионуклид, поступивший первона-
чально в легкие человека с воздухом, затем постепенно поступает в кровь
и избирательно накапливается в рассматриваемом органе) уравнение для
расчета средней концентрации в критическом органе имеет следующий вид
С* (г) = Со [exp (—О‚69З г/Тэф) — ехр (—О‚69З г/Тнакшшп,
где T накопи — эффективный период полунакопления, причем
_ Тфиз ° T1 _ _ Тфиз ° Тб
Т _ _____________.
Тфиз+Т1 ‚ эф Тфиз+Тб э
НЗКОПЛ
Т, — биологический период полунакопления в рассматриваемом органе
или ткани и Тэф > Тнакопд, а T5 > T1; Со —максимальная средняя
концентрация, получаемая экстраполяциеи экспоненты выведеъшя к мо-
менту времени t = О [9]. Средняя концентрация С* (г) имеет максимум
в момент времени, определяемьпй соотношением
Тэф°Тнакопл In Тэф
t = 1,44 =
макс Тэф - Тнакопл Тнакопл
_1 44 Т1' Тб Тб (T1+Tqm3)
’ T6 - Т: T1 (T6 + Тфиз)
Дозу, поглощенную в ткани при условии полного выведения радионук-
лида (Гр), можно определить по формуле
03,5 (co) = 2.1o‘° co fE (Тэф _ Тнакопд) =
T
=2.10"8 НаКОПЛ
Ted)
190

В большинстве случаев при расчетах дозы достаточна погрешность поряд-
ка 5%. Тогда неравенства Тэф > 20 Тнаёдпд и (1 — Тнакопл/Тэф) > 0,95
являются критериями оценки условгш, когда можно пренебречь началь-
ным периодом накоппеъшя. Иногда выведение радионуклида огшсывает-
ся не одной, а несколькими экспонентами, и функция удержания радио-
нуклида в рассматриваемом органе имеет вид
С* (г) = С; exp(—0,693t/Ti )
l
npnt=0C*(O) = C,-,
l
a формула для расчета дозы (Гр)
II! ..
ра‚в(°°) Ti,
где Ci — средняя начальная концентраты! -й компоненты, Бк/кг; Т, _
эффективный период полувыведения i -й компоненты, сут [9].
Гамма-активные радионуклиды. Поглощение у-излучения в ткани за-
висит не только от энергии излучения, но и от размеров и геометричес-
кой формы органа, в котором распределен радионуклид. Поэтому распре-
делеъше дозы у-излучеъшя в ткани неравномерно, даже когда радионуклид
достаточно равномерно распределен в ткани. Для учета этого фактора вво-
дят понятия: доза в отдельной точке, средняя доза, полученная всей тка-
нью, и геометрический фактор. В этом случае мощность дозы в рассмат-
риваемом органе или ткани в общем виде определяется выражеъшем
P7 = C p K7 zg,
где P7 — мощность поглощенной дозы в отдельной точке или средняя
мощность поглощенной дозы для всей ткани; С — средняя удельная ак-
тивность радионуклида в рассматриваемом органе (ткани) ; р — плотность
ткани; g — геометрический фактор (для отдельной точки — gT) или сред-
ний геометрический фактор E B зависимости от того, какая мощность
дозы определяется; 2 — коэффпщиент перевода единицы экспозиционной
дозы в едишщу поглощенной дозы, а К? — гамма-постоянная радионукли-
да (см. табл. 3.9).
Если активность и дозу (мощность дозы) выражать в едингщах между-
народной системы СИ, то приведенное выше соотношение будет иметь
следующий вид: ‘
P7 = 7,5 - 10" 5 C-p- K7 -z -g (Гр/с) , если время выражать в секундах;
P7 = 2,7 - 10' ‘ ‘ C- p K7 -z -g (Гр/ч) , если время выражать в часах;
P7 = 6,5 - 10" ‘ °C~ pI<'7 z-g( Гр/сут) ‚ если время выражать в сутках, где
С выражается в Бк/кг; р — в г/смз; К7 — в Р-см2/(мКи-ч); 2 — в Гр/Р,
а g — B CM.
Вследствие большой проншсающей способности у-квантов при расчете
дозы внутреннего облучения возникают определенные математические
трудности, которые не существуют при расчете доз а-‚ В-излучения. Для
191

упрощения таких расчетов в дозиметрии все органы и ткани обычно пред-
ставляют в виде простых геометрических тел: сферы, цшшндра, усечен-
ного конуса и т.д. или их сочетания. Числовые значения геометрического
фактора для центров сферы и цилиндра в зависимости от радиуса сфе-
ры и высоты и радиуса шшиндра, расстштанные по приведенным форму-
лам при ц = 0,03 см” , приведены в табл. 6.14.
На практике часто используют понятия среднего геометрического фак-
тора, с помощью которого можно определить среднюю мощность дозы,
получаемой всем органом или тканью. В общем виде средшипй геометри-
ческий фактор определяется уравнением
1
°=——— dV.
Ь’ V331‘
Cpemmﬁ геометрический фактор для всего сферического объема
g‘ = 3/4gu_cq, = Зпксф.
Это соотношение можно использовать для органов, имеющих эффек-
тивньй радиус Неф < 10 см.
Средъшй геометрический фактор для шалиндров различноЁо размера
ичеловеческого тела приведен в табл. 6.15 и 6.16.
Таблица 6.14. Приближенные значения геометрического фактора для центра
сферы и цилиндра [9]
Точка в центре сферы Точка в центре цилиндра
Р и с с е ы Объем V, Pa и с - Высота и- Объем V ,
R:n¢,ycM¢ р смз gT’ см лигтдъраъиц, линдра ц смз ц gT’ см
см h д, см
1 4,2 12,6 3 10 283 45,5
2 33,5 25,2 5 16 1260 73
3 103 37,8 8 30 6000 108
4 278 50,4 12 40 18 000 156
6 905 75,6 20 60 76 000 214
8 2140 101 — — — —
10 4180 126 —— — —— —
Таблица 6.15. Средний геометрический фактор для ‘у-активного радионуклида,
равномерно распределенного в теле человека [9]
Масса че- Рост человека, см
ловека,
кг 200 190 180 170 160 150 140
100 138 139 142 145 147 150 154
90 134 136 138 140 143 146 148
80 129 130 131 134 136 139 141
70 123 124 125 126 129 131 135
60 117 118 119 120 122 125 128
50 112 113 114 116 117 119 122
40 102 104 105 106 108 109 110
192

Таблица 6.16. Средний геометрический фактор для цилиндров, равномерно
заполненных ‘у-активным радионуклидом [9]
Высота Радиус цилиндра, см
ЦИЛИНД-
ра, см 3 5 10 15 20 25 30 35
2 17,5 22,1 30,3 34,0 36,2 37,5 38,6 39,3
5 22,3 31,8 47,7 56,4 61,6 65,2 67,9 70,5
10 25,1 38,1 61,3 76,1 86,5 93,4 98,4 103
20 25,7 40,5 68,9 89,8 105 117 126 133
30 25,9 41,0 71,3 94,6 112 126 137 146
40 25,9 41,3 72,4 96,5 116 131 143 153
60 26,0 41,6 73,0 97,8 118 134 148 159
80 26,0 41,6 73,3 98,4 119 135 150 161
100 26,0 41,6 73,3 98,5 119 136 150 162
Когда необходимо ассчитать ДОЗ ОТ ‘у-активног О адион ЛИДЗ, ЗВ-
Р
номерно РЗСПРЗДВПСННОГ О В органе ИЛИ ТКЗНИ, СЛЕДУЕТ провести ИНТЕГРИ-
рование МОЩНОСТИ ДОЗЫ ПО ВРЕМЕНИ
t t
D7 =5 Рота) dt = 6,5 . 1o"°pK.,gz усами.
0
Если выведение радионуклида из органа описывается одной экспонен-
циальной функцией с эффективным периодом полувыведения Тзф, то
среднюю поглощенную дозу D7 B этом органе (Гр) за время t можно
вычислить с помощью одного из соотношений:
при г< Т,ф Z5.,=9,3-10'1" с, рК723 Тэф [1 - exp (-O,693t/T3¢,)} ;
при г>Тэф 137=9‚3 -10"° Co pI(',yzg Тэф;
при t<<' Тэф Б.,=6‚5 -1о°‘° с, рК723г,
где t и Тэф выражаются в сут, а СО — начальная удельная актив-
ность, Бк/ кг ткани.
Если t и Тэф выражать в часах, то числовые значения коэффициентов
в этих соотношениях следует заменить следующими значениями: 3,9 х
х 1О°1 1; 3,9 - 10" I И 2,7 ~10" 1 соответственно.
Вклад ‘у-излучения в суммарную поглощенную дозу от инкорпориро-
ванных В- и ‘у-активных нуклидов в основном зависит от размеров орга-
нов и тканей тела человека и выхода ‘у-квантов и В-частиц на распад и
может меняться от долей до нескольких десятков процента. Обычно
дозой ‘у-излучения можно пренебречь, если
153/К,’ 2 4,7- 10'“ „г,
где Ё в —- средняя энергия В-частиц, МэВ, аКу - ‘у-постоянная радионукли-
да, Р - см2/(мКи.ч); Ё —- средний геометрический фактор, см. Для сфери-
ческих источников вкладом в суммарную поглощенную дозу ‘у-излуче-
7 Зак 559 193

ння можно пренебречь, если выполняется условие [9]
‘- -3
E5/K7 > 4,7 - 10 Rap.
При вычислении дозы внутреннего облучения от радионуклидов, по-
ступивших в организм человека через органы дыхания или пшцевареъшя,
а также от радионуклидов, содержащихся в отдельных органах и тканях
удобно использовать дозовые коэффициенты — числовые значения дозь
(поглощенной, эквивалентной, эффективной и т.д. в зависимости от за-
дачи) на единицу активности поступившего в организм или содержаще-
гося в данном органе или ткани радионуклида.
В табл. 6.17 приведены дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой
Таблица 6.17. дозовые коэффициенты DR, “om для расчета ожидаемой дозы
мкГр/Бк [2]
2381)“ 2391,
u
Орган или ткань
ингаляционно перорально ингаляционно перорально
(класс Y) * (раствор.) (класс Y) (раствор.)
Легкие 16 —- 16 -
Костный мозг 3,3 0,008 3,8 0,008
Клетки, выстилающие 42 0,090 48 0,10
костные поверхности
Печень 9 0,020 1 1 0,02
Гонады —— 0,001 —— 0,001
*Класс Y — ингаляционный класс согласно классификашщ МКРЗ [10] .
Таблица 6.18. дозовые коэффициенты Эк для различных радиоизотопов йода [12]
Период полураспада и выведения (накопления) , Доля радионук-
СУТ лида, поступа-
Изотоп ‘ ющего из крови
Тфиз Tad) 1 Т Эф 2 в щитовидную
железу
1331 60,0 27,0 0,29 0,47
‘"1 13,3 10,5 0,28 0,44
1331 6,3 - 109 48,0 0,29 0,48
1 3 ‘I 8,05 6,9 0,28 0,42
‘ 331 0,097 0,1 0,073 0,053
3331 0,87 0,86 0,21 0,18
1341 0,036 0,037 0,023 0,023
‘ 351 0,28 0,28 0,12 0,12
П р и м е ч а н и е. При расчетах принималось, что масса цштовидной железы
*При расчете дозы облучения принималось, что для щитовидной железы ребенка
масс щитовидной железы и скорости дыхания взрослого человека и ребенка: 20 г
взрослого).
194

поглощенной (полувековой) дозы в некоторых органах и ткшях nanose-
ка Эк, „от при поступлении изотопов may:-mm И америция.
Одним из потенциально опасны: продуктов деления, подпадающих во
внешнюю среду при взрывах ядерных устройств или аварии ядерного
реактора, является 1 3 ‘I
B табл. 6.18 приведены дозовые коэффшшентьх для различных изоъ
тонов йода, позволяющие рассчитать поглощенные дозы в щитовидной
железе человека при их ингаляционном или пероральном пути поступ-
ления. При расчетах использовалась двухкамерная модель иодного обме-
на в щитовидной железе.
При оценках радшахшонной опасности инсгаляшаонного или перорально-
го постугшения радионуклидов в организм часто необходимы сведения о
внутреннего облучения от поступления радионуклидов шгутоъшя и амершшя,
24 lPu 24 l Am
Орган или ткань
ингаляционно перорально ингаляционно перорально
(класс Y) (раствор) (класс Y) (раствор)
Легкие 3,2 —- -~ --
Костный мозг 1,7 0,003 10 0,04
Клетки, выстилающие 21,0 0,040 130 0,60
костные поверхности
Печень 4,4 0,009 28 0,10
Гонады 0,3 0,0О06 1,6 0,007
Эффективная энер- Вк для взрослого ИК для ребенка*
гия, МэВ/расп.
присодержа- при перораль- при ингаляч при поступлении
нии в щито- ном поступле- ционном по- с молоком,
видной желе- нии, мкГр/Бк ступлении, мГр-л/ (Бк- сут)
зе, мкГр/Бк мкГр -л/ (Бк-с)
0,038 1,03 0,51 0,09 5,1
0,16 1,67 0,81 0,14 8,1
0,068 3,24 1,62 0,27 16,2
0,23 1,60 0,76 0,13 7,6
0,65 0,06 0,03 0,013 0,08
0,54 0,46 0,17 0,03 1,7
0,82 0,03 0,02 0,0003 0,02
0,52 0,14 0,04 0,007 0,35
взрослого человека равна 20 г, ребенка —- 2 г.
в возрасте 1 года этот коэффициент следует увеличить в 3 раза для учета разницы
(для взрослого) - 6 M3/cy'r (для ребенка) /2г (для ребенка) - 20 M3/cy'r (для
7* 195

полувековой ожидаемой эквивалентной дозе и взвешенной полувеко-
вой эквивалентной дозе. В табл. 6.19 И 6.20 приведены числовые значе-
ния этих доз на едиъшчное поступление активности нуклидов для неко-
торых наиболее часто встречающихся на практике радионуклидов.
Полувековая можидаемая эквивалентная и взвешенная полувековая
ожидаемая эквивалентные дозы облучения мягких тканей на едиъшчное
Таблица 6.19. полувековая эквивалентная доза облучения органов-мишеней на
пероральное поступление
Радионук- Орган (ткань) -мишень
лид I H
f 1 f 1
"P fl = 8 -1о" —
Гонады 6,5 - 10‘ 1 ° —
Красный костный мозг 8,1 - 10-9 —
Молочная железа 6,5 - 10°1° —
Легкие — -
Поверхность кости 7,9 - 10-9 -
Стенки втк 3,0 - 1о'° —
54 Стенки нтк 7,2 - 1о'9 _1 -
МЛ fl = 1 ' -
Гонады 9,5 - 1о“° —
Молочная железа 2,8 - 10-10 —
Красный костный мозг 4,9 - 10‘ ю —
Легкие 2,3 - 10-1° -
Стенки ж 9,8 - 1o“° —
Пов ерхность кости — -
Печень 1‚0- 10-9 —
Стенки втк 1,4-1o‘° —
Стенки нтк 2,2~1o‘° -
56 Прочие ткани 5,0 - 10-“: -
Mn f, = 1- 10 1 -
Гонады 8,5 - 10.1 1 —
Легкие -— —
СтенкиЖ 9,0-1o“° -
Стенки ТК 1,1 - 10-9 —
Стенки втк 1‚4- 1о'° -
57 Стенки нтк 5,4-1o"f - _1
Co f,= -10‘ f1=3-10
Гонады 1,8 ~ 1o“° 2,9 - 1o“°
Легкие —- 1,6 - 10-10
Красный костный мозг 8,8 - 10-1 1 2,7 - 10-10
Молочная железа — 1,6 - 10-10
Стенки тк 2,3-1o“° 3,4 - 1o“°
Стенки втк 5‚з-1о"° 5,6 - 1o"°
Стенки нтк 1,3 - 1о'° 1,1-1o‘9
Печень — 4,6 - 10-10
58 Прочие ткани — _2 2,5 - 10-“:1
СО f1=3'10
Гонады 1‚о- 1o‘° 1,1 -1o‘9
Легкие - 4,2 - 10'”
196

поступление активности 3 H в виде тритиевой воды при пероральном и ин-
галяционном поступлениях составляют 1,7 - 10" 3B/BK. Мощность
эквивалентной дозы облучения легких равна 9,9 - 10' ‘5 313-M3 / (Бк-ч).
Числовые значения дозовых коэффшшентов для радионукшщов, не
вошедших в табл. 6.19 и 6.20, можно найти в приложениях к Публика-
циям МКРЗ N° 30 (части 1, 2 и 3) и приложениях к ним [1О‚ 13-16].
единичное поступление активности радиоиуклида, Зв/Бк [8]
ингаляционное поступление
Кпассд Класс Н Класс Г
г,=в-1о"‘ 1°‚=8-1о" -
4,3-1o“° - -
6,0 - 1о‘ю 4,2 - 10" —
4,8 - 10‘ — —
2,5 - 10‘: 2,6 - 1o‘3 —
5,3-10‘ — —
1,5 - 10'” 1 - I —
f1=1'10- fl-1 10- —
3,9 1o“° 7,1 1o“° —
9,1 1o“° 8,6 1o“° —
1,7 1o‘° 1,1 1o‘9 -
1,2 10" 6,7 1o‘9 —
2,6 - 1o‘9 -— —
4‚6- 10’: 2,5 10" —
1,3 - 10“ - —
1,8 1o‘° 1,8 1o‘9 —
f1=1.1l0l'1 f1=1.10‘1 _
2,1- 10' — —
4,4 - 101: 5,4 - 1o“° —
1,4- 10' — —
1,6-10'” — -
2,0-1o"° -. .-
-— f,=5-10" f,=5-10"
— 4,1 - 1o‘9 1,7 - 10"’
_. fl =5 . д}? fl = 5 . 10‘?
- 6,5 -10‘ —
— 7,9 - 10'” 1,6 - 10'“
197

дает.
пероральное поступление
Рядданук- Орган (ткань) -ymmem»
шт fl fl!
1 _ 1 iii Y 1
молочная железа 1,8 - 1о"° 4,5 - 1o‘“’
Kpacmm костный мозг 2,6 - 16-10 5,4 - 10°1°
Стенки втк 1,9-10" 1,9-1o‘°
Стенки тк 1,1-1o‘9 1,3 - 1o‘9
Стенки нтк 4,0-1o‘° 3,3-1o‘°
Прочие mam 4,8 - 1o“° 1,0-10"
Печень 7,8 - 1o“°
“co f, =5 - 10" fl = 3- 10"
Гонады 3,2 - 1o‘° 7,2 - 1o‘9
Ilerxne 8,7 - 1o“° 5,o~ 1o‘9
Молотая железа 1,1 - 10-9 5,1 - 10-9
Красный костный мозг 1,3 - 10-9 5,5 - 10"9
Стенки тк 3,6 - m‘° 3,2-1o‘9
Стенки нтк 1,1-1o’3 1,4-10"
Стешш втк 5,7-1o'9 9,6 - 1о'9
Печень 2,3 - 1о'° 1,3 - 10‘
Прочие ткани 2,1 - 10-9 8,7 - 10-
895: f, = 3- 10" г, = 1- 10"
Красный костный мозг 3,2 - 10.9 —
Стенки втк 7,3 - 1о‘9 1,0-10“
Гонады — —
Легкие —- —
Костная поверхность 4,8 - 10-9 —
W Стенки нтк 2,1 - 1о'°_1 2,9-1o‘“_2
Sr f,=3-10 f1=1-10
Красный костный мозг 1,9 - 10-7 6,4 - 10-9
Легкие — —
Костная поверхность 4,2 - 10-7 1,4 - 10-8
Стенки втк - 6,‘1-10-
Стенки нтк - 2,6 › 1о'°
952: г, = 2- 1o‘3 -
Гонады 8,1 - 1o“° -
Красный костный мозг — "
Легкие —- "'
Стенки тк 1,1 - 1о'9 -
Стенки ВТК 3,0 - 10-9 ‘
Костная поверхность — ‘
Стенки нтк 7,8 - 1о‘9 -
“Nb fl =1-10" -
Гонады 8,0 - 1о"° -
Стенки тк 9,1-1o"° -
Красный костный мозг — —
Легкие -- —
Стенки втк 1,8 - 1о‘9 -
Стенки нтк 4,0-10" -
129 Костная поверхность
I f1 = 1 —
Щитовидная железа 2,5 - 10-6 —
198

Продолжите табл. 6.19
ингаляционное поступление
класс д Класс н КЛЯСС Г
1 : . ‘
Ё 2‚о- 1о'9 —
Z f,=5-10" f,=5-10"’
_ 4,o- 10' —
_ 3,6 - 1o“’ 3,4 - 10"’
_ „ 4,2 - 1о'9 -
- 4,2 - 1о'° -
_ 3,2- 1o‘° —
_ 9,2 . “Уз _
_ 8‚0- 10“ —
f1=3-10" — n=1-10"
5,6 - 10’: — -
1,5 - 10' - -
4,2 - 1o“° - —- _
2,2-10‘ — 8,4 - 10 8
3,4 - 1o'9 г: -
3‚6- 10‘ — —
f1=3-10“ - f1=1-10'
3,3 - 10"’ — — _
- _ 2,9 - 10 ‘
7,3- 10"’ — —
7 _ - _ _ -з
/1=2-1о'3 r.=2-103 f1'2'10
1,9- 1o‘9 - _9 -
1,3 . 10'3 3,2 - l0_8 - _8
_ 199 ' 4:1 °
£0 . 10‘7 24:2 - НЕЁ —
_ 4‚2- 10 - _2
_ f,=1-10" f;=1-100
_ 4,3 от“ 4,3 -10"’
— 6,7 - 1о"° - _
_ 5.5- 1о'9 8.3-10 9
"' 199 ° 1:9 °
2,4 - 10’ -
f 1 = 1 - "
1,6 - 10" - —
199

пероральное поступление
Радионук- Орган (ткань) -мишень
лиц
1311 fl = 1 _
Щитовидная железа 4,8 - 10-7 —
134С5 f1 = 1 _ 8 т
Гонады 2,1 - 10 —
Молочная железа _ 1,7 - 10-8 —
Красный костный мозг 1,9 - 10-8 —
Легкие 1,8 - 10*‘ —
Щитовидная железа 1,8 - 10-8 —
Костная поверхность 1,7 - 10-8
Стенки НТК 2,2 - 10-8 —
Прочие органы 2,3 - 10-8 —
136Cs f1 = 1
Гонады 3,0 ' 10-9 -
Молочная железа 2,6 - 10-9 —
Красный костный мозг 3,0 - 10-9 —
Легкие 2,6 - 10-9 —
Щитовидная железа 2,7 - 10-9 —
Костная поверхность 2,7 - 10-9 —
Стенки ТК 3,4 - 10-9 —
Стенки нтк 3,4 - 10‘9 —
137 Прочие ткани 3,8 - 10-9 —
CS fl = 1
Гонады 1,4 - 10-5 —
Молочная железа 1,2 - 10-8 —
Красный костный мозг 1,3 ~ 10-8 ~
Легкие 1,3 - 10-8 —
Щитовидная железа 1,3 - 10-8 -
Костная поверхность 1,3 - 10-8 -
Стенки тк 1‚4- 10‘8 —
Стенки втк 1,4 - 10*‘ —
Стенки нтк 1,4 - 1o'8 т
Прочие ткани 1,5 - 10-8 —
‘“ce fl = 3,0-10"“ —
Стенки втк 3‚о- 1о'9 —
Легкие — -—
Стенки нтк 8,6 - 1o’9 —
Печень — —
Селезенка — —
“°1>o fl =1,o-10”‘ —
Почки 2,5 - 10-6 —
Легкие — —
Печень 4,4 - 10"’ —
Селезенка 4,4 - 10-6 —~
“6Ra f1=2-10" —
Гонады 9,2 - 10-8 —~
Легкие — -
Красный костный мозг 6,0 - 10-7 —
Костная поверхность 6,8 - 10-6 ——
200

Продолжение табл. 6. 19
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
201

пероральное поступление
Рахшонук- Орган (ткань) -мишень '
М‘ f '1 f 1"
"'28Ra fl = 2- 10"‘ -
Гонады 1,6 - 10-7 —
Молочная железа 1,6 - 10-7 -
Легкие 1,6‘ то” -
Красный костный мозг 6,5 - 10-7 --
Костная поверхность 5,8 - 10-6 ~
232Th fl = 2_10-4 _
Красный костный мозг 1,5 - 10. —
Костная поверхность 1,9 - 10-5 —
Легкие
23511 f, =5-10" f,=2-1o’3
Красный костный мозг 6,8 - 10°8 2,8 10-9
Легкие — —
Костная поверхность 1,0- 10"6 4,2 - 10"8
Стенки нтк 5‚3- 1о‘8 5,3. 1o'8
Стенки втк — 1,7 - 1o‘8
Почки 4,3 - 10-7 1,7 - 10-8
"вы fl"-=5-10"2 1, =2- 10‘3
Красный костный мозг 6,8 - 10-8 2,7 ~ 1O"9
Легкие -— —
Костная поверхность 1,0- 10-6 4,О- 1043
Ночки 4,1 - 10"7 1.7- 10*‘
Стенки втк - 1,5 - 10'“
Сгснки НТК — 4,6 ~ 10"8
238Pu f, =1 - 10“’ f, = 1- 1o‘5
Гонады 2,3- 10"8 2,3 - 10'9
Красный костный мозг 1,5 - 10-7 1,5 - 10-8
Легкие ~
Костная поверхность 1.8- 10-6 1,8- 104
Печень 4,o- 1o'7 4.0 10*‘
Стенки ВТК -_ 1,8 - 10-8
Стенки нтк ы 5,7- 10‘8_,
"”1>u f,=1-10“‘ f,=i~10 °
Гонады 2,6 - 10-8 2,6 ~ 10-'9
Красный костный мозг 1,6 - 10-7 1,6 - 10-8
Легкие - —
Костная поверхность 2,1 - 10-6 2,1 - 10-7
Печень 4,4- то” 4.4- 10*‘
Стенки втк _ 1.7- 10*‘
Стенки нтк - 5,3-10”‘
2“Am f,=5-10"“
Гонады 1,4 - 1o‘7 —
Красный костный мозг 8,4 - 10-7 —
Костная поверхность 1,1 - 10-5 —
Печень 2,3 - 10-6 —
П р _и м e ч а н и е. Ж — желудок; ВТК — верхний отдел толстого кишечника;
202

Продолжение табл. 6.19
Инггш виновное посту пленив
Класс Д Класс Н Класс Г
_ fl = 2 . 10" __
— 7,2- ю’? —
— 7,4- ю" ’ —
- 6,5 - 1о"° - 4
— тещ?‘ n=2-19
’ 83.9 ' 490 ° 1.0-
— 1,1- ю“? 5.0- 10":
- - 9,4 - ю’
{,=5-1о" г,=5-1о'2 г‚=2-ш'3
6,6 - 10" — _.
2,9 - 10’: 1,5 - ш“ 2.8 - ю“
150 ° — ""
4,2 — 10-6 _2 — _ :-
f,=s-10 f,=-5-102 f,=2-10"
6,6 » ю’ - _
2,8 - 10": 1,4» 10" 2,7-10"
918 ' ”‘ *
490 ' — “'
- f1=1-156*‘ f,=1~w'5
"' 298 ° “"
— 1,3-10" 6,6 - 10"‘
— 3 3,2-10':
- 2,2 - 10" 8.3 ~ ю’
- 4‚в— 10"‘ 1,8 - Io"
— II.-—-1-10'“ f_,=I~1O"5
- 3‚2- 1075 -
-— 2,0» кг“ 7,6 - ю"
- -— 3 3,2- 10":
-— 2,s- ю" 9,5 - ш’
- 5‚3— :0“ 2,1 - ю“
__ fl = 5 . fg"4 _
— 3,z- ш" -
— 2.0 - 16" -
— 295' ° ""
- 5,5- жег‘ -
НТК — штанин? amen толстовку кишечника; TK - тонкий кшцечник-

Таблица 6.20. Взвешенная полувековая эквалентная доза облучения органа
пероральное поступление
Радионук- Орган (ткань) -мишень ‚ „
mm f 1 f1
"P fl = 8 - 1o'1 -
Гонады 1,6 - 1о'1° -
Красный костный мозг 9,7 - 10-1° —
Молочная железа 9,8 - 10- 1 1 —
Легкне — —
Поверхность кости 2,4 - 10-1° -
Стенки втк 1,8 - 1o"1° —
Стенки нтк 4,3 - 1o‘1° —
ими fl = 1 _ 10-1 _
Гонады 2,4 - 1o‘1° —
Молочная железа 4,2 - 10- 1 1 —
Красный костный мозг 5,9 - 10-1 1 —
Легкие 2,7 - 10-1 1 —
Стенки тк 5,9- 1o‘11 —
Стенки втк 3,1-1o'11 —
Поверхность кости — —
Печень 6,0 - 10- 1 1 —
Стенки нтк 1,3 - 1o‘1° _
Прочие ткани 3,0 - 10-1 1 _
“Mn f, = 1 -10" —
Гонады 2,1 - 1o‘11 —
Легкие — —
Стенки Ж 5,4 - 10-“ —
Стенки тк 6,3- 1o‘11 —
Стенки втк 8,2 - 10" 1 —
57 Стенки нтк 3,2 - 1o‘11_2 — _1
Co f,=5-10 f,=3-10
Гонады 4,6 - 1o‘1 1 7,4 - 1o"11
Легкие - 2,0 - 10' 1 1
Красный костный мозг 1,1 - 10' 1 1 3,2 - 1o‘1 1
Молочная железа — 2,4 - 10-1 1
Стенки тк 1,4- 1o’11 2,0-1o'11
Стенки втк 3,2-10'“ 3,4-1o‘11
Стенки нтк 7,6-10-ll 6,5 - 1o‘11
Печень _ 2,8 - 1o"1 1
5 8 Прочие ткани — _ 1,5 - 10-1:
Со f1=5-102 f,=3-101
Гонады 2,6 - 1o'1° 2,7 - 1o"1°
Легкие —— 4,9 - 1o"1 1
Молочная железа 2,7 - 10‘ 1 1 6,7 - 10' 1 1
Красный костный мозг 3,1 - 10-1 1 6,5 - 10-1 1
Стенки нтк 2,4- 1o"1° 2,o- 1o"1°
Стенки тк 6,8-10-11 7,5 - 1o"11
Стенки втк 1,2-1o'1° 1,1-1o"1°
Печень - 6,0 - 10-1 1_
Прочие ткани 2,9 - 10-1 1 4,7 - 1o"1 1
204

(ткани) мишени на единичное поступление активности Радионуклидщ Зв/Бк [8]
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
fl =3 . из: fl = 3 .10'1 _
1,2 - 10‘ — -
7,2-1o"° 5,0-1o"° -
7,3 - 10'“ — -
3‚о- 1о"° 3,1 - 1о'9 -
1,7 - 1о"° - —
9,o- 10'“ — —
f,=1-10" f,=1~1o“ —
2,2-1o“° 1,8-10'” _
1,4-1o“° 1,3 - 1о"° _
2,o- 1o“° 1,3 - 1o"° _
1,4-1o"° 8,0-10'” —
7,5 - 1o‘“ _ Ё
7,7 - 10'“ _ _
2,8 - 1о"‘° 1,5 - 1о‘1° _
3,3 -1o"1° 3,3 - 1o"° Z
fl =1.%g‘1 fl —_-1.10’1 _
594 ° "- .._
5,3 - 1o‘:; 6,4-10'” _
s,3- 10‘ _ _
9‚4- 111"” _ _
1,2 - 10"“ _ _
- f,=5-10" f,=5-10"
- 4,9 ~ 1o"° 2,0 - 10"
— f,=5-10" f,=5-10"
— l,6- 1o"° _
— 9,5 - 1o"° 1,9 - 1o‘°
— 1,2-1o"° Ё
205

пероральное поступление
Рцдвшук- Орган (ткань) -Mumem» ‚ „
шт f 1 fa
“co г, = 5- 10" г, = з- ю"
Гонады 7,9 - 1о"‘° 1,8 › 10"
Легкие 1‚о- 1о"‘° 5,9 - 1o“°
молочная железа 1,6 - 10' ‘° 7,6 - 1o“°
I(pacnmﬁT1<ocuIm мозг - 13:: 2,6 - 10:3
H‘-Ex Zia-=0 3:333-=0
Стенки втк - 101: 5,7 - 10‘:
П ' 10. 797 ° 10.
n§‘éTn."‘; ткани 1‚2- 1о"‘° 5,2 - 1о“°
“Sr г, = 3- 10"’ fl = 1 › 10"’
Красный костный мозг 3,9 - 1033 — _1°
Стенки ВТК 4,4 - 10 6,0 - 10
Гонады — —
Поверхность кости 1,4 - 10-:0 - 9
C HTK 1,2 - 10. 1,7 - 10.
9°Sr ‘Генки f1 = 3 ° 10-1 fl = 1 ° 10-2
Красный костный мозг 2,3 - 10'“ 7,7 - 10-10
Поверхность кости 1,3 - 10-8 4,2 - 10'”
п _
втк з 7- 1o"°
Стенки нтк - 1,6 - 10"
“Zr f, = 2- 1o"3 —
Гонады 2,0 - 1о"° -
Красный костный мозг - —
Легкие — —
Стенки тк 6,7 - 10‘ 1 ‘ —
Стенки втк 1,8 - 1о"‘° —
Костная поверхность — -
Стенки нтк 4,7 -1o"° —
“Nb f, = 1 -10” —
Гонады 2,0 - 10"‘° —
Стенки тк 5‚5- 10"“ —
Красный костный мозг — —
Легкие — —
Стенки втк 1,1 - 1о"° -
Стенки нтк 2,4 - 1о"° —
Костная поверхность — —
1291 fl = 1 _
Щитовидная железа 7,4 - 10-8 —
1311 fl а 1 _
4 Щитовидная железа 1,4 - 1О'8 —
*3 Cs fl = 1 _9 —
Гонады 5,1 - 10 —
Молочная железа 2,6 - 1О°°° —
Красный костный мозг 2,2 - 10°° -
Легкие 2,1 - 1о'° -

Продолжение табл. 6.20
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
_ f1 =5 -1.0" л =5-10"’
_ 1,0-1o"° — __8
._ 4,3 - 10' 4.1 ' 10
__ 6,2- 1o“° -
_ 5,1 - 1o"‘° —
_ 4,9 - 1о"° -
_ 5,5 - 1о"° -—
_ ‘ 4,8 - 1o‘“f_2 -
f1=3-10' f1=1-10 -
6,8 - 1o"1° —— -
9,o- 10'“ — -
1,o- 1o"‘° —- -
2,s - 1o“° — -
2,1 - 1о"‘° - -
л = з - Io“ - f1=1'10.3
4,о- 1o‘° - -
2,2 - 10" — —
._ _ 3,4 - 10"’
f,-=2-10"“ f,=2-1o"3 f,==2-1o‘3
4,7 - 1o“° —- -
1,6 - 10" 3,9 - 1o“° -
- 2‚2- 1о'9 4,9 - 10"’
3,1 - 10" 6,5 - 1o"° «-
— 2.5- 1o"‘° — __
_ ;‚=1-1о"’ f,--1-10’
— 1,2-1o“° 1,1 - 10"”
- s,6- 1o‘“ -
— 6,6 › 1o“° 1,0 › 10"’
_ 1,1 - 1о"° 1.2- 1o"‘°
- 7.3- 10" -
f1 = 1 " “
4,7- 10" - -
f1 '“' 1 '* “
3,3-10" - -
fi = 1 _9 _ ....
3,2-10 - -
1,6 - 10"’ - -
1,4 . 10" — м
1.4- кг’ - -
207

пероральное поступление
Радионук- Орган (ткань) -мишень ‚ ‚‚
mm [А fl
Щитовидная железа 5,3 - 10-10 —
Поверхность кости 5,2 - 10- 1° —
Стенки тк 1,3 - 1о°9 -
Стенки нтк 1,3 - 1o‘9 -
Прочие ткани 4,2 - 10-9 —
l36CS fl = 1 _
Гонады 7,6 - 1о"° -
Молочная железа 4,0 - 10-10 —
Красный костный мозг 3,5 - 10- 10 -
Легкие ` 3,1 - 10-10 —
[нитевидная железа 8,2 - 10-1 1 —
Поверхностъ кости 8,1 - 10- 1 I —
Стенки ТК 2,0 - 10-10 —
Стенки нтк . 2,0 - 1о“° —
Прочие ткани 6,9 - 10- 10 —
137Сз f1 = 1 -
Гонады 3,5 - 1o‘9 —
Молочная железа 1,9 - 10-9 —
Красный костный мозг 1,6 - 10-9 —
Легкие 1,5 - 10-9 —
Щитовидная железа 3,8 - 10-1 о -
Костная поверхность 3,8 - 10- 10 —
Стенки тк 8,6 - 10‘ 1° —
Стенки втк 8,5 - 1о"° -
Стенки нтк 8,6 - 1о"° -
141 Прочие ткани 1,8 - 10-9 _4 —
Ce fl = 3 ' -
Стенки втк 1,8 - 1o“° —
Легкие — —
Стенки нтк 5,2 - 10‘ 1“ -
Печень — -
2 I о Селезенка — _ I -
PO fl = 1 ' -
Почки 1,5 - 1о‘7 -
Легкие — —
Печень 2,6 - 1о'° -
226 Селезенка 2,6 - 10- _l —
Ra fl = 2 - 10 —
Гонады 2,3 - 10`8 —
Легкие — ——
Красный костный мозг 7,2 - 10-8 —
228 Поверхность кости 2,1 - 10-7 _l -
Ra fl = 2 ' “"
Гонады 3,9 - 1О`3 —
Красный костный мозг 7,8 - 10-8 -
Молочная железа 2,4 - 10- —
Легкие 1,9 - 10-8 —
Поверхностъ кости 1,7 - 10-7 -
208

Продолжение табл. 6.20
ингаляционное поступление
класс д Класс Н КПЗСС Г
3,3-10"” — —
3,3-1o'“’ — —
8,2 - 1o"° — —
8,3- 1o"° — —
2,6 - 1o‘9 — —
f1 =1 “ "
4,7 - 1o"° — —
2,5 - 1o“° — -
2,2 - 1o“° — -
2,8 — 1о“° — —
5,2- 1o‘“ — -
5,1 - 10'“ — -
1,3 - 10"“ — -
1,3- 1o“° — -
4,3 - 1o"° — —
Л =1 _9
2,2- 1o — -
1,2- 1o‘9 — -
1,0-1o'9 — —
1,1-1o‘9 - —
2,4-1o"° - -
2,4-1o“° — -
5,4- 10"° —- —
5,4-1o“° —- —
5,4- 1o“‘° — -
1,1- 1o‘9 — -
_ f,=3-1o“* f,=3-1o’4
_ 1,3 - 1o‘9 2,0-10"
— 2,3 - 1o"° 2,5 - 10'"
_ 2,1 - 101: -
_ 1,7 - 10" —
f,=1-10“ f,=1-10" -
7,5 - 1o"7 2,3 - 10"’ —
_- _7 1,5 - 10" -
1,3 - 1o — -
1,3 - 10“ 4,o- 1o‘7 —
fl = 2- 10" -
- 1,9 - 1о°° -
_ 2,3 - 1o‘7 —
- г, = 2 - 10" —
— 8,9- 1o‘3 -
- 3,7- 10" -
- 2‚о- 10"’ —
209

Пер Op ЗЛЬН ое ПОСТУ ПЛВНИС.
Радионук- Орган (ткань) -мишень ‚ „
пил f1 f 1
232Th fl = 2_1O-4 _
Красный костный мозг 1,8 - 10-7 —
Поверхность кости 5,6 - 10-7 -
235 Легкие — _2 — _3
U f1=2"10
Красный костный мозг 8,2 - 10-9 3,3 - 10-10
Поверхность кости 3,1 - 10-8 1,3 - 10-9
Легкие — —
Стенки нтк 3,2 . 1о'9 3,2 - 1о"°
Стенки ВТК — 1,0 - 10.9
Почки 2,6 - 10'” 1,0 - 10””
mu fl =5 - 10" f1u=2-10"
Красный костный мозг 8,2 - 10.9 3,3 - ЮЧО
Легкие - —
Поверхности кости 3,0 - 10-8 1,2 - 10-9
Почки 2,5 - 10”“ 1,o- 10"’
Стенки втк - 8,7 - 1o“°
Стенки нтк - 2,7 ~ 1o‘°
mpu f, = 1 -1o‘4 f1 = 1- 1o‘5
Гонады 5,8 - 1о‘9 5,8 - 1о“°
Красный костный мозг 1,8 - 104 1,8 - 10-9
Легкие — -—
Поверхность кости 5,5 - 10-8 5,5 - 10-9
Печень 2,4 - 10”‘ 2,4 - 1o’9
Стенки втк — 1,1-1o‘°
Стенки НТК — 3,4 - 10.9
2З9РЦ fl = 1 ' 10-‘4 fl = 1 ° 10—5
Гонады 6,6 - 1о"’ 6,6 - 1о"’°
Красный костный мозг 2,0 - 10-8 2,0 - 10.9
Легкие — —
Поверхносты, кости 6,2 - 1o‘8 6,2 - 1o’9
Печень 2,7 - 1о'° 2,7 - 10"’
Стенки втк - 1,0 - 1о"9
Стенки нтк — 3,2- 1o‘9
241Am fl = 5- 10"‘ —
Гонады 3,4 - 10's —
Красный костный мозг 1,0 - 10"’ -
Поверхность кости 3,2 - 10-7 —
Печень 1,4 - 10"’ и
Примечание. Ж —желудок;
— верхний отдел толстого кшпечника;

Продолжение табл. 6.20
ингаляционное поступление
Класс Д Класс Н Класс Г
- /‚=2—1о'4 f,=2-10"
- 1,1 - 10': 4,8 - 10':
- 3,3 о 10' 1,5 - 10"
- _2 - _2 1,1 -10“
f,=s-1;) f1=5-10 f,=2-1o"3
7:9 ° "' —°
3,o- 1o‘7 — .-
3,5 - 10"“ 1,3 - 10" 3,3 - 1o‘5
2,5 - 1o'7_2 — _2 - _3
7:9 ' 10- "‘ "-
3,4-10‘: 1,7 - 10*‘ 3,2 - 1o'5
2,9 - 10‘ - ..
2,4- 1o‘7 — _
- г,=1-1о"4 f,=1-1o"5
- 7,0- 10*‘ -
- 2,1 - 1o‘5 3,o- 1o “б
- - _ 3,8 - 1o‘5
—- 6,6-10 5 2,5-1o‘5
- 2,9 - 10" 1,1 . 10-5
_. fl—_-1.160"4 fl-.=1.10‘5
"' 7:9 ' 10- —
— 2,4- 1o‘5 9,1 - 1o“°
- — 5 3,9 - 10’:
— 7,4 - 10‘ 2,9 — 10'
— 3,2 - 1o‘5 1,2 - 10"
_ :: 5 . _
- 8,1 - 10"‘ _
- 2,4 - 1o‘5 -
— 7,6 - 1o‘5 —
- 3,3 - 10"‘ —
HTK — нихсний отдел толсхого кшпечника; ТК — тонкий кшцечник.

ГЛАВА 7
ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ ОРГАНОВ
И ТКАНЕЙ ТЕЛА ЧЕЛОВЕКА
В настоящей главе приведены обобщенные данные о дозах облучения
человека от естественных и искусственных (включая медицинское облу-
чение) источтшков ионизирующего излучеъшя.
В табл. 7.1 приведены расчетные значения годовых эффективных экви-
валентных доз от природных источников излучения, в табл. 7.2 — сведе-
ния о мощности поглощенной дозы от естественного фонового излучения,
измеренные при помощи термолюминесцентшях дозиметров. Как видно
из этой таблицы, значения мощности дозы меняются в пределах 0,3 —
2,0 мГр/год. В среднем мощность дозы внешнего излучения по СССР
составляет примерно 0,9 мГр/год.
В некоторых районах Земного шара естественный радиационный фон
превосходит средний уровень вследствие аномально высокого содержания
естественных радионуклидов в почве и продуктах шатания (табл. 7.3).
В табл. 7.4 приведены некоторые данные о дозах внутреннего облу-
чения людей, проживающих в районах с нормальным уровнем поступле-
ния радионуклидов с рационом, а в табл. 7.5 — дозы, создаваемые при
ингаляционном постугшении 2 2 ‘Кл в организм человека.
Испытания ядерного оружия привели к некоторому повышению есте-
ственного радиационного фона Земли. В табл. 7.6—7.8 приведены сведения
Таблица 7.1. Расчетные годовые эффективные эквивалентные дозы от
естественных источников излучения в регионах с нормальным
радиационным фоном, мкЗв [1]
Источник излучения Внешнее Внутреннее Всего
Космическое излучеъше
Ионизированная компонента 280 - 280
нейтронная компонента 21 — 21
Космогенные радионуклиды — 15 15
Радионуклиды земного происхождения
4°к 120 180 300
“Rb — 6 6
Ряд 238U `
238U _, 234U Ю
23oTh 7 Д?
”°Ra 90 7 1044
222Rn _)2l4P0
’“’1>b —>"°1>o 130
Ряд 232“
232“ 3 `
Шва -+’“ка 140 13 г 326
22oTn __, аовп 170 I
Сумма (округленно) 650 1340 2000
212

Таблица 7.2. Мощность дозы внешнего фонового облучения населения
некоторых городов СССР [2]
Средняя мощ- Мощность дозы в 1964—1 965 rr., мГр/год
НОСТЬ ДОЗЫ за
„а
Город
1 963 г., минимальная максимальная средняя
мГр/год
Алма-Ата 1‚1010,18 1‚2010‚28 2,0010,44 1,6010,10
Астрахань 0,9010,17 0‚5010‚14 1‚1010‚26 0,6010,06
Ашхабад 0,90 10,19 0‚7010‚18 1‚2010‚28 1,05 10,07
Баку 0,60 10,18 0,7 010,18 0‚9010‚22 0,75 10,02
Вильнюс 0‚7010‚22 0‚9010‚22 1‚401О‚32 1‚0010‚06
Владивосток 1‚0010‚14 0‚601016 0‚8010‚20 0,7510,02
Душанбе — 1‚0010‚24 1‚7010‚40 1,З010‚60
Ереван 0‚901О‚14 0‚6010‚16 0‚9010‚22 0,75 10,05
Иркутск 1‚2010‚22 0,7 0 10, 18 1‚401О‚32 1‚1010‚02
Киев 1‚0010‚22 0‚8010‚20 1‚2010‚28 0,95 10,04
Кишинев 0‚9010,15 0‚5010‚14 0,7 010,18 0‚6010‚02
Ленинград 0‚9010‚23 0‚8010‚20 1‚401О‚32 1‚2010,08
Львов 1,1010‚21 0‚8010‚20 1‚2010‚28 1‚0010‚04
Минск 0,9010,17 0‚7010‚18 1‚401О‚32 1‚0010‚07
Москва — 0‚7010‚18 1‚1010‚26 0‚9010‚05
Мурманск 1‚3010‚26 0‚9010‚22 1‚5010‚34 1‚1010‚10
Новосибирск 1,0010,11 0,70 10:16 0‚9010‚22 0‚8010‚03
Оренбург 0,5010‚16 0‚6010‚16 1‚1010‚26 0,8010,04
Петропавловсю 0,9010,13 0,60 10,16 1,3010‚30 0,9010,08
на-Камчатке
Рига 1,1010‚17 0‚7010‚18 1‚401О‚32 1,1010‚11
Севастополь 0‚4010‚12 О‚3010,10 0‚6010‚16 0,45 10,03
Сочи 1‚1010‚З0 0‚5010‚14 1‚1010‚26 0,7010‚07
Ташкент 1,0010,25 0‚8010‚20 1‚6010,36 1‚2010‚07
Таллин 1,1010,22 0‚6010‚16 1‚2010‚28 0‚9010‚22
Тбилиси 1,1010‚21 0‚8010‚20 1‚0010‚24 0,9010‚02
Хабаровск 0‚9010‚22 0‚5010‚14 1‚2010‚28 0,75 10,08
Чита 1,0010,23 0,7010;18 1‚2010‚28 1,10 10,06
Якутск 0,7010,21 0‚5010‚14 1‚0010‚24 0,7010‚06
о дозах внешнего и внутреннего облучения населения Земного шара,
обусловленных проведенными ядерными испытаниями.
В табл. 7.9 и 7.9а приведены данные о дозах, обусловленных работой
предприятий ядерного топливного цикла.
Определенный вклад в дозу облучения вносит и деятельность челове-
ка — так называемый технологически измененный естественный радиа-
ционный фон Земли (сжигание ископаемого топлива, использование в
сельском хозяйстве удобрений, содержащих радиоактивные природные
радионуклиды, строительных материалов при сооружении жилых домов,
промышленных предприятий, использование населением приборов, гене-
рирующих излучение, например Цветных телевизоров, часов и других
бытовых приборов, содержащих радионуклиды, и т.д.).
В табл. 7.10 и 7.11 приведены сведения об ожидаемых дозах облучения,
обусловленных поступлением в атмосферу продуктов сгораъшя угля,
содержащих естественные радионуклиды.
213

Таблица 7.З.Средияи годовая доза облучения людей, проживающих в районах с
высоким содержанок естественных Рддпонуюпидов в почвах
или горных породах [3]
Район наблюдения затмение’ §::a’n:ﬂ1§p§::::w:[;;ny'
Монацшный район шт. Керала и Мадрас 100 000 1‚3=-28‚0 популяционная
(Индия) : приблизительно 200 км в взвешенная 13
длину и несколько сот метров в ширину плюс около 2,0
от В-излучения
Монацитньш район в шт. Рио-де-Жанейро 30 000 До 10,0 В среднем 5,0
и Эсштрнгу-Санту (Бразилия): ряд при-
брежных полос несколько километров
в длину и несколько сот метров в ши-
рину каждая
Минерализованнъхе вулканические ин-
трузивы в шт. Минас-Жерайс и Гояс
(Бразилия): 6 км’ в 12 разных
местах
Остров Ниуэ (Тихий океан) : почва
вулканического происхождения и
необычно высокое содержание ра-
диоактивных веществ в растениях
Основные гранитные, спаъщевые и
песчаные районы Франции
Деревня c 350 До 120
жителями, new
стбищная зем-
ля, разбросан-
Hate фермы
4500 До 10,0
7 000 000 1‚8-3‚5
B среднем 16,0
Максимальная.
Высокое содер-
жание естествен-
ных радиоак-
тивных нукли-
дов в основном
продукте пита-
ния — таро
1‚8-3,5
Таблица 7.4. Оценка средней концентрации активности 2 1 °Pb, 2 I °Bi K 2 I °Po в
радионуклидов c рационом, и формируемые ими годовые поглощенные дозы {I}
Орган или ткань
Концентрация актив-
Годовая поглощенная
ноет-и, Бк/кг доза, мкГр
Гонады 0,2 0,04
Молочная железа 0,2 0,04
Легкие 0,2 0,04
Кортикалъная кость 3,0
Трабекулярная кость 3,0
Красный костный мозг 0,14 0,17
Клетки, выстилающие костные — 0,44
поверхности
Щитовидная железа 0,2 0,04
Друте ткани 0.2 0,04
Годовая эффективная эквив а- 0,07
лентная доза, мкЗв
214

Таблица 7.5. Расчетные значения равновесной эквивалентной концентрации
“2Rn и годовые эффективные эквивалентные дозы, создаваемые
при его вдыхании [1]
Население в умерен- Население всего
Показатель
ных широтах земного шара
На открытом воздухе
Равновесная эквивалентная концентра- 1,8 1,8
ция, Бк/мз
Диапазон колебаний среднегодовых 0‚1—10 0‚1—10
значений, Бк/мз
Средняя годовая эффективная экви- 0,06 0,06
валентная доза, мЗв
Диапазон колебаний средней годовой 0‚00З—0‚3 0‚00З—0‚06
эффективной эквивалентной до-
зы, мЗв
Внутри помещений
Равновесная эквивалентная концентра- 15 —
ция, Бк/мз
Диапазон колебаний среднегодовых 3 5 -60 —
значений для различных стран, Бк/м
Средняя подовая эффективная экви-
валентная доза, мЗв 0,92 0,7
Диапазон средних значений доз для О 3_3 7 _
различных стран, мЗв ’ ’
Суммарная средняя годовая эффек- 1,0 0,8
тивная эквивалентная доза, мЗв
тканях у некурящих яиц, проживающих в районах c нормальным поступлением
2 1 0Bi 2 1 OPO
Концентрация актив- Годовая поглощен Концентрация актив- Годовая поглощен-
ности, Бк/кг ная доза, мкГр (В) ности, Бк [кг ная доза, мкГр (а)
_o,2 0,4 0,2 5,4
0,2 0,4 0,2 5,4
0,2 0,4 0,1 2,7
3,0 2,4
3,0 2,4
0, 14 1,7 0,1 1 5 , 1
— 4,2 — 36
0,2 0,4 0,2 5,4
0,2 0,4 0,2 5,4
0,7 130
215

912
_ (воен Земной’ шар): Поглощенные дозы от a—1_»13nyt1a'renen_23‘9Pu и 34 1
Таблица 7.6. Сводные данные об ожидаемой дозе от радионуклидов, образовавшихся при ядерных взрывах в атмосфере, про-
веденных по 1980 г. включительно, мкГр [1]
Умеренная зона Северного полушария Умеренная зона Южного полушария Население Земного шара
ЁЁЁЁЁЁЁЯ Гонады Костный Клетки, Легкие Гонады Костный Клетки, Легкие Гонады Костный Клетки, Лёгкие
МОЗГ ВЫСТИЛЗ- МОЗГ вь1стила- МОЗГ ВЬЕСТИЛЗ-
Ю ие КОСТ- Ю ие КОСТ- Ю ие КОСТ-
ШЁ поверх- тж: поверх- 111:: поверх-
НОСТИ НОСТИ НОСТИ
Внешнее излучение
Короткожи 470 470 470 470 80 80 80 80 310 310 310 310
вущие ра-
дионуклиды
”7Cs 600 600 600 600 170 170 170 170 370 370 370 370
Внутреннее облучение
3н 51 51 51 51 14 14 14 14 47 47 47 47
go‘ 77 370 340 91 77 370 340 91 77 370 340 91
89Fe 10 6 10 10 2 1 2 2 9 5 9 9
“Sr - 2 3 24 - 0,6 0,9 6 - 1 2 15
mgr - 940 2100 120 - 260 570 34 — 570 1300 74
I 3 7 Ru - — — 410 — - - 95 - - —— 250
144Cs 280 280 280 280 78 78 78 78 170 170 170 170
2 5 9Се — — — 500 — — — 140 — —— - 250
Pu* * 0,04 3 39 12 0,01 0,9 1 1 3 0,03 2 25 7
жги з 16 20 30 0,8 4 54 8 2 10 120 18
Am 0,07 0,4 5 — 0,02 0,1 1 —- 0,04 0,2 3 -
B c е г о 1500 2700 3900 2600 420 980 1300 720 990 1900 2700 1700
*Доза‚ накопленная к 2000 г.
“Включая ожидаемую дозу от 24°Рц Ожидаемые дозы от “Mn, “Kr, 136Cs и ”°Ba, H6'B!<JII0‘ieHI>I B ЭТУ ТабПИЦЪ Так Как ОНИ
пренебрежимо малы по сравнентпо с приведенными в ней числовыми значениями. Оценки поглощенных доз в щитовидной
железе от 1311 равны: 1,6 мГр (умеренная зона Северного полушария), 0,2 мГр (умеренная зона Южного полушария) и 1,1 мГр

Таблица 7. 7. Вклад в суммарную ожидаемую эффективную эквивалентную дозу
облучения всего населенны Земного шара от ядерных испытаний [1]
Ожидаемая эффективная Вклад в сушиарную
Радишшклид эквивалентная доза, мкЗв дозу, %
::g,:* 2600 69,0
Cs 540 14,0
952: 200 5,3
"з: 120 3,2
1°°ки 33 2,2
111се 54 1,4
311 47 1,2
1 11 11 33 0,9
139Ри 27 0,7
1‘1°ва 25 0,7
‘°3Ru 17 0,4
24°Ри 17 0,4
Шри 9 0,2
“Fe 9 0,2
’“Am 4 0,1
395: 3 0,08
‘“ce 1 0,03
238Ри 1 0,03
1 “cs 0,06 0,002
“ми 0,04 0,001
“к: 0,005 0,0001
В c e r о (округленно) 3800 100
‚(1-
*Доза от “С будет накоплена за несколько тысяч лет. К 2000 г. будет сформиро-
вано хшшь 7,7% значения дозы, приведенного в табшще.
Таблица 7.8. Сводка данных об ожидаемых коллектных эквивалентных дозах
облучения населения Земного шара от ядерных испытаний, проведенных до
1980 г. [1], 104 - чел. - Зв
Внешнее ингаляционное пероральное
Ради°нуклщ облучение поступление поступление Все“)
“с - 0,3*1 2600*! 2600
‘3"cs 150*2 0,1 69*2 220
952: 64 - - 64
“з: - 3 44*2 47
‘°‘Ru 17*3 10 — 27
311 — 1“ 18“ 19
1“ 5 12 - 17
1311 - - 11 11
239Pu — 8 2*‘ 10
“’”Ba 3 0,07 0,05 в
1°3ки 5 - - 5
“°1>u — 5 1*‘ 6
217

Продолжение табл. 7.8.
vmmwm 22:32:22; .£‘::::.:,“::::
24 ‘Pu — 3 0,02“ з
5 5 Fe — - 3 3
2‘ ‘Ат - 0,5 2*1 2
“з: - 0,6 0,3 0,9
1 4 1 Ce 094 _ " 094
238Pu — 0,3 0,003“ 0,3
1 “с, _ - 0,02 0,02
54Мп - 0,01 - 0,01
“к: 0,002“ — — 0,002
В c е г о (округленно) 250 44 2750 3000
П р н м е ч а н н е. Пр полагаемые размеры популяции, принятые при оценках:
*1 4,0 - 109 чел; *2 6,0 - 10 чел; *3 3,2- 109 чел; *4 1‚0- 101 чел.
Таблица 7.9. Нормализованная ожидаемая коллективная эффективная
эквивалентная доза облучения населения от выбросов предприятий
ядерного топливного цикла [1]
Источник облучения
Нормализованная ожидаемая
коллективная эффективная
эквивалентная доза, чел. - Зв
на 1 ГВт (эл.) - год
Локальные н региональные выбросы
Шахты
Rn
Заводы по переработке н обогащению руды (за
исключением выбросов c хвостохранилшц) :
U, Th, Ra
Rn
Изготовление твэлов
U
Выбросы и сбросы из реакторов
В атмосферу:
РБГ
Зн
1 4 С
Изотопы йода
Радиоактивные аэрозоли (Cs, Ru, Со)
В водоемы:
Зн
другие рационуклидь: (Cs. Ru. Со)
Выбросы и сбросы заводов по переработке
облученного цщлива
В атмосферу:
3H
85
‚д‘
С
а-излучатетш
218
0,5 (суммарно 0,5)
0,015
0,02 (суммарно 0,04)
0,002 (суммарно 0,002)
0,6
0,5
2,8
0,06
0,1 (суммарно 4,1)
0,04
0,02 (суммарно 0,06)
9
0 1
0,03
0,2
0,002 (суммарно 0,3)

Продвижение табл. 7.9.
Нормахшзованная ожидаемая
коллективная эффективная
Источник облучения эквивалентная доза, чел. - Зв
на 1 ГВт (зл.) - год
В водоемы:
1 34, 1 3 7 Cs 0,4
1 “Ru 0,3
"з: 0,02
а-нзлучатели 0‚0006
"91 0,008 (суммарно 0,7)
Перевозка радиоактивных веществ 0,003 (суммарно 0,003)
Суммарно для всех этапов ядерного топливного 5,7
цикла
Таблица 7.9а. Нормализованная ожидаемая коллективная доза облучения населения
от выбросов предприятий ядерного топливного цикладпелозв на 1 ГВт (энд-год
Период интегрирования, год
Источник облучения
10‘ 102 104 10° 1 08
Глобальный вклад всего топливного
ядерного цикла:
3н 0,015 0,02 0,02 0,02 0,02
“Kr 0,9 1,9 1,9 1,9 1,9
“с 3,0 10,0 70,0 110 110
1 291 - 0,02 0,2 28 560
B c e г о (округленно) 3,9 12 72 140 670
Захоронение радиоактивных
отходов
Хвостохранилища: 0,25 0,25 250 2800 2800
радона:
уран” 460 460 460
Высокоактивные отходы — — — 30 30
*1 Предполагается, что производство электроэнерггш будет осуществляться c по-
мощью водо-водяных реакторов и с последующим использованием извлеченного из
облученного ядерного топлива плутония в водо-водяных реакторах и реакторах-
размножитезхях.
*2 Предполагается, что эманация радона продолжается с одинаковой скоростью
через слой земли толщиной 2 м.
“Предполагается, что через 10 лет содержимое хвостохраннлищ поступает
в реки, а затем в моря и океаны.
В табл. 7.12 и 7.13 приведены сведения об уровнях воздействия дочер-
них продуктов 222Вп на шахтеров урановых и неурановых рудников.
В табл. 7.14 и 7.15 приведены сведеъшя о дозах облучеъшя пассажиров
во время полета на обычном реактивном и сверхзвуковом лайнере от
219

Таблица 7.10. Расчетные оценки ожидаемых коллективных доз на единицу
угле электростанций ‚ l0"3 чел. - Гр на ГВт - год (ингаляционное поступление
222
Rn и до-
Орган или ткань 2380 23411 23°Th 226Ra черние нук-
ЛИДЫ
Легкие 19 23 21 1,4 0,69
(Т —Б)
0,09
(П)
Поверхность кости 0,2 0,2 160 0,6 —
Красный костный 0,01 0,01 12 0,05 —
мозг
Печень 0‚0003 0,0003 0,3 0,007 —
Почки 0,09 0,1 0,03 0,007 —
Селезенка 0‚0003 0‚0003 0,03 0,007 —
Желудотшо-кицхечътьхй 0,002 0,003 0,03 0,01 —
тракт
Другие мягкие ткани 0.0003 0,0003 0,03 0,007 -
Коллективная ожи- 4,5 5,2 18 0,4 0,1
даемая эффективная
эквивалентная доза
на едршицу произво-
Димой энергии,
10-2 чел. - Зв на 1 ГВт-год
П р и м е ч а н и е. Т—Б — для слоя базальных клеток бронхов, П — для эпите-
Таблица 7.11 Расчетные оценки ожидаемых коллективных доз на единицу генерируе
10-3 чел-Гр на 1 ГВт -год (внешнее и внутреннее облучение в результате отложения
Характер облучения, 238U 234U 230Th 226Ra
орган или ткань ‘
Внутреннее
Легкие 0,2 0,1 0,6 0,2
Поверхности кости 2,6 2,4 8,9 6,8
Красный костный мозг 0,4 0,3 0,7 0,7
Печень 0,2 0,1 0,008 0,2
Почки 1,6 1,4 0,3 0,2
Другие органы и ткани 0,2 0,1 0,008 0,2
Коллективная ожидае- 0,6 0,6 0,9 0,9
мая эффективная экви-
валентная доза на едущи-
цу гёроизводимой энергии,
10' чел. —Зв на 1 ГВт-год
Внешнее
П?‘
35
Все ткани
П р и м е ч а н и е. Условные обозначения те же, что и к табл. 7.10.
220

производимой электроэнергии вследствие выбросов в атмосферу работающих на
во время прохождения шлейфа) [1]
’ 210Pb 210Po 232Th 228Ra 228Th Bcero (округ-
ценно)
2,3 5,8 90 0,7 52 210
9,2 0,1 830 0,5 69 1070
0,1 0,1 69 0,05 5,9 89
4,0 0,1 0,2 0,01 0,5 5
2,0 2,9 0,02 0,01 0,07 5
0,3 5,2 0,02 0,01 0,07 6
0,07 0,07 0,03 0,01 0,09 0,3
0,1 0,1 0,02 0,01 0,07 0,4
2,3 2,5 86 0,2 18 140
mm пульмонарной области легких.
мой энергии вследствие выбросов в атмосферу работающих на угле электростанций,
радионуклида на поверхности Земли [ID
2 22 22 8 220
Rn и до- 2 1 0 2 1 0 2 32 Ra И до- Tn и до- Всего (округ-
черние Pb и P0 Th черние черние ценно)
облучение
140 (Т-Б) 5,2 0,5 3,0 20 170 (Т-Б)
19 (П) 49 (П)
— 69,0 2,4 5,5 24 120
— 12,0 0,2 0,5 1,9 17
— 9,7 0,5 1,0 3,6 15
— 9,7 0,7 1,9 14 30
— 9,7 0,004 0,1 0,2 11
20 22 0,3 1,6 9,4 56
облучение J L I
54 90
221

Таблица 7.12. K0 дочерних продуктов радона п экспозиция
в неураионых рудниках [1]
Средняя хоть Годовая экс- Число гор- Число гор-
Страна Годы цент-рация до- позиция по до- няков/РУД- инков, no-
черних продук- червям иродук-ников лучивцшх
тов радона, РУ там радона, более 4
РУМ РУМ
Финляндия 1972—- 1974 0,2—О‚4 - 1300/23 -
1975—-1977 —— 0,38 1370/16 0
Италия 1975 О‚О1—О‚6 2500/16 ^‘ 75
Норвегия 1972 0,07 0,64 1870133 -
1980 0,05 0,45 1380/23 —
Польша 1970 - — —— —
Медь —- 1-2 — — -
Железо — 1 —- — —
Пирит — 4 — — -
Фосфат — 0,8 — — -
Цинк и сви- — 0,9 — - -
нец
Барит —- 0,2 — — -
Уголь — 0,1 — — —
Южно—Африкан- 1973 — 1,7 320 000 —
ская Республика
Швеция 1970 — 4,8 4800/5 2000
1974 — 2,1 4600/50 360
1975 — 1,9 5300/45 270
1976 — 1,7 5300/46 225
1977 — ,1,6 5200/45 475
1978 - 0,9 5300/47 270
1979 — ` 0,7 4400/35 0
1980 —— 0,7 4400/35 0
Великобрита— 1968 о‚о1* — 220000/420
ния 1976 - 2—3*"‘ 2000/so 560
Угольная про-
мышленность:
националь- 1981 — 0,12 185 200 —
ная
частная 19 8 1 —— 0,24 1500 —
Другие РУдники, 1981 — 2,60 2346/ 108 94
кроме угольных
США 1975 0,3 1 — — —
1976 0,22 — — —
1977 0,12 —— / 163 —
П р и м е ч а н и е. Если особо не оговаривается, то рудники по добыче железа,
цинка, свинца, меди или золотодобывающие.
* ”Типичное” значение для больших национализированных угольных шахт.
**Ha основании измерений примерно в 80 % всех неугольных рУдНиков.
космического излучения и дозах облучения некоторых экипажей косми-
ческих кораблей.
В Табл. 7.16 — 7.19 приведены сведения о дозах облучения всего тела,
эффективной эквивалентной дозе после облучения при рентгенодиагно-
стических процедурах в СССР, а также дозах облучения гонад и кост-
ного мозга.
222

Таблица 7.13. Концентрация дочерних продуктов радона
и экспозиция в урановых рудниках [1
Средняя кон- Средняя годо- Число горня-
центрация до- nan экспози- число ков, получив-
Страна Годы черних продук- ция дочерними горняков ших экспози-
тов радона, продуктами, цию более
РУ РУМ 4 гум‘
Франция 1 97 1 0,1 8 -- -— ——
1972 0,17 —— — -
1973 0,1 8 —— —— -
1974 0,13 —— —- —
1975 0,1 1 -— —— -
1978 —- 2,0 1284 ^‘ 140
1 979 — 1,4 1503 5 1
США 1975 0,71 5,68 "’ 5000 ——
1976 0,58 4,64 ^‘ 5000 -
1977 0,51 4,08 "5000 —
Италия 1975 < 1 —— —— ——
Канада 1 97 8
Одно подзем- -— 0,38 630 —
Hoe выщела-
чивание
Четыре руд- —— 0,74 3690 -
ника — 0,4 1 276 “
Карьер 1978 — 0,72 4535 9"
1979 — 0,74 6883 1
Аргентина
Рудник 1977—1979 _ 2,4 286-379 —
1980 — 2,4 95 0
Карьер 1980 — 0,12 285 0
‘Максимально допустимая экспозиция во многих странах.
** Данные Национального регистра доз Канады.
Таблица 7.14. Сравнение расчетных доз облучения человека от космического
излучения при полете на дозвуковом и све хзвуковом самолете.
Условия средней солнечной активности [1]p
Полет с дозвуковой скоростью Полет со сверхзвуковой ско-
Р _ на высоте 1 1 км ростью на высоте 19 км
еис
Длительность Доза за полет Длительность Доза за полет
полета, ч туда и обратно, полета, ч туда и обратно,
1o"5 Гр 10 Гр
Лос-Анджелес-Париж 1 1,1 4,8 3,8 3,7
Чикаго—Париж 8,3 3,6 2,8 2,6
Нью-Йорк-Париж 7,4 3,1 2,6 2,4
Нью-Йорк-Лондон 7,0 2,9 2,4 2,2
Лос-Анджелес-Нью-Йорк 5,2 1,9 1,9 1,3
Сидней-Акапулько 17,4 4,4 6,2 2,1
223

Таблица 7.15. поглощенная доза у космонавтов во время космических
полетов [1]
Корабль 'E;::a3a' £)’J1I':_:”";H°°Tb Вид полета Доза, 10-5 Гр
”Аполлон VII” 08.1968 260 Околоземная ор- 120
бита
”Аполлон VIII” 12. 1968 147 Облет Луны 185
”Аполлон 1Х” 02. 1969 24 1 Околоземная ор- 210
бита
"Аполлон Х” 05. 1969 192 Облет Луны 470
”Аполлон ХГ’ 07. 1969 182 Посадка на Луну 200
”Аполлон ХП” 11. 1969 236 То же ~ 200
”Аполлон XIV” 01. 1971 209 °° ” ^‘ 500
”Аполлон XV” 07. 1971 286 ” ” "‘ 200
”Восток-1—6” —— —- Околоземная орбита 2—80
”Восход-1, 2” -— — То же 30, 70
”Союз-3—9” — -— 99 99 62-234
Средняя эффективная эквивалентная доза (ЭЭД) облучения населе-
ния земного шара, проживающего в районах c ”нормальным” природ-
ным радиационным фоном, составляет 2,0 мЗв. Индивидуальные дозы
облучеъшя профессиональных работников предприятий ядерного топ-
ливного шжла варьируют в пшроких пределах в зависимости от паша
предприятия, используемой технологии, производственной деятельности
и т.п. Наибольпше уровни облучения отмечаются у шахтеров урановых
рудншсов, средняя экспозиция которых дочерними продуктами “2Rn
колеблется примерно от 1 до 4 РУМ. НКДАР ООН в качестве представи-
тельного значения принимает 1,5 РУМ, что соответствует годовой ЭЭД
около 13 мЗв. Средние годовые дозы персонала энергетических реакто-
ров в настоящее время время составляют от 2-3 (реакторы Inna GCR)
Таблица 7.16. Средняя годовая индивидуальная доза облучения некоторых органов
при рентгенологическом обследовании легких, мкГр‚ и обусловленная имн
коллективная доза, 104 челнГр [4]
Суммарная
Орган Рентгено- Рентгено- средняя инди- Коллектив-
скопия графия видуальная ная доза
доза
Желудок 44 1,0 45 1,13
Печень 49 0,8 49,8 1,25
Поджелудочная железа 49 1,1 50,1 1,26
Селезенка 74 1,6 75,6 1,89
Почки 17 0,4 17,4 0,44
Щитовидная железа 49 1,0 50 1,25
Молочная железа 39 0,8 39,8 1,00
Красный костный мозг 49 5,5 54,5 1,37
П р и м е ч а н и е. Приведенные в табшще данные рассчитаны по максимальным
значениям дозы на процедуру. Реальные значения дозы могут быть на 25-30 % мень-
ше.
224

Таблица 7.17. Облучение населения СССР в результате рентгеиоднагностических
процедур, мкГр в год [4]
Суммарная Коллектив-
Рентгено- Рентгено- Флюоро- средняя ииша- ная доза,
орган или ткань скопия графия графия видуальная 104 чел. Х
доза X Гр/год
Гонады 166 169 0,9 336 8,4
Костный мозг 845 353 112 1310 32,9
Легкие 74 2,8 1 1 88 2,2
Желудочно-кишеч- 760 100 — 860 21,6
ный тракт
Все тело 413 74,3 230 717 18,0
П р и м е ч а н и е. Генетически значимая доза от рентгеноскопии, рентгеногра-
фии и фшоорографии составляет соответственно 77, 149 и 1 мкГр в год.
до 5 мГр (реакторы пища BWR, HWR) . Средняя годовая доза облучения
основной части профессиональных работъшков заводов по переработке
облученного ядерного топлива во Франшш и Велшсобритантш составила
10 мГр, а научных центров, в которых проводятся исследования и раз-
работки в области топливного ядерного шжла, она обычно лежит в диа-
пазоне 1 — 5 мГр. Согласно оценок НКДАР ООН средняя годовая коллек-
тивная ЭЭД облучения населения в расчете на 1 млн. человек в промьпц-
ленно развитых странах в конце 70-х годов от всех источншюв про-
фессионального воздействия в промьшшенности и в научно-исследова-
тельских институтах составила 0,3 — 0,8 чел.-Зв [1].
Из приведенных в табл. 7 .17 данных видно, что наибольшая доза облу-
чения (за исключеъшем гонадной) обусловливается рентгеноскопически-
ми процедурами. Изменеъше структуры рентгенологических исследова-
ншй в сторону дальнейшего увеличеъшя доли рентгенографии и флюоро-
графин при ограъшчеъши рентгеноскопических исследовашипй может при-
вести к заметному сгшжегшю дозы облучения пациентов без ущерба для
получаемой диагностической информации.
Таблица 7.18. поглощенная доза в гонадах человека при одном
сеансе рентгенографии, мГр [5]
Объект или вид исследования Мужчины Женщины
Тазобедренный сустав 0,20 - 36,0 0,30 — 10,0
Бедро 0,50 — 35,8 0,06 — 10,0
Поясничный отдел позвоночника 0,04 —— 27,0 0,16 — 21,9
Внутривенная пиелография 4,86 — 40,0 0,50 — 40,0
Уретроцитография 1,00 — 172 1,20 — 30,0
Пельвиметрия — 0,76 — 25,0
Сальшшография - 1,97 — 67,0
Живот 0,08 - 27,2 0,18 — 12,8
Бариевая клизма 0,40 — 7,50 0,20 —— 29,2
Исследование гшщевода и желудка 0,01 — 5,00 0,05 —— 7,50
(бариевая каша пероралыто)
Холецистография 0,02 — 0,11 0,10 — 2,60
Грудная клетка 1 - 1о'4 - 4,5 2 - 1о'4 - 2,40
‘к
Зак 559

Таблица 7. 19. поглощенная доза в гонадах на полное рентгенодиагностическое обсле
Австралия [1 I] ФРГ [10]
Вид обследования
Яичники Яички Яичники Яички
Тазобедренное сочленение и 6,05 0,15 0,1—2,s*‘
верхняя часть бедра
Бедро 0‚б1 - -
Таз 2,69 0,9 1,7
Пельвиметрия — - —
Пояснично-крестцовый отдел 1,23 — ——
позвоночника
Поясничный отдел позво- 0,85 2,0 0,05
ночника
Урография 3,01 5,7 0,5
Ретроградная пиелография 3,47 — —
Уретроцистография 5,04 0,8 15
Желудок и верхняя часть ЖКТ ‚13 — -
Рентгенография — — —
Флюороскогшя — — —
Тонкий кишечник 0,40 — --
Брюшная полость 0,67 1,5 0,12
Брюшная полость (акушерское — — —
обследование)
Гистеросатхьшшография — — -
Холецистография 0,54 — -—
ГРУдная клетка (легкие, сердце) :
Рентгенография 0,01 — —
Флюороскопия — — —
Массовая малоформатная 0,01 — —
флюорография
Голова 0,01 — -
Спинной отдел позвоночника 0,32 — -
ГРУЦная клетка 0,02 — —
Предплечье и кисть 0,10 — —
Голень и стопа 0,05 — —
Стоматологическое обследо- — — —
вание
Молочная железа — — —
Продолжение табл. 7.19.
Швеция [б]
Вид обследования
ЯИЧНИКИ ЯИЧКИ
Тазобедренное сочленение и верхняя часть бедра 3,7 15,0
Бедро 0,5 4,0
Таз 1,9 3,1
Пельвиметрия - —
Пояснично-крестцовый отдел позвоночника 1,8 1,0
Поясничный отдел позвоночника 6,2 1,8
Урография 8,8 3,3
Ретроградная пиелография 8,0 1 ‚О
Уретроцистография 1 ,0 20,0
Желудок и верхняя часть ЖКТ 0,56 0,16
Рентгенография — —
226

давшие в различных странах, мГр
.__
Япония [8] Польша [9] Румыния [7]
Яичники Яички Яичники Яички Яичники Яички
1,12 2,7 1,0 0,9 4,38 3,94
0,18 0,63 -— — — —
1,44 0,48 — - 4,60 3,06
2,04 — — — — —
—— — — — 3,82 3,08
1,62 0,09 1,6 3,4 — —
1,98 0,11 5,8 17,0 5,12 3,36
0,85 2,55 — — — —
— — 4,6 1,1 0,10 0,11
0,31“ 0,06 *2 - — - -
1,62 0,54 —~ —— — —
9,70 2,85 — — 0,11 0,07
0,72 0,18 — -— —— —
1,10 — — — — -
2,10 — — - — —
0,30 0,01 2,50 0,08 0,12 0,03
0,0005 0,0001 0,01 0,01 0,01 0,01
— — 0,01 0,01 -— ——
0,002 0,0006 0,01 0,01 0,33 0,01
0,0007 0,01 0,01 0,01 — —
0,002 0,004 — — — -—
0,0015 0,0002 - — — —
— — 0,01 0,01 — —
0,009 0,12 — — — —
— — 0,01 0,02 <0‚01 <0,01
0,0003 —— — —— — —
Великобритания [14] США
яичники яички яичники[ 12] яички [12] яичники [ 13] яички[ 13]
0,75 6,38 1,24 6,00 0,78*3 3,68
1,64 5,53 2,10 3,64 — 0,57
5,39 0,69 .. - 6,40’: 0,43
3,80 0,58 7,21 2,18 4,05 Ю 0,07
3,24 3,87 5,88 2,07 6,35 0,49
6,30 4,50 2,21 0,97 — “
.. .. 1,71 0,01 0,45 *3 0,004
227

Вид обследования
Швеция [б]
яичники яички
Флюороскопия —— —
Тонкий кишечник 3,5 2,3
Брюшная полость 2,0 3,0
Брюшная полость (акушерское обследование) 4,6 -
Гистеросальпинография 5,9 -
Холецнстография 0,24 0,06
ГРУдНая клетка (сердце, легкие) :
Рентгенография <0,1 < 0,1
Фшоороскопия ——_ -
Массовая малоформатная флюорография — —
Голова <0‚01 <0,01
Спинной отдел позвоночника < 1,00 <0,20
ГРУдная клетка <0,05 <0,05
Предплечье и кисть -— <0,01
Голень и стопа — -
Стоматологическое обследование <0‚01 <0,01
Молочная железа
1
* Яички в поле облучения.
Массовое обследование.
"‘ Расчетные данные с помощью метода Монте-Карло.
Таблица 7.20. Средняя поглощенная доза в костном мозге на полное рентгенодиагнос
Австралия, ФРГ
В обсле ования 1980 1‘-
M д [11] 1963 г. [15] 1981 г. [10]
Тазобедренное сочленение и верхняя часть 0,81 0,40 0,03
бедра
Бедро <0,01 0,27 —
Таз 1,00 0,89 0,21
Пельвиметрия 3,80 — —
Пояснично-крестцовый отдел позвоночника 3,80 3,60 —
Поясничный отдел позвоночника 1,9 1 1,68 0,63
Урография 5,20 6,80 1,25
Ретроградная пиелография 1,54 3,20 -—
Уретроцистография 1,08 6,60 0,62
Желудок и верхняя часть ЖКТ 7,30 7,70 —
Тонкий кишечник 3,70 6,30 —-
Брюшная полость 1,23 0,82 0,20
Брюшная полость (акушерское обследование) 2,90 1,31 —
Гистеросальшшография 1 ‚86 1 ,6 1 —
Холецистография 2,80 3,10 -
Грудная клетка (легкие, сердце) :
Рентгенография 0, 18 0,24 0,07
Фшоороскопия - —— -
Массовая малоформатная флюорография 0,24 -— -
Голова 0,17 0,40 —
Сшшной отдел позвоночника 1,51 1,40 —
228

Продолжение табл. 7.19.
Великобритания [14] США
яичники яички яичники[ 1 2] яички [ 12] яичники[ 1 3] яички[ 1 3]
15,9 5,30 3,03 1,75 7,87 0,58
0,8 1,51 2,21 0,97 2,72 0,16
_ _ - - 1,48 *3 .-
3,9 — — — - -
-— — 0,78 —— 0,06 0,0001
-— — 0,01 — 0,0006 < 0,0001
: : : 1: 20,0001 2 0,0001
— — - - 0,01 <0,0001
— — -— —— 0,004 <0,0001
тическое обследование в различных странах, мГр [1]
Япония
Нидерлагдт,
1963 г. 19
1969 г. {в} [16] 1974 г‘ [п] 1979 г. [18]
0,43 1,7 0,89 0,17 0,47
0,08 —— <0,01 0,04 —
0,7 — — 0,30 1,38
1,7 0,98 — 0,85 -
0,9 1,4 — — 6,5
1,5 2,5 1,34 0,4 1 1,4
1,1 2,6 1,6 0,60 4,3
- - - - 2,6
0,37 1,16 — 0,37 1,7
1,40 7,5 2,3 2,80 0,5
2,10 11,1 2,5 3,00 2,2
0,59 2,0 1,0 0,69 0,93
0,72 0,7 — 0,50 0,56
0,50 2,1 0,20 2,80
0,73 2,4 0,7 0,7 1 0,36
0,09 0,25 — 0,06 0,10
— — —— — 0,40
0,60 — —— 0,33 0,47
0,35 0,4 0,35 0,25 0,30
1,40 3,7 1,2 0,59 1,10
229

ФРГ
Австралия,
Вид oﬁcnenoumm Е??? г’ 1963 г. [15] 1981 г. [1о]
ГРУдная клетка 0,35 0,56 0,07
Предплечье и кисть 0,01 -— —
Голень и стопа 0,01 - -
Стоматологическое обследование — —— -
Молочная железа <0,01 — -
Продолжение табл. 7.20.
ПОЛЬШЗ, 1980 Г. Румьдния,
Вид обследования 1979 г. [7]
муж. жен. [9]
Тазобедренное сочленение и верхняя часть бедра 0,5 0,5 0,39
Бедро — —— -
Таз — — 0,24
Пельвиметрия — —— —
Пояснично-крестцовьтй отдел позвоночника — — —
Поясничный отдел позвоночника 0,9 0,9 0,89
Урография 3,3 3,5 0,43
Ретроградная пиелография — — —
Уретроцистография — — —
Желудок и верхняя часть ЖКТ 9,0 6,0 2,10
Тонкий кишетшик — — —
Брюшная полость — — -
Брюшная полость (акушерское обследование) -— — ——
Гистеросальпинография — —
Холецистография 3,2 3,5 0,12
ГрУдНая клетка (легкие, сердце) :
Рентгенография 0,06 0,07 -—
Фшоороскопия 0,13 0,13 —
Массовая малоформатная флюорография 0,5 0,4 —
Голова 1,2 1,2 0,05
Спинной отдел позвоночника — —— 0,46
ГРУдная клетка -— — —
Предплечье и кисть 0,02 0,02 ——
Голень и стопа — —— —
Стоматологическое обследование 0,08 0,07 ——
Молочная железа
* Данные получены с помощью расчетного метода Монте-Карло и других измерений.
ГЛ4ВА 8
МИКРОДОЗИМЕТРИЯ
Ионизирующее излучение, взаимодействуя с веществом, передает ему
энергию малыми, но конечными порциями. Акт передачи энергии являет-
ся процессом стохастическим (случайным). Стохастической является и
230

Продолжение табл. 7.20.
Япония
Нидерланды,
1963 . 19
1969 г. [а] [16] 1974 Г‘ [п] 1979 г. [18] r [ ]
0,25 0,4 1,2 0,41 0,06
Швецибд 1974 Г- Великобритания, США
960 . 20
[б] I г [ ] 1964 r. [21] 1970 r. [21] 1976 г.* [1з]
2,5 0,58 0,97 0,72 0,17
0,003 — —— 0,21 —
1,9 1,4 1,16 0,93 0,27
6,8 — - - —
1,0 2,6 4,2 4,5 2,24
4,1 2,7 3,4 3,5 1,26
2,4 5,2 4,5 ,4,2 1,16
3,0 4,1 — — -—
3,0 5,6 1,83 1,47 ~
4,2 9,5 — - 1,16
—— — 6,20 8,8 3,0
3,0 1,3 1,83 1,47 048
2,2 2,1 2,9 6,0 —
1,7 2,1 — — -
1,5 1,5 1,83 1,68 0,66
0,29 — 0,10 0,10 0,04
0,90 0,8 0,65 0,44 0,44
0,68 0,43 0,45 0,64 0,18
4,70 2,10 2,30 2,50 0,47
0,57 1,02 1,24 1,43 0,16
0,01 0,01 0,02 0,13 0,09
величина энергии, передаваемой веществу в каждом акте взаимодействия.
Это приводит к тому, что фактически поглощеъшая энергия излучения в
некотором объеме вещества при многократном облучеъши его в одной и
той же дозе в тождественных условиях, строго говоря, оказывается раз-
личной. поглощенная энергия излучения выступает как случайная вели-
чина. Отсюда справедливо и такое утверждеъше: поглощенная энергия в
231

одинаковых объемах одного и того же вещества, находящегося в одно-
родном поле излучения, может быть различной. В этих случаях говорят
о флуктуашитях поглощенной энергии. Мерой флуктуацтш может служить
отклонение фактически поглощеъшой энергии от ее среднего значения.
Флуктуашш поглощенной энергии излучения в некотором объеме ве-
щества оказываются тем знатштельнее, чем меньше объем, меньше погло-
щенная доза и чем больше линейная передача энергии (ЛПЭ) ионизирую-
щих частиц. Следующие примеры, основанные на оценках, дают представ-
пение о масштабах флуктуаций поглощенной энергии. В тканеэквива-
лентном веществе объемом 1 смз при дозе 102 Гр фотонного ионизирую-
щего излучеьшя радионуклида °°Со отклонение фактически поглощен-
ной энергии от среднего значеьшя — величина порядка 10`4 %. При тех же
условиях облучения, но для объема 1 мкмз отклонение фактически по-
глощенной энергии от среднего значения может составлять 100 %. При до-
зе того же излучения 10"2 Гр в живой клетке флуктуации составляют при-
мерно 10 %. При дозе 10`2 Гр нейтронного излучения с энергией нейт-
ронов в диапазоне 1— 5 МэВ в девяти живых клетках из десяти факти-
чески поглощенная энергия равна нулю, а в 10 % клеток, где поглощенная
энергия отлитша от нуля, ее среднее значение соответствует дозе 0,1 Гр.
Для более мелких клеточных структур — хромосом при дозе нейтронов
10"2 Гр в 999 хромосомах из 1000 фактически поглощенная энергия
равна нулю, а в 0,1 % хромосом поглощенная энергия соответствует
дозе порядка 10 Гр, в то время как для отдельных хромосом она может
быть знатштельно выше.
Таким образом, для малых объемов, примерно равных по размеру жи-
вой клетке PI СУБКПСТОЧНЫМ структурам, вполне реальна ситуация, при ко-
торой флуктуашш поглощеъшой энергии знатштельно превосходят ее
среднее значение. В этих условиях сопоставлеьше выхода радиационно-
штдутшроватшого эффекта с поглощенной дозой не является однознач-
ным; возшпсает необходимость учитывать флуктуашш поглощенной энер-
гии излучения, что является задачей мшсродозиметрии.
Размеры биологических структур, энергопоглощение в которых играет
решающую роль в радиационно-индуцироваъшом эффекте на клеточном
уровне, — порядка 1 мкм. Объемы, занимаемые чувствительными тиикро-
структурами таких размеров в облучаемом объекте, принято называть
мшсрообъемами.
8.1. ОСНОВНЫЕ ВЕЛИЧИНЫ МИКРОДОЗИМЕТРИИ
Энерговыделение. е —— стохастическая величина, равная фактически по-
глощенной энергии излучения в заданном тиикрообъеме. Если ад —— сред-
нее квадратическое отклонение энерговыделения от ее среднего значе-
ния е, то за относительную меру флуктуашити можно принять либо отно-
шение (хе/Ё, либо аё/ Е’ .
Энерговыделение подчиняется вероятностному закону распределения,
который задается либо интегральной функцией F (e) , либо плотностью
распределения f (е) . ОНИ связаны между собой соотношеъшями
f(e) =-1'13; F(e)= Ё f(e)de. (8.1)
0
де
232

Здесь f (е) de есть вероятность того, что энерговыдепение в случайно вы-
бранном ьшкрообъеме находится в пределах от е до е + de. Плотность
распределения вештчтаны е (плотность вероятности) подчинена следую-
щему условию:
:|'°f(e) де = 1. (8.2)
о
Линейная концентрация энергии у — стохастическая величина, опреде-
ляемая формулой
где е, — энерговыдепение в результате отдельного события пролета заря-
женной частицы через мш<рообъем, средняя длина хорды которого ав-
на I. Для сферического объема радиусом R средняя длина хорды I =»-3-—R.
Удельная энергия 2 — стохастическая величина, определяемая фор-
мулой
2 = е/Ат,
где е — энергия, фактически поглощенная микрообъемом, масса вещест-
ва в котором равна Ат.
Удельная энергия, так же как и энерговыдепение, может быть связана
c отдельным событием пролета частицы через ьшкрообъем, с фиксиро-
ванным числом событий v и c заданным значением дозыБ1 Принято обозна-
чать буквой 2 1 удельную энергию в результате одного события, 2‚‚ —
удельную энергию в результате и событий, и — удельную энергию при об-
лучении в дозе D. Benmmna 2 1 от дозы не зависит; 2‚‚ и 2 — дозовозави-
симые везшчпаньт. Плотность распределения удельной энергии соответст-
венно записывают: f 1 (2) - плотность распределения удельной энергии;
2, —- спектр одиночного события; f v (г) - плотность распределения удель-
нои энергии; 2„ — плотность вероятности того, что в результате и-собы-
тий удельная энергия в мш<рообъеме окажется в пределах от 2 до 2 + dz;
{д (2) — дозовозависимое распределение 7 плотность вероятности того, что
при облученгш в дозе D удельная энергия в шакрообъеме окажется в пре-
делах от 2 до 2 + dz.
При заданных условиях облучеъшя для заданного ьшкрообъема удель-
ная энергия одиночного события 2 1 строго пропорциональна гшнейной
концентрации энергии у; оъш подчиняются одному и тому же закону
распределения.
Фуъжшаи (плотности распределеншй) Г, (2) ‚ [у (2) и fD (2) связаны
между собой следующими формулами:
г„(2› =f;"”(z);
V
Гр (г) exp (—D/2’ 1) ————(D/ Z’)
0
l*v(z) ‚ (8.3)
ll
НИЗ
233

a=v
где fl (z) -— и-кратная свертка фушсшиш; fl (z) — математическая про-
цедура получения закона распределения суммы v случайных величин,
каждая из которых имеет плотность распределения fl (z); 2 l — среднее
значение удельной энергии в спектре одиночного события, определяемое
формулой
E1 = ?Zf1(Z)dZ-
0
B предельном случае малых доз, когда среднее гшсло событий энерго-
D
ПОГЛОЩСНИЯ в заданном микрообъеме т = —.— < 1, связь спектра одиночно-
Z1
го события fl (2) с дозовозависимым распределеъшем удельной энергии
fD (z) приближенно описывается формулой
fp(2) = (1—m)5(Z) +mf1(Z), (3-4)
где б (2) — дельта-футжция Дирака; формула (8.4) тем точнее, чем мень-
ше число событшй т, соответствующее дозе D.
8.2. ПАРАМЕТРЫ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ МИКРОДОЗИМЕТРИЧЕСКИХ ВЕЛИЧИН
Средъше значения. Различают частотное среднее удельной энергии E
И дозовое, или энергетическое, среднее z Е:
Ё = jzfD(z) dz; ЕЕ = j'z2fD(z) dz/ j'zfD(z) dz.
о о о
Связь между Z и ЕЕ определяется формулой
z -zE = :|'°z2fD (z) dz. (8.5)
о
Аналогично для велитшн z l , e И у.
При микродозиметрическом описангш рашааъшонно-индуцированного
эффекта часто используют энергетическое среднее удельной энергии в
спектре одиночного события 2
2=}°z’f1(z)dz/}°zf1(z)dz.
0 0
Параметром ё иногда ‘характеризуют качество излучения.
Среднее значение (частотное) удельной энергии Z в дозовозависимом
распределенгш f D (z) в микродозиметрии принимают равным поглощен-
ной дозе
Z = :|:°zfD(z) dz =D.
о
Строго соотношение между удельной энергией и поглощенной дозой
имеет вид
lim Ё = D.
Am -> 0
234

Дисперсия. Дисперсия удельной энергша а} (D) B J_'[O3OB03aBPICHMOM
pacnpenenemm f D (z) связана с поглощеннои дозои излучения D формулои
а; (D) = 21). (8.6)
Дисперсия удельной энерпш аЁ I B спектре одиночного события и дис-
персия удельной энергии сё (D) B 11030B03aBPICPIMOM распределеьпш связа-
ны между собой соотношеъшем
"3
0:14-Z1
Z1
0% (D) = D»
где Ё 1 -— среднее частотное удельной энергии в спектре одиночного собь1-
тия.
Относительная дисперсия б, — безразмерный параметр, равный отноше-
нию дисперсии случайной велитшны к квадрату ее частотного среднего,
связана с частотным и энергетическим средьшми по формуле
_ 0% (D) ЕЕ
б; -——;—=—_-— —— 1. (8.7)
D z
Моменты. z " —— начальный момент п-го порядка удельной энергии Е
дозовозависимом распределеъши f D (z) .
Ё? —— начальный момент п-го порядка удельной энергии в спектре orna-
ночного события 1”, (z),
Zn
Ё 2% (г) dz; (за)
0
Zr}: .fZnf1(Z) dZ- (8-9)
0
Связь между первыми тремя моментами случайных велитшн 2 и 21 опреде-
ляются следующими формулами:
7 = D;
N
Z
“LI
| :1 L.
+ D2; (8.10)
7
D+3::;1— D2 +D3,
11
Z
Ни
Z3
э!
где D — поглощенная доза.
8.3. МОМЕНТЫ УДЕЛЬНОЙ энвггии
и РАДИАЦИОННО-ИНДУЦИРОВАННЬШ ЭФФЕКТ
При следующих предположениях количественная мера радиационно-
индуцированного эффекта п‚ (например, число инактивированных клеток,
число хромосомных аберрашипй и т.п.) однозначно определяется момента-
ми удельной энергии:
235

наблюдаемый эффект вызван поражетшем чувствительных микрострук-
тур (первичное поражение) облучаемого объекта;
первопричиной первичного поражения является поглощегше энергии
излучеъшя в микрообъеме, занимаемом чувствительной шжрострук-
турой;
вероятность первичного поражеъшя монотонно возрастает от нуля до
ешшштьт c ynemmermem поглощенной энерпш в шщрообъеме от нуля до
бесконечности.
При этих условиях количественщд мера наблюдаемого эффекта п свя-
зана с моменташг удельной энерпш 2” следующим соотношением:
п = 2 ад (8.11)
п=1
где коэффициенты а„ на зависят от качества излучетшя, а определяются
лишь видом облучаемого объекта и родом наблюдаемого эффекта; при
наблюдешш одного и того же эффекта в одном и том же облучаемом
объекте коэффициенты an остаются неиз генными для излучений различ-
ного качества. ___
Подставив значетшя моментов г” из формулы (8.1О) в формулу (8.11)‚
получим зависимость эффекта от дозы. Строго говоря, мера эффекта од-
нозначно определяется набором бесконечно большого числа моментов.
Практически тшсло членов ряда в формуле (8.11) может быть ограштчено
исходя из готшости экспериментальных кривых доза-эффект. Есзш огра-
нитшться только первышт двумя членаьш, то получается линейно-квадра-
тическая зависимость от дозы, наблюдаемая для некоторых радиобиологи-
ческих эффектов,
п = AD + BD2 . (8.11а)
Если основой радиационно-индуцированного эффекта является одно-
временное повреждеъше двух локусов (например, двунитевые разрывы
молекул ДНК) ‚ то зависимость типа (8.11а) иногда удается объясъшть
E,K3B
Ш
0 50 та т: zoo
Радиус, мм
Рис. 8.1. Энерговыделение в сферическом микрообъеме, обусловленное одним тре-
ком (кривая В) и различными независимыми треками быстрых электронов при раз-
литшых дозах в зависимости от радиуса микрообъема. Цифры у кривых — погло-
щенная доза (даГр)
236

внутри- и межтрековым эффектами. При внутритрековом эффекте два
покуса повреждаются одновремеъшо за счет энерпш, выдетшвшейся в
пределах одного и того же трека заряжеъшой частицы, что дает штнейную
зависимость выхода первичных повреждешипй от дозы. При межтрековом
эффекте два покуса повреждаются одновременно за счет энергии, выде-
лившейся в двух статистических независимых треках заряженных частиц,
что приводит к квадратической зависимости выхода первичных поврежде-
ний от дозы. Вероятность этих эффектов зависит от вида заряженных час-
пщ, поглощенной дозы и размера ьшкрообъема, в котором находятся
поражаемые покусы. На рис. 8.1 представлены графики, позволяющие
оценить относительную роль внутри- и межтрекового эффектов, обус-
ловленных быстрыми электронами. По оси ординат отложена энергия,
которая выделяется в сферическом объеме радиусом, указанным на оси
асшитсс. Кривая, помеченная знаком В, относится к энергопоглощеъшю в
пределах одного и того же трека; это энергопоглощение от дозы не зави-
сит. Остальные кривые относятся к энергопоглощению в пределах двух
и более треков; цифры у этих кривых указывают поглощенную дозу в
единтщах даГр.
8.4. СВЯЗЬ ПРИРОДНОЙ ДИСПЕРСИИ ЭФФЕКТА С ДИСПЕРСИЕЙ
УДЕЛЬНОЙ ЭНЕРГИИ
Первичное поражение при заданном энергопоглощентш — процесс сто-
хастическшй. Тштитшый пример —- хромосомные аберрашаи. Естш в чувст-
вительной макроструктура каждой живой клетки (например, в ядре
клетки) поглощена одна и та же энергия, то число аберраций оказыва-
ется различным. Число аберраштй и здесь выступает как случайная Benn-
tnma, nozmnnennaa своему закону распределения. Дисперсия этой величи-
ны при отсутствии флуктуации энергопоглощения есть природная диспер-
сия эффекта. Наблюдаемая в эксперименте дисперсия эффекта есть ре-
зультат наложения природной дисперсии и дисперсии, обусловлеъшой
флуктуашитями энергопоглощеъшя. По датшым радиобиологического
эксперимента можно оценить наблюдаемую дисперсию эффекта a¥,(D)
при заданной дозе D. Микродозшиетрия позволяет оценить дисперсию
удельной энерпш сё (D) при даъшой дозе D. Связь между природной
аЪ (2) и наблюдаемой. ОЫВ) дисперсиями эффекта определяются фор-
мулои
они) = Ё o%,<z>r,,<z) dz + Г ищи dz — [}°u1r,,<z> ат, ‹8.12›
0 0 О
где и, - первый момент величины и при заданном (фиксированном)
значеншит удельной энерпш 2.
Первый момент и, есть среднее значение величины и в ее распределе-
mm Фр (2) при фиксироваъшом значении удельной энергша 2, Фр (2) пред-
ставляет собой вероятность наблюдать точно и аберраций при заданном
значении Удельной энергии; z -— природное распределение эффекта. Если
Фр (2) есть пуассоновское распределение, то возможны следующие част-
ные выражеъшя формулы (8.12) :
237

1) ‚эффект первого порядка, т.е. среднее тшсло аберраций пропорцио-
нально удельной энергии
“1 = cl Z э
где с, — постоянный коэффициент, зависящий от природы обпучаемого
объекта. В этом случае устанавливается следующая связь между наблю-
даемой дисперсией эффекта оЪШ) и 0% (D) — дисперсией удельной энер-
гии при дозе D:
02 (В) с
———"—_———=1+_._‘-a;(D), (8.13)
v D
где 17 —— среднее тшсло наблюдаемых в эксперименте аберраций при дозе D;
2) эффект второго порядка, т.е. среднее тшсло аберрацшй пропорцио-
нально квадрату удельной энерггш \
“I =c2Z2:
где c2 — новый постоянный коэффициент, также зависящий от природы
обпучаемого объекта.
В этом случае справедлива следующая формула, связывающая наблю-
даемую дисперсию эффекта c дозой:
2 D 2 21> 4 D 4 D2
_.£’_'I{7_‘__’ =1+с2 ё +ЁЁ г’ J" ё ‚ (8.14)
Где Ё: гЁ/гт; Ё2 =2Ё/51З Ёз = Z?/51.
При возрастании дозы формула асимптотически приближается к виду
аёш)
_ = 1 + 4с2 ЕЛ. (8.15)
v
Связь между частотным средним линейной концентрации энергии заря-
женных частиц yf И средним значеъшем линейной передатш энергии L on-
ределяется формулой
+
-3: , (8.16)
Yf L
Г
Ё
где Ё — среднее значеъше энергии заряженных частиц; 1 — средний путь,
проходимый частицей в микрообъеме.
Среднее значеъше ЛПЭ связано со средним пробегом частиц R следую-
щей формулой:
Г = Ё/Ё. (8.17)
8.5. ГРАНИЦЫ ПРИМЕНЕНИЯ МИКРОДОЗИМЕТРИИ
Мгшродозиметрические подходы к анализу и предсказаъшю радиацион-
но-индутшроваштьтх эффектов следует применять в тех случаях, когда су-
щественными становятся флуктуации удельной энергии. В качестве кри-
238

/00 ›
Ёт ,;,,
Ё‘ %
"/ 4 ‘
т! т /02 /03 т“ /05
Доза , c Гр
Рис. 8.2. Области значений для трех видов излучений диаметра микрообъема и по-
глощенной дозы, для которых относительное стандартное отклонение удельной
энерпш более 20 %
терия знагшмости флуктуаций удобно выбрать относительное среднеквад-
ратическое (стандартное) отклонение удельной энерпш о, (D) /D.
Ha рис. 8.2 представлена номограмма, определяющая область значе-
ний диаметра мшсрообъема в мш<рометрах и поглощенной дозы в санти-
греях‚ для которых относительное стандартное отклонение удельной энер-
гии превышает 20 %. Номограмма составлена для трех видов излучений,
обозначенных на рисунке. Заштрихованная область, ограниченная сверху
линией, соответствует условию oz (D) /D > 0,2 для указанного вида излу-
чения.
Номограмма на рис. 8.3 определяет области значений диаметра микро-
объема и поглощенной дозы, для которых среднее число событий энерго-
поглощения в одном объеме меньше единицы. Номограмма составлена
для тех же видов излученшй, что и номограмма на рис. 8.2. В заштрихо-
ванной области среднее число событшй т < 1. Эта номограмма определяет
/U0
Ё /0 ,,//
Ё
Ё ./////4"/ .44_/////.";;;;';'1'4»
йтиг
0,1 I /0
Дива, с Гр
Рис. 8.3. Области значений для трех видов излучений диаметра микрообъема и по-
глощенной дозы, для которых среднее число событий энерговыделения в одном
микрообьеме меньше единицы
239

область применимости формулы (8Ё4) , которая связывает дозовозависи-
мое распределение удельной энергии со спектром одиночного события,
не зависящего от дозы.
ГЛ4ВА 9
ПРЕДЕЛЬНО ДОПУСТИМЫЕ УРОВНИ ОБЛУЧЕНИЯ
С 1979 г. в СССР действуют Нормы раттиациоъшой безопасности НРБ—7 6,
одобренные Национальной комиссией по радиационной защите при Мини-
стерстве здравоохранеъшя СССР.
В основу НРБ положены следующие основные принципы радиационной
безопасности: непревышение установленного основного дозового преде-
ла; исключение всякого необосноваъшого облучеъшя; съшжетше дозы из-
лучения до возможно низкого уровня.
дозовые пределы, установленные НРБ—76‚ не включают дозу, полу-
чаемую пациентом при медиттинских процедурах, а также дозу, обуслов-
леъшую естественным радиационным фоном.
9.1. КАТЕГОРИИ ОБЛУЧАЕМЫХ ЛИЦ И ГРУППЫ КРИТИЧЕСКИХ ОРГАНОВ
По допустимым основным дозовым пределам устанавтшваются сле-
дующие категории облучаемых лиц:
категория А — персонал;
категория Б -— ограниченная часть населетшя;
категория В — населеъше области, края, республшси, страны.
В порядке убываъшя радиочувствительности установлены три грутшы
критических органов:
1 грутша — все тело, гонады и красный костный мозг;
11 группа — мыцщы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки,
селезенка, желудочно-кшцечньтй тракт, легкие, хрустапшс глаза и другие
органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и III rpynnaM;
III группа -- кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, ло-
дыжки и стопы.
9.2. ДОЗОВЫЕ ПРЕДЕЛЫ ОБЛУЧЕНИЯ, ДОПУСТИМЫЕ
И КОНТРОЛЬНЫЕ УРОВНИ
Для каждой категории облучаемых лиц устанавлшваются три класса
нормативов: основные дозовые пределы; допустимые уровни; контроль-
ные уровъш.
Классификация нормативов поясняется в табл. 9.1.
В качестве основных дозовых пределов в зависимости от грутшы кри-
тических органов для категории А устанавливается предельно допустимая
доза за год (ПЛД), а для категории Б — предел дозы за год (ПД)
(табл. 9.2) .
При определении эквивалентной дозы разтшчных видов ионизирующе-
го излучения с неизвестным спектральным составом следует использо-
240

Таблица 9.1. Классификация облучаемых лиц и основных дозовых пределов,
допустимых и контрольных уровней -
Ограниченная часть населения
(категория Б)
Класс нор-
П г
мативов ерсонап (кате ория А)
Основной дозо- Предельно допустимая доза ПДП Предел дозы ПД
вый предел
Допустимые Предельно допустимое годовое Предел годового поступле-
уровни поступление ПДП ния ПГП
Допустимое содержание ДСА Допустимое содержание ДСБ
Допустимая мощность дозы Допустимая мощность до-
ДМДА зы ДМДБ
Допустимая плотность пото- Допустимая плотность пото-
ка ДППА ка ДППБ
Допустимая концентрация ДКА Допустимая концентрация
ДКБ
Допустимое загрязнение поверх-
ности ДЗА
Контрольные Контрольное годовое поступле- Контрольное годовое поступ-
уровни ние КГПА пение KPH];
Контрольное содержание KC A Контрольное содержание KC];
Контрольная мощность дозы КМДА Контрольная мощность дозы
КМДБ
Контрольная годовая доза внеш- Контрольная годовая доза
него излучения КГДА внецшего излучения КГДБ
Контрольная плотность потока Контрольная плотность по-
КППА тока КППБ
Контрольная концентрация ККА Контрольная концентрация
ККБ
Контрольное загрязнение поверх-
ности K3 А
Таблица 9.2. Дозовые пределы облучения
Дозовые пределы внешнего и внут- Группа критических органов
реннего облучения за год, сЗв
1 II Ш
Предельно допустимая доза для катего- 5,0 15,0 30
рии А ПДД
Предел дозы для категории Б ПД 0,5 1,5 3
П р и м е ч а н и е. Для категории А (за исключением женщин в возрасте до
40 лет) распределение дозы внешнего излучения в течение года не регламентиру-
ется.
вать следующие значеъшя коэффициента качества Q:
Рентгеновское и ‘у-излучения . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Электроны и позитроны, В-излучение . . . . . . . . . . . . . . . . . . 1
Протоны с энергией < 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
Нейтроны с энергией <2О кэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3
Нейтроны с энергией 0,1 — 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10
а-излучение с энергией 10 МэВ . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
Тяжелые ядра отдачи . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
241

При расчете эквивалентной дозы от а-активных остеотропных радио-
нуклидов следует утштывать коэффициент распределения дозы (КР),
характеризующшй влияние неоднородности распределения нуклида в о га-
не (ткаъш) и его канцерогенную эффективность по отношению к 22 Ra.
Для всех а-активных радионуклидов, кроме “°Ra, КР = 5, для “°Ra
КР = 1.
Для планирования мероприятий по защите и оперативного контроля за
радиационной обстановкой с цепью предотвратить превышение дозового
предела должны устанавливаться контрольные уровни поступления радио-
нуклидов, содержания их в организме, мощности дозы излучения, плот-
ности потока, концентрации в воздухе и воде, загрязнения поверхнос-
ти и т.п.
Контрольные уровъш для категории А устанавливаются администрацией
учреждения при обязательном согласовании с органами Государственного
санитарного надзора.
Контрольные уровни для категории Б устанавливаются органаыш Го-
сударствеъшого санитарного надзора по представлеъшю администратши
учреждения.
До установлеъшя контрольных уровней их тшсловые значения принима-
ются равными допустимым уровням, установленным НРБ-76.
В случае сочетанного внешнего и внутреннего облучеъшя и поступления
(содержания) нескольких радионуклидов в оргаъшзм должно вьшол-
няться условие, чтобы сумма отношеншй эквивалентной дозы в данном
критическом органе от каждого вида внешнего излучения к соответствую-
щему значению ПДД и отношений поступлетшя в оргаъшзм (содержания)
радионуклидов к их ПДП (ПГП или ДС в том же органе) не превышала
единицы:
Н. П.
2 ‘+2’
—————-— < 1,
1' ПДД; f ПДП;
где H,- — эквивалентная доза 1'-ro излучетшя в данном критическом орга-
не; — поступление j-ro радионуклида.
При установлении контрольных уровней радиационных факторов эта
сумма должна быть меньше ешаъпацьт.
Для смеси радионуклидов с известным составом числовое значение
ПДП рассгштывается по формуле
п .
ПДП= 100/ 2 I ‚ д
,~ ПДП]
где ПДП — предельно допустимое поступление смеси радионуклидов; п; -
относительное содержание в смеси (по активности) j-ro радионуклида, %;
ПДЩ —~ предельно допустимое поступление j-ro радионуклида.
Аналогично рассчитывают числовые значения ПГП, ДС и ДК смеси
радионуклидов известного состава.
При воздействии внешнего излучения смешанного состава с известным
содержанием отдельных компонент, а также внутреннего облучения дан-
242

ного критического органа от одного или нескольких радионуклидов чис-
ленное значеъше эквивалентной дозы в данном критическом органе рас-
стштывается как сумма эквивалентных доз отдельных компонент.
Аналогично рассчитывается мощность эквивалентной дозы смешанно-
го излучеъшя.
Превышение основных дозовых пределов (ПДД, ПД) и пределов пос-
туплеъшя (ПДП, ПГП) не допускается и является нарушеъшем НРБ-7 6.
Случаи превышения контрольных уровней должны расследоваться, а
вызывающие их причины — устраняться.
9.3. ОБЛУЧЕНИЕ ПЕРСОНАЛА (КАТЕГОРИЯ А)
Для персонала индивидуальная эквивалентная доза за год не должна
превышать значения ПДД, указанного в табл. 9.2 для категории А.
Эквивалентная доза Н, накопленная в критическом органе за время Т
(лет) с начала профессиональной работы, не должна превышать значе-
ния, получаемого по формуле
H=17lUI-T,
где ПДД измеряется в едиъшцах эквивалентной дозы за год.
В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать
12 ПДД.
Если доза, полученная работником за предыдущий период работы с ис-
точниками иоъшзирующих излучеъшй, остается неизвестной, то следует
исходить из предположения, что ранее он получал ежегодно по 1 ПДД,
которая была принята в период его работы. Следует учитывать, что годо-
вая ПДД для 1 группы критических органов составляла до 1960 г. 15 сЗв,
после 1960 г. —~ 5 сЗв.
Для жешцин репродуктивного возраста (до 40 лет) вводится дополъш-
тельное ограничение облучения: доза на область таза не должна превы-
шать 1 сЗв за любые 2 мес.
Таблица 9.3. Допустимое загрязнение поверхности ДЗА, част. /см2 ~ мин)
Альфа-активные нук- Бета_актив_
Объект загрязнения Лиды Hue нук-
лиды
отдельные прочие
т г
Кожные покровы, полотенца, спецбелье, внутрен- 1 1 100
няя поверхность лицевых частей средств индиви-
дуальной защиты
Основная спецодежда, внутренняя поверхность 5 20 800
дополнительных средств индивидуальной защиты
Наружные поверхности спецобуви и дополнитель-
пых средств индивидуальной защиты, использу-
смых в помещениях:
постоянного пребывания персонала 5 20 2000
периодического пребывания персонала 50 200 8000
Специальная одежда 5 20 800
243

Продолжение табл. 9.3.
- 1 к-
Альфа активнь е ну BeTa_aK“m_
Объект загрязнения ШЩЫ “не дую
отдельные прочие Лиды
‘Другие гшдивидуальные средства защиты.
внутренняя поверхность 5 20 800
наружная поверхность 50 200 8000
Поверхности помещений постоянного пребывания 5 20 2000
персонала и находящегося в них оборудования
Поверхности помещений периодического пребь1ва- 50 200 8000
вания персонала и находящегося в них оборудования
Транспортные средства и наружная поверхность 10 10 100
запштньтх контейнеров и охранной тары упаковоч-
ных комплектов радиоактивных веществ
П р и м е ч а н и я: 1. Вне санитарно-защитной зоны нефиксированное загрязне-
ние транспортных средств и наружной поверхности охранной тары упаковочных
комплектов не допускается. 2. Для 9°5т, 9°5т + 9°Y допустимое загрязнение уста-
навливается в 5 раз меньшим; загрязнение тритием не нормируется, так как его
воздействие контролируется по содержанию в воздухе и организме. 3. Для поверх-
ности рабочих помещений, оборудования, транспортных средств, зацштньтх кон-
тейнеров и охранной тары, загрязненных а-активными нуклидами, нормируется
нефиксированное (”снимаемое”) загрязнение, для остальных поверхностей — сум-
марное (фиксированное и нефиксированное) загрязнение. ”Снимаемое” загрязне-
нение определяется методом сухого мазка. 4. К отдельным радионуклидам отно-
сятся а-активные нуклиды, допустимая концентрация которых в воздухе произ-
водственных помещений ДКА меньше 1- 10-14 Ки/л.
По фактической индивидуальной дозе, обусловленной внеппшм и внут-
ренним облучением, персонал подразделяется на две гру1шы:
а) лица, условия труда которых таковы, что доза может превышать
0,3 годовой ПДД; для лиц этой гру1шы обязателен индивидуальный до-
зиметрическшй контроль;
б) лица, условия труда которых таковы, что доза не может превы-
сить 0.3 годовой ПДД; для лиц этой группы индивидуальный дозимет-
рическшй контроль не является обязательным, сохраняется контроль
мощности дозы внешнего излучения и концентрации радионуклидов в
воздухе рабочих помещений. Оценка облучения персонала проводится
по этим данным.
Данные о допустимом загрязнеъши поверхности 113A радтионуклида-
ми приведены в табл. 9.3.
9.4. АВАРИЙНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ ПЕРСОНАЛА
В каждом учреждеъши, где ведутся работы с радионуклидами и други-
ми источншсами ионизирующих излученшй, должны быть разработаны ме-
роприятия, направленные на предупреждение аварийной ситуащш, а также
ликвидацию последствий в случае возникновения аварии.
При возншсновении аваргш должны быть приняты все практически
возможные меры для сведения к минимуму внешнего облучения и пос-
тупления радионуклидов в оргаъшзм человека.
244

Естш потенштальную аварийную дозу внецшего излучения и (или)
поступление радионуклидов в оргаъшзм предвидеть невозможно, то
плаъшруемое переоблучение может быть оправдано шпць спасением лю-
дей, предотвращением крупных аварий И переоблучения большого чис-
ла людей. В каждом отдельном случае необхошамо информировать пер-
сонал о возможном риске такого повышенного облучения.
При осуществлении мероприятшй до ликвидации последствий аварии
плаъшруемое повышенное облучение персонала ограъшчпавается следую-
щшии условиями: допускается внешнее облучеъше или поступление радио-
нукзшдов в организм выше годовой предельно допустимой дозы (ПДД)
или предельно допустимого поступления (ПДП) радионуклидов в 2 раза
в каждом отдельном случае или в 5 раз на протяженша всего периода
работы. В каждом подобном случае персонал должен быть предупрежден
о дополнительном облучении; такое облучеъше допускается только c
письменного разрешеъшя адмиъшстрации учреждения и злачного согласия
исполнителя. Разрешение оформляется выдачей наряда на вьшолнение та-
ких работ с подробным указаъшем перечня и регламента работ и мер
предосторожности.
Увеличение дозы или поступлешидя радионуклидов выше значеншй, уста-
новленных в табл. 9.2, оправдано только тогда, когда нет возможности
применить меры, исключающие “range облучение персонала.
Планируемое повышенное облучение °не разрешается в следующих
случаях:
а) если добавление планируемой дозы к полученной работшпсом ра-
нее превысит значение, установленное по формуле Н = ПДД- Т;
б) если работнш< при аварии mm случайном облучешиш ранее получил
дозу, превышающую годовую ПДД в 5 раз;
в) если работник — женщина в возрасте до 40 лет.
Доза, полученная при плаъшруемом повышенном облученшт, сама по се-
бе не может служить притшной для отстранения данного лица от его обыч-
ной работы. Однако работшпсу, подвергшемуся повышенному облучению,
можно разрепшть продолжать обычную работу только при отсутствии ме-
дицинских противопоказаний.
Каждое аварийное или планируемое повышеъшое облучение при дозе
внешнего излучения не более 2 ПДД должно быть скомпенсировано так,
чтобы в последующем периоде не более 5 лет накопленная доза не превы-
сила значение, определенное формулой Н = ПДД- Т. При дозе не более
5 ПДД внешнее облучение должно быть скомпенсировано так, чтобы в
последующем периоде не более 10 лет накопленная доза не превысила
значение, определяемое по указанной формуле.
В случае повышенного поступлеъшя радионуклидов в организм сле-
дует оценивать активность, поглощенную каждым индивидуумом, и со-
поставлять ее с установленным значением ПДП.
Однократное внешнее облучеъше при дозе свыше 5 ПДП, а также одно-
кратное поступление в организм радионуклидов свыше 5 ПДП должно
рассматриваться как потенциально опасное. После такого воздействия
работнш‹ должен быть направлен на медицинское обследование.
245

СЛУЧЗИ облучения подлежат paccMorpeHmo ДЛЯ ВЫЯВЛЕНИЯ ПРИЧИН И
ПРИНЯТИЯ мер ПО ликвидации ПОСЛСДСТВИЙ аварии И предотвращению ее
ВОЗНИКНОВЭНИЯ В ДЗПЬНСЙШСМ.
9.5. ОБЛУЧЕНИЕ ОГРАНИЧЕННОЙ ЧАСТИ НАСЕЛЕНИЯ (КАТЕГОРИЯ Б)
При облучении лиц категории Б индивидуальная эквивалентная доза
за год не должна превышать предела дозы ПД, указанного в табл. 9.2.
Оценка проводуттся по среднему значеъшю индивидуальной эквивалент-
ной дозы для критической группы лиц категории Б, находящихся на тер-
ритории зоны наблюдения.
Надзор за дозой излучения и поступлением радионуклидов в организм
для лиц категории Б осуществляется установлением контроля радиа-
ционной обстановки по месту их работы и проживания.
По месту работы контролируются мощность эквивалентной дозы
внешнего излучения и концентрация радионуклидов в воздухе рабочих
помещений и на территории.
По месту проживания контролируются доза внецшего излучения и пос-
тупления B оргаъшзм радионуклидов с воздухом, водой и рационом.
Если по результатам длительного наблюдения установлено, что облуче-
ние критической грутшы лиц категории Б не превышает 0,1 ПД, то радиа-
ционный контроль за облучением ограниченной части населения по согла-
сованию с органами Государственного санитарного надзора может быть
сокращен при обязательном сохраненгш радиационного контроля за источ-
ъпшами выбросов в атмосферу и сбросов в водоемы.
Пределы годового поступления ПГП радионуклидов через органы
дыхаъшя и пищевареъшя для лиц категории Б и допустимые концентрации
радтионуклидов в атмосферном воздухе и воде ДКБ приведены в
табл. 1-3 НРБ-76.
В основу расчета допустимой концентрации (ДК) радионуклидов в
пищевых продуктах принимается значение ПГ П через органы пищеваре-
ния, распределяемое по отдельным компонентам рациона, включая воду
(при этом должно быть учтено поступление раттионуклида через органы
дыхаъшя).
Допустимые концентрации ратшонуклида в атмосферном воздухе и
воде рассчитаны исходя из условия поступпеъшя его в организм только
с вдыхаемым воздухом или питьевой водой соответственно. При этом не
учитывается накопление радионуклида на местности и миграция по биоло-
гическим цепям. Поэтому значеъшя ДК для шиш категории Б не должны
непосредственно применяться в качестве нормативов для природных сред
(воды открытых водоемов, воздуха населенных пуш<тов). Ихследует
использовать как исходные значеъшя при установлении соответствующих
контрольных уровней.
Для установления контрольной концентрашш радионуклида в воде
водоемов используется допустимая концентрация радионукзшда в воде,
приведенная в табл. 1 (графа 10) НРБ-7 6 с учетом миграции радионукли-
да по пшцевым цепочкам и коьп<ретного использования водоема (рыбо-
246

водство, рыболовство, поливное земледелие, водопой скота, излучение
от заливаемой поймы и т.п ).
Для установлеъшя контрольной концентрации радионуклида в атмос-
ферном воздухе используется допустимая концентрация радионуклида
в воздухе с учетом ьшграции радионуклида по биологическим цепям и
внешнего излучения, возьшкающего в результате накопления его на
местности.
Для лиц категории Б допустимое загрязнение поверхности на террито-
рии учреждеъшя и в его помещениях устанавливается равным 0,1 соответ-
ствующего значения для персонала, приведенного в табл. 9.3.
9.6. ОБЛУЧЕНИЕ НАСЕЛЕНИЯ (КАТЕГОРИЯ В)
Ограъшчение облучеъшя населения (категории В) определяется воз-
можным возъшкновеъшем отдаленных эффектов и генетических послед-
ствий. Регламентация и контроль за облучением категории В относятся
к коштетеншш Миъшстерства здравоохранеъшя СССР.
В случае ратшационной аварии Главным санита но-зпидемиологичес-
ким управлением Министерства здравоохранения СС исходя из мас-
штаба аварии устанавливаются временные допустимые уровни облуче-
ния и допустимое поступлеъше радионуклидов внутрь организма.
Во всех случаях необходимо принимать меры по ограъшчеъшю облуче-
пия населения съшжением дозы излучения у отдельных лиц и ограничению
числа лиц, подвергающихся облученшо. В частности, необходимо ограни-
чшзать облучение при медицинских рентгене-радиологических исследова-
ниях населения, особенно беременных женщин, детей и подростков.
В целях охраны населения и окружающей среды необходимо прини-
мать меры по предупреждению и ограничению образоваъшя радиоактив-
ных отходов и максимальному съшжению активности, удаляемой учреж-
дением во внешнюю среду.
ГЛАВА 1 0
НЕОТЛОЖНАЯ ПОМОЩЬ ПРИ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ
В результате широкого использования радиоактивных веществ и дру-
лих источъшков ионизирующего излучеъшя в различных отраслях народ-
пого хозяйства неуклонно расцшряется число лиц, работающих с этими
источниками или имеющими с ъшми контакт. Проводимые саъштарно-
яигиенические мероприятия по улучшению условий труда работающих с
ионизирующими излучеъшями и строгое соблюдеъше Основных санитар-
пых правил работы с источниками ионизирующего излучеъшя, ведомствен-
пых правил и инструкцшй способствуют снижению дозы профессионально-
I о облучения и предотвращению облучения в повышенной дозе.
Однако в отдельных случаях в результате грубого нарушения рабо-
тающими правил работы с радиоактивными веществами и другими ис-
ючшишами ионизирующего излучения могут возникать аварийные си-
гуацгш, приводящие к облучению в повышенной дозе.
247

Анализ опубликованных в шатературе сведеншй об аварийных ситуа-
циях показывает, что острые лучевые поражения в основном обусловле-
ны воздействием внешнего 7- и (или) нейтронного излучения. Внутрен-
нее облучеъше вследствие поступлеъшя в организм радиоактивных ве-
ществ, как правило, не приводит к острым поражениям, за исключе-
ъшем случаев, когда люди находятся в замкнутых ограничеъшьтх прост-
ранствах. Но и тогда скорее происходит комбиъшрованное внешнее (пре-
имущественно за счет радиоактивных благородных газов) и внутреннее
Таблица 10.1. Краткая характеристика острой лучевой болезни при общем сравиитель
Доза из-
лучения, острой лу-
Степень
Начало проявле-
ния первичной
реакции после
Характер первичной
реакции латентных-т период
Гр 2:2: 6°‘ облучения L
1-2 Легкая (1) Через 2-3 ч. несильная тоцшота с До 4 - 5 нед
Первичная ре- ОДНО-ДВУКРЗТНОЙ рво-
акция выраже- той, стихает в день
на не всегда воздействия
(в 30-50 %)
случаев)
2-4 Средняя (11) Через 1-2 ч у Рвота 2-3 раза, сла- 3-4 нед
70-80 % по- бостъ, недомогание,
страдавших, тогда субфебриль-
длится до ная температура
1 сут
4-6 Тяжелая Через 20-40 Многократная рвота, До 10-20 сут
(111) мгш, длится значительное недо- Однако Уже С Первой
до 2 сут мотание, температу- Недели ВОЗМОЖНЫ ПРО‘
ра тела до 38 °С‚ явления орофарин-
геального сштдрома;
поражение слизистой
рта, пшеремия, эро-
зия слизистых рта
и зева, эритема кожи
Бо- Крайне тя-
лее 6 желая (IV)
(6-10) Переход- Через 20-30 Эритема кожи и сли- Выражен нечеткщ
ная форма мин, длится зистых, жидкий стул, при некотором
до 3-4 сут температура тела 38 °С улучшении состоя-
и выше ния, к 3-4-м сут
сохраняется слабость,
быстрая утомляемость
присутствуют призна-
ки поражения сли-
зистых рта и глотки
Бо- Чрезвычайно редко встречающиеся
лее 10
248

облучеъше с апплгжашаей В-‚
участках слизистых [1, 2] .
При кратковременном внешнем облучении можно выделить следую-
щие виды воздействия и формы лучевой болезни: общее внецшее облу-
чеъше с различной степенью равномерности распределеъшя дозы в объе-
ме всего тела, приводящее к острой лучевой болезъш; локальное луче-
вое поражение; сочетанное лучевое поражение, возшишающее в результа-
те воздействия нескольких рашаационньтх факторов (общее внешнее
но равномерном облучении [4]
7-ЗКТИВНЫХ ВВЩВСТВ на КОЖС И ОТКРЫТЫХ
Период раз- Изменение перифериче-
Клиническая реакция
тара острой ской крови в период в период разгара ЗЁЁДСТВИЯ °блу' /
лучевой бо- разгара заболевания
пезни а
На 5—7-й Снижение числа лейко- Могут выявляться Как правило, 100%-нос
нед цитов до 1,5 —3 тыс. в астенические явпе— выздоровление и при
1 мм ‚ тромбоцитов —- НИЯ отсутствии лечения
до 40-100 тыс. в
1 ммз, ускорение СОЭ
до 10-25 мм/ч
На 4-5-й Снижение числа лейко- Возможны инфек- Выздоровление насту-
нед цитов крови до О,5— пионные осложне- пает у 100 % при усло-
1‚5 тыс. в 1 ммз, тром- ния, кровоточи- шиш лечения
боцитов — до 20— вость, астеничес-
40 тыс. в 1 ммз. Раз- кий синдром
вивается агранулоци- '
тоз, повышение СОЭ
до 25-40 мм/ч
2-5 нед Падение гранулоцитов Лихорадка носит Выздоровление возмож-
до 100-500 клеток в выраженный харак- но у 50-80 % при усло-
1 ммз, тромбоцитов тер, наблюдаются вии специализирован-
до 10-30 тыс. в 1 ммз, тяжелые инфекпи- ного лечения
СОЭ — 40-80 мм/ч онные и геморра-
гические осложне-
ния
С 8-—12-х Развивается картина Могут выявляться Выздоровление у 30-
сут тяжелого поражения ор- кишечные наруше- 50 % возможно mum.
ганов кроветворения
c исчезновением из кро-
ви нейтрофилов и тром-
боцитов
случаи со 100% смертельных исходов
ния; одно-двукраъ при условии раннего
ный жидкий стул, лечения в специализи-
другие диспепти- ров анной клинике
ческие расстрой-
ства
249

облучение и Инкорпорация радшоактивньтх веществ, локальное и общее
облучеъше и т.д.); комбиъшрованное поражение (одновременное дейст-
вие радиационных факторов с факторами нерадиационной природы) [3].
Общее облучение вызывает в оргаъшзме человека ряд изменений в сос-
тоянтш его здоровья, характеризующих ту или иную форму острой луче-
вой болезни. Однако такие формы возникают только при облучеъши в
сравъштельно больпшх дозах. Лица, подвергпшеся воздействию 7- или
коротковолнового рентгеновского излучения в дозе до 1 Гр, по обще-
му состоянию, как правило, не высказывают жалоб на свое самочувст-
вие И не нуждаются в медицинской помощи. При радиационном воздей-
ствии в дозе до 0,25 Гр при обычном клиническом обследовании не вы-
являются какие-либо отклонения в общем статусе I/1 анализах крови.
Только при специальных исследованиях к концу 1-х сут после облучения
у сравнительно большой группы пострадавцшх могут быть выявлены
изменеъшя в митотической активности костного мозга и увеличение чис-
ла хромосомных аберраций лимфоцитов. При облучении в дозах 0,25 —~
0,75 Гр в ранние сроки отмечаются не очень резко выраженные измене-
ъшя в картине крови (снижение общего количества лимфоцитов), а в
более отдаленные сроки (на 3—5-й нед) — умеренное уменьшение числа
пластинок и нестойкая лейкопения. Четко выраженные сдвиги наблю-
даются в первые 3 сут после облучения в митотической активности и час-
тоте хромосомных аберраций в клетках костного мозга. Следует под-
черкнуть, что все указанные выше отклонения от нормы могут быть вы-
явлены лишь при обследовании сравнительно больцшх групп облучен-
ных лиц [З] .
Тштичная форма острой лучевой болезни наблюдается при общем срав-
нительно кратковременном облучении в дозах 1 Гр и более. Краткая ха-
рактеристика различных форм острой лучевой болезни при общем сравни-
тельно равномерном облучении приведена в табл. 10.1. Выделяют четыре
основные фазы формирования острой лучевой болезъш: первичная общая
реакшитя; латентный период, когда отмечается видимое клиническое бла-
гополучие; период разгара острой лучевой болезни или выраженных кли-
нических проявлений и восстановление.
При часто встречающихся на практике случаях одностороннего воз-
действия у-излучеъшя, когда источъшк находится либо в руках человека,
либо на некотором расстоянии от него, не происходит равномерного облу-
чеъшя всего тела пострадавшего вследствие существенного перепада дозы
по глубине и высоте тела, причем чем меньше расстояъше до источника,
тем больше эта неравномерность. На значительную неравномерность об-
лучения часто оказывают влияъше положеъше и поза человека, экраниро-
вание отдельных участков тела стоящими вперешт него предметами (стул,
стол, приборы и оборудование). В этих случаях возможно развитие ло-
кальной формы лучевого поражения либо комбинированное общее об-
лучение с более выраженным локальным облучением отдельных сегмен-
тов тела, рук, головы, туловища [4] .
При радиационных авариях не всегда могут быть получены данные об
индивидуальных дозах облучения, измеренных с помощью специальных
аварийных дозиметров. Поэтому крайне важной информацией для кли-
250

ницистов при определеъши в ранние сроки тяжести заболевают являют-
ся данные о времени возъшкновения первичной реакшаи. Если первичная
реакшитя отсутствует, можно стштать, что доза облучения не превышает
1 Гр. Принято считать, что если рвота появилась в первый час, течение
лучевой болезни будет тяжелым, в первые 2-3 ч -— средней тяжести,
в 1-е сут — средней и легкой тяжести [3]. В табл. 10.2 приведены кли-
нические признаки, прогнозирующие значительную тяжесть течения ост-
рой лучевой болезни и сроки ее выявлеъшя при общем и неравномерном
облучении.
Для оценки тяжести лучевого поражения крайне важно собрать и за-
фш<сировать [вначале на ленту магнитофона или отдельный лист бума-
ги, а затем в специальную медицинскую карту (табл. 10.3)] всю первич-
ную информацию об условиях аварийной ситуации, которую следует по-
лучить от самого пострадавшего (пострадавцшх) и очевидцев аварии.
В первую очередь необходимо иметь первичные сведения об условиях
аварийного облучения, характере облучештя (общее, локальное облуче-
ние, поступление радиоактивных веществ в оргаъшзм, комбиъшрованное
поражеъше и т.п.). В случае внешнего облучеъшя необходимо стремиться
получить подробную информацию о положении пострадавшего во время
облучеъшя, расстоянгш от источника до различных участков тела, време-
ни радиационного воздействия. При расчете дозы на голову, руки необ-
ходимо утштывать вероятное изменение .их положения относительно ис-
точнш<а излучения.
О всех случаях радиационных аварий администрация предприятия
или служба радиационной безопасности должны немедленно сообщить
в радиологическую группу (отделение) респубзшканской, областной
или городской санитарно-эпидемиологические станции (СЭС), осущест-
вляющей радиационно-гигиеническшй надзор за проведеъшем работ с ра-
диоактивными веществами и другими источнгшами иоъшзирующего излу-
чеъшя на данном предприятгш. Сотрудники СЭС совместно с представи-
телями службы радиационной безопасности и адитинистрации проводят
предварительное гигиеническое расследование дашюй аварийной ситуа-
ции (табл. 10.4).
На основаъши полученных данных к коъщу 1-х сут рассчитывается
и предварительно оценивается максимальная доза излучения для наибо-
лее важных участков тела (головы, конечностей, груди, живота). Это
позволит специалистам дать прогноз возможного радиационного пора-
жения и наметить клиницистам тактику лечения пострадавшего.
Сразу после аваршйного облучения или подозрения, что даштый со-
трудъшк мог подвергнуться радиационному воздействию, определяют
показания индивидуальных дозиметров, если они были. Эти показания
дополняются и проверяются другими данньтш, характеризующиыш ра-
диационную обстановку в момент аварии. Если пострадавцпипй находил-
ся в поле нейтронного излучения, во всех случаях проводится оценка
дозы по измерению наведенной активности “Na B теле [во всем теле -
с помощью спектрометров излучеъшя человека (СИЧ) в спешитализиро-
ванных лабораториях или в крови — с помощью радиометрических или
у-спектрометрических методов]. Определяя содержание 35S и “Р -
251

Таблица 10.2. Клинические признаки, прогнозирующие значительную тяжесть течения
общем неравномерном облучении [4]
Время
Клинические признаки поражения при опреде
после об-
лучения Ьобпше, независяпше от
локализации преиму-
2. конечностей
щественногс облучения
3. живота
24 ч 1.1. Лейкоциты - бо-
лее 20- 103 клеток в
1 мкл.1.2. Пимфопе-
ния — менее 0,5 -103
клеток в 1 мкл.
1.3. Температура тела
более 38 °С
72 ч 1.4. Пимфопения —
0,2-103 клеток в
1 мкл и менее
1.5. Стойкая лим-
фопения
8 сут
2.1. Проявление первич-
ной эритемы в первые
5 ч, ее нарастание и при-
соедгшение отека
2.2. Сохранение или на-
растание эритемы и
отека
2.3. Появление пузырей
2.4. Наличие выражен-
ной вторичной эрите-
мы, отека и пузырей
3.1, 4.1, 5.1. Несоответ
позднему ее началу (на
воздействия)
3.2. Первичная эритема
кожи живота, возник-
шая в первые 6-12 ч
3.3. Понос
3.4. Повторные рвоты,
отсутствие аппетита
3.5. Стойкая эритема
кожи живота \
3.6. Дискомфорт, бо-
ли в ясивоте, атоничес-
кий запор или понос
(эритема может
отсутствовать
3.7. Вторичная эритема,
отек, пузыри и т.д.
1.6. Нейтропения
менее 1 - 103 Кле-
ток в мкл
продуктов активашш в волосах, одежде и некоторых предметах, находив-
цшхся в карманах пострадавшего, можно получить дополнительную ин-
формацию об ориенташш отдельных участков тела относительно источ-
ъшка излучения. Весьма ценную информацию о локальных дозах нейтрон-
ного и ‘у-излучеъшя и их распределены: по телу пострадавпшх можно по-
лучить в специальных лабораториях при измереъши интенсивности радио-
люмштесценции (дшолюышнесценщш) mm электронного парамагъштного
резонанса от образцов одежды, которая была надета на пострадавшем
во время облучеъшя, документов, волос, ногтей и т.д. Поэтому все эти
вещи и материалы (включая одежду и нахошавцшеся в карманах метал-
лические предметы, кольца, монеты) должны быть доставлены в спе-
циализированную клиъшку вместе с пострадавцшм, есдш предполагает-
ся, что доза излучения составляет более 1 i 1 Зв [5] .
В тех случаях, когда индшвидуальньте аварийные дозиметры отсут-
ствовшш и нет реальной возможности получить информацию об mum-
видуальных дозах излучения пострадавпшх, проводят модедшроваъше дан-
нон радиационной аварии. Это можно сделать, есдш пцательно реконструи-
252

острой лучевой болван и сроки их выявления при
ленной локализации преимущественного облучения
Примечание
4. груди 5. головы
ствие значительной выраженности первичной реакции Значительная выражен-
пример, неукротимая рвота, начавшаяся через 3 ч после ность признаков 3.3. и
5.4 или их сочетание
4.2. Первичная эритема 5.2. Первичная эритема прогнозируют крайнюю
кожи груди, возникшая кожи лица, возникшая в тяжесть поражения с ле-
в/первые 10- 12 ч первые 3-4 ч тальным исходом
4.3. Тахикардия (более 5.3. Изменение реэнцефло- в раъшие сроки
100 ударов в 1 мин). Ар- граммы (РЭГ)
териальная гипотензия, 5.4. Нарушение сознания
изменения на электрокар
диограмме (ЭКГ)
4.4. Стойкость или нарас- 5.5. Продолжительная пер- Значительная выражен-
тание признаков 4,2 и 4.3 вичная реакция (головные ность 1.4 (лимфоциты —
(их исчезновение или боли, общая слабость, пре- нуль!) прогнозирует уг-
уменьшение еще не свиде- ходящие изменения элект- рожающую яшзни тя-
тельствует о легкости те- роэнцефалограммьх (ЭЭГ) жесть. Значительная вы-
чения) и РЭГ раженность 2.3 прогно-
5.6. Стойкая эритема зирует угрозу ранней
лица ампутации
4.5. Тахикардия (более 5.7. Орофршеазтьньтй син- Признак 3.7 прогнози-
100 ударов в 1 мин), арте- дром c 5I3BeI-II-ILIMPI изме- рует крайнюю тяжесть
риальная гипотония, нениями, признаки пора- поражения кшпечника
изменения на ЭКГ жения глаз
Таблица 10.3. Карта медицинского обследования [4]
1. Время осмотра (дата, час)
2. Фамилия
3. Имя
4. Отчество
5. Возраст
6.Характер воздействия (общее внецшее, локальное, сочетанное, внутреннее,
комбинированное — ожог, травма) (подчеркнуть)
7. Время облучения (дата, час)
8. Максимальная доза облучения (общая, локальная), метод ее получения (ИДК,
расчетный)
9. Ранние и наиболее значимые для диагностики симптомы:
T0’-HHOT3 Для каждого из них вре-
Рв°Та мя появления, выражен-
п°н°° ность и длительность
Слабость
ПОВЫШСНИС температуры тела
253

Продолжение табл. 10.3.
Головная боль
Менингеальньте симптомы
1О.Первичная реакция кожи, слизистых
Локализация
Сроки появления
Выраженность я
11.Состояние слизистых
Рта
Глаз
12.Данные пальпации органов брюцшой полости
13.Характер стула
14.Частота пульса
15.Клинический анализ крови (дата, час)
Количество лейкоцитов
Количество лимфоцитов
16.Рвотные массы (количество, время появления)
17 . Промывные воды
Порция мочи (объем, сроки забора)
Порция или общее количество кала (масса, сроки забора) при наличии самосто-
ятельного стула или при клизме )
1 8. Предварительный диагноз
19.Срочные рекомендации и проведенные неотложные мероприятия
Дата составления медкарты
Подпись врача
Таблица 10.4. Карта предварительного гигиенического расследования [4]
1.Фамилия‚ имя, отчество пострадавшего
2.Возрасть
3. Профессия
4. Специальность, стаж работы
5. Учреждение
6. Город, область
7. Дата происшествия (день, час)
8. Дата расследования (день, час)
9. Обстоятельства происшествия
Характеристика технологического процесса, рабочих операций
Характеристика источника излучения (для радионуклидов — вид излучения, энер-
гия, выход, период полураспада, активность, гамма—постоянная; для рентге-
новских установок и ускорителей заряженных частиц — напряжение, ток, фильтр,
мишень)
Время контакта и расположение пострадавшего по отношению к истогшику излу-
чения (рисунок, план c указанием расстояний и размеров, планировка основно-
го и смежных помещений)
Радиационная обстановка в обычных и аварийных условиях
Размещение источника, эффективность защиты
Использование средств индивидуальной защиты
Наличие и показания дозиметрических приборов, ИДК
Учет и хранение радиоактивных веществ
Системы блокировки, их исправность, использование
Дата прохождения сотрудниками последнего инструктажа по технике безопасности
254

Продолжение табл. 10.4.
10. Предварительное закшочение (облучение внешнее, общее или локальное внут-
реннее, поступление радиоактивных веществ в организм через органы дыхания,
пищеварения, поврежденную кожу или аппликация на коже, слизистых)
11. Ориентировочная максимальная доза (общая, местная) , метод ее определения,
предполагаемая погрецшость оценки дозы
Подписи специалистов (по радиационной гигиене и дозиметрии)
Подписи представителей администрации предприятия, милиции
‚ц ‚_
'1
p0Ba'I'b положение пострадавшего во время аваргш, время возможного ра-
диационного воздействия, используя при этом соответствующие радио-
метрические mm у-спектрометрические приборы, дающие возможность
полутшть достоверную дозиметрическую информацию.
Объем исследоваъшй по моделированию радиационной аварии зависит
от реальной возможности провести такую работу, состояния или налитшя
источника излучетшя (будь то критическая сборка, ядерный реактор,
ускоритель заряженных частиц, рентгеновская установка, радиоизотоп-
ный прибор или просто закрытый источшш излучеъшя) , квалификации’
персонала, наличная необходимых дозиметрических и спектрометричес-
ких приборов. Когда активность источника велика и не представляется
возможным провести измерение дозы (мощности дозы) на небопьпшх
расстояъшях от него (например, при моделировангш аварийного облуче-
Hm: пальцев рук, когда источник находился непосредственно в руках
пострадавшего), необходимо измерить мощность дозы (дозу) на боль-
щих расстояъшях от источника (желательно в нескольких тотжах, на раз-
личных расстояъшях от источника), что позволит уже расчетным путем с
достаточной степенью точности оценить дозу излучеъшя в соответствую-
щих участках тела пострадавшего. Для получения информашш о глубин-
ном распределентш дозы 7- И нейтронного излучения и спектров нейтро-
нов на передней и задней относительно положения источнш<а излучения
поверхностях тела человека целесообразно использовать фантомы тела
человека или его отдельных частей (головы, конечностей, торса). Более
детальную информацию об исследованы: радиационной обстановки на
месте аварии, моделироваъши радиационной аваргш можно найти в мо-
нографгш С.Н. Крайтера ”Дозиметрия при радиационных авариях”, М.:
Атомиздат, 1979 г.
Перечень и сроки необходимых лечебно-диагностических мероприя-
тий при различных аварийных ситуациях приведен в табл. 10.5.
При возможном поступлеъши радиоактивных веществ в оргаъшзм не-
обходимо иметь информацию о пути их поступления (через органы дь1-
хания, пищеварения, поврежденную или неповреждеъшую кожу) и mm-
TBIIBHOCTPI поступления, физико-химическом состоянтш (форма соешше-
ния, валентность, агрегатное состояъше: жидкость или твердый аэро-
золь, газ, пар, дисперсность и т.д.). На основашш предварительных дози-
метрических, радиометрических данных следует оцеъшть предполагаемое
количество радионуклида, поступившего в организм. Для этих целей
важное значеъше могут иметь сведения об общем количестве радиоактив-
255

Таблица 10.5. Перечень и с оки лечебно-диагностических мероприятий
при различных ситуациях 3, 4]
Срок, ч Общее внешнее облуче- Локальное внешнее Поступление нук-
ние облучение лида
О-б 1. Неотложная помощь -— 1. Оказание первой 1. Исследование внешне-
6-48
48-72
После
7 2
по клиническим показа-
ниям (шок, коллапс,
отек мозга, нарушение
дыхания) лечение пер-
вичной реакции Осмотр врачом
2. Опрос пострадавшего -
об условиях облучения,
снятие показаний индиви-
дуального дозиметра
неотложной помощи
ная госпитализация
3. Ориентировочная
оценка максимальной до-
зы на тело
3. Ориентировотшая
оценка локальных
доз
4. Осмотр врачом (см.
табл. 10.3) . Проверка
показаний приборов и
сопутствующих предме-
тов в случае облучения
нейтронами. Оценка ло-
кальных доз облучения
5. Определение на СИЧ
содержания в организме
активированных био-
элементов (при облуче-
нии нейтронами)
6. Взятие крови для
клинического и карди-
ологического анализа
4. Осмотр врачом
5. Фотография участ-
ка поражения, назна-
чение лечения (мест-
ного)
6. Печение местного
лучевого поражения
7. Оценка максималь- —
ных доз от различных
радиационных факто-
ров и их распределения
по телу
8. Анализ данных первой
клинико-лабораторной
информации. Выбор ле-
чебно-профилактических
мероприятий на ближай-
шие 3-7 сут
9. Формирование прог-
ноза течения и лечебной
тактики на весь острый
период заболевания
Проведение полного объ-
ема лечебно-диагности-
ческих мероприятий,
оценка динамики фор-
мирования доз и прог-
ноз поражения
при дозах 1,2 It 1,2 Гр.
ГО загрязнения, НВОТЛОЖ-
ПО показаниям, СРОЧ- HOB лечение
2. Снятие одежды, обмы-
вание, промывание раны,
ограничение распростра-
нения нуклида по телу по-
страдавшего
3. Отбор проб биосубстра-
тов (смыв и мазки из но-
са и рта, пробы мочи и
кала)
4. Измерение на СИЧ для
установления инкорпора-
ции ‘у-излучающих нукли-
дов (критические органщ
места поступления)
5. Осмотр врачом
6. Диагностическое одно-
кратное введение хелата
(пенташша) при поступле-
Hun нукдшдов трансурано-
вых элементов для Ри, Am
7. Определение показаний
и проведение этиотрошюй
терапии (иссечение раны) ;
повторное измерение на
СИЧ, анализ динамики вы-
ведения радионуклидов
8. Проведение лечебных ме-
роприятий (этиотропная
терапия)
9. Уточнение динамики
формирования доз в кри-
тических органах

ного вещества на рабочем месте пострадавшего ища при проведении
технологической операции, даъшые о радиационной обстановке в это
время, показатшя стационарных приборов радиационного контроля.
ИДК, степени радиоактивного загрязнеъшя воздуха, если такой контроль
проводился. Необходимо с помощью альфа-бета-ратциометров проветси
измереъше степеъш загрязнения одежды и тела пострадвавшего, провести
отбор и анализ биопроб: мочи, крови, кала, рвотных масс, промывных
воды и т.д. (см. табл. 10.3). Удостоверивцшсь в отсутствии внешнего
(поверхностного) загрязнения, следует с помощью имеющихся в лабо-
ратории радиометров, предназначенных для измереъшя уровней естест-
венного радиационного фона (например, радиометра паша СРП-6О-Э),
провести радиометрию тела человека. Для этой цели блок детектирова-
ния необходимо последовательно поднести к области расположения щи-
товидной железы, грудной клетки и хсивота. Если показаъшя прибора
будут на 25-—30 % достоверно отличаться от показаъшй прибора при изме-
рении заведомо тшстого человека или естественного радиационного фона,
можно предполагать, что произошло поступление радиоактивных ве-
ществ — у-излучателей в количестве, примерно равном одному ПДП.
При этом важно иметь в виду, что даже очень небольшое загрязнение
поверхности тела или одежды радиоактивными веществаиш может при-
вести к неправильным оценкам [6].
В случае острых отравлеъшй радиоактивными веществами основную
роль играет своевременная (неотложная) медицинская помощь, вклю-
чающая (при наличии соответствующих показаний) симптоматическое
лечеъше и этиотропную терапию.
В зависимости от класса соединений радионуклидов лечеъше вклю-
чает:
1) блокирование (фиксацию в первичном депо) или упалеъше рашао-
нуклида с места поступления, например введеъше препаратов, содержа-
щих стабильный йод при поступлеъши радиоактивных изотопов йода;
2) захват mm перехват радионуклида в крови (циркуляшш и рецир-
куляция), например введение 5 %-ного раствора пентацина при перо-
ральном поступлении плутония;
3) блокироваъше в депо и захват нукдшда из органа максимального
депонирования (например, наложение жгута на поврежденную конеч-
ность при раневом поступленгш больпшх кошигчеств растворимых соеди-
нений плутоъшя -— более ДСА) внутривеъшое введеъше 5 %-ного раство-
ра пентацина, в случае необходимости (по дозиметрическим показаниям)
хирургическое вмешательство (иссечеъше раны в возможно короткие
сроки);
4) ускореъше выведения радионуклида, например введеъше ферроци-
на при поступлеъши в оргаъшзм 1 3 7Cs.
Основные симптомы острого отравлеъшя некоторыми рашаоактивттьл-
ми веществами ища химическими соединениями, встречающиышся при
работе предприятий и учреждешипй ядерного топшавного цикла, приве-
дены в табл. 10.6. Подробные сведения о мерах оказаъшя помощи при
острых отравлеъшях радиоактивными веществами можно найти в моно-
9 Зак 559 257

Таблица 10. 6. Основные симптомы острого отравления некоторыми
радиоактивными веществами или химическими соединениями [П
Элемент, радионуклид,
OCHOBHLIC CKMHTOMBI ОСТРОГО ОТРЗВПСНИЯ
ХИЫКИЧВСКОВ СОВДИНЗНИВ
Бериллий, окись бериллия, При вдыхании соединений бериллия развивается острая
фтористый бериллий, фтор- форма отравления (по типу литейной лихорадки). Озноб,
окись бериллия повышение температуры. Боли в области груди. Кашель.
Одышка, Цианоз. Возможен отек легких. При воздейст-
вии на глаза — коньюктивиты, отек кожи век. Кожные по-
ражения: аллергические дерматиты с последующим
изъязвлением
Кадмий, окись кадмия, При поражениях токсическими дозами — резкая блед-
соли кадмия ность, похолодание конечностей, сладкий вкус во рту, сшо-
нотечение, слабый пульс, тошнота и частая рвота, повыше-
ние температуры, понос с кровянными испражнениями,
колики, частые позывы на мочеиспускание. Моча темно-
го цвета. Эритроцитоз. Тромбопения
Литий, дейтерит лития, При попадании на кожу и слизистые соединений лития
гидрит лития возможны ожоги, близкие по характеру поражения к
ожогам едкими щелочами. Общая слабость, головокру-
жение, мышечная слабость, дрожь, тремор рук. Конъюн-
ктивит, катар верхних дыхательных путей. желудочно-
кишечные расстройства. Ослабление сердчечной деятель
ности, сгущение крови, эритроцитоз (нормохромный) ,
повышенное выделение с мочой натрия
Плутоний Ранние признаки поражения могут полностью отсутство-
вать. Позже — желудочно-кишечные расстройства, лейко-
пения‚ геморрагический синдром. Дистрофические изме-
нения в паренхиматозных органах
Полоний Симптомы первых признаков поражения (ранняя луче-
вая реакция) могут отсутствовать. Наиболее ранние из-
менения выявляются в капиллярах кожи, в функции фер-
ментных систем печени (изменение содержания альдола-
зы в сыворотке крови, переходящая билирубинемия)
Тритий Ранние признаки поражения: общая слабость, головная
ООЛЬ, СОНЛИВОСТЪ, ПОЗЖЭ ' катар верхних ДЫХЗТЭЛЬНЫХ
ПУТЗЙ, НОСОВЫВ КРОВОТСЧЗНИЯ, ПИМФОПСНИЯ, ПОВЫШЕНИЕ
температуры
Уран, соли урана, соли Ранние признаки отравления —головная боль, рвота, сла-
уранила бость. Быстро развиваются явления острого поражения
почек, протекающие по типу токсического нефроза-неф-
рита, часто без повышения артериального давления, не-
редко с некротическим компонентом. Развиваются по-
ражения паренхиматозных органов, особенно печени
(гепатит). Лейкоцитоз. Повышение температуры тела.
ЗатрУдНение дыхания. Ослабление сердечной деятель-
ности. В моче - лейкоциты, белок, цилиндры, эритро-
циты. Олшурия. В тяжелых случаях — анурия
Уран шестифтористый Отравление шестифтористым ураном происходит по ти-
пу химического ожога. Сильное раздражение слизис-
тых дыхательных путей, резкая слабость, загрудинные
боли, кашель, мокрота серо-зеленого цвета с примесью
крови, одышка, раздражение глаз, омертвление эпителия
роговицы. В дальнейшем - поражение почек, печени и
других органов, так же как и при отравлении солями
урана. При попадании на кожу — ожоги
258

графгш ”Неотложная помощь при острых рашаашаоштьш воздействиях”,
авт. В.П. Борисов, В.Ф. Журавпев, В.А. Иванов и С.Ф. Северин. М.: Атом-
издат, 1968.
Г1Ъ4ВА 11
СТ АТИЧЕСКАЯ ОБРАБОТКА РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ
1 1.1. ПОГРЕШНОСТ И ИЗМЕРЕНИЙ
В результате измерений всегда получается приближенное значеъше из-
меряемой физической велитшны. Отклонение измеренного от истинного
значения определяет погрешность измереъшй. Так как истинное значе-
ъше неизвестно, не представляется возможным указать точное отклоне-
ъше измеренного значеъшя от истинного. Поэтому погрешности измере-
Hm": тоже являются приближенными и, следовательно, определяются с
некоторой погрешностью. Чем меньше погрешность, тем выше точность.
Требования к точности при определеншт погрецшости измеренш71 значи-
тельно менее жесткие, чем требования к точности при нахождении изме-
ряемой вешигшньт.
Различают случайные и систематические погрешности. Систематичес-
кая погрешность чаще всего остается постоянной на протяжении всей се-
рии измереншй. Важшяй источнш< систематических погрецшостей - по-
грешности измерительной аппаратуры, например неточно установленное
нулевое положение стрелки измерительного прибора, неточно градуиро-
ванный прибор и т.п. Систематические погрешности могут также возник-
НУТЬ, СОЛИ УСЛОВИЯ ЭКСПЭРИМСНТЗ ОТЛИЧЗЮТСЯ ОТ заданных ТСОРИСЙ, а ПО-
правок на ЭТО НССООТВСТСТВИЭ не сделано.
Систематические погрешности могут носить и субъективный характер.
Систематическая погрешность может быть либо положительной, либо
отрицательной; это означает, что экспериментальные результаты оказы-
ваются либо завышенными, либо заниженными против правильных зна-
чеъшй. Однако знак систематической погрешности не меняется и при по-
вторных измереъшях. Повторные измерения с тем же прибором не позво-
ляют обнаружить и устраъшть систематическую погрешность. Системати-
ческие погрешности, как правило, не поддаются математическому анали-
зу, и нельзя указать общих приемов их выявлеъшя и устранеъшя. Гаран-
тией отсутствия систематических погрецшостей является безупречное
вьшолнение правил эксплуатации и градуировки измерительнои аппа-
ратуры, грамотное обеспечение условий эксперимента, дшчный опыт экс-
периментатора.
Случайные погрешности всегда вознш<ают при измереъшях. OHM ony-
жат причиной разброса результатов многократных измереъшй относи-
тельно истинного значения измеряемой ведштшньт. Случайная погреш-
ность в одном и том же опыте меняется от измерения к измерению как по
абсошотному значеъшю, так и по знаку. Случайные погрешности подчиня-
ются законам случайных величгш и оцетшваются методами математичес-
кой статистики на основе результатов многократных измеренш71 изучае-
9, 259

мой физической величины. Статистическая обработка результатов изме-
рений хорошо освещена в работах [1--5] .
11.2. СРЕДНЯЯ КВАДРАТИЧЕСКАЯ (СТАНДАРТНАЯ) ПОГРЕШНОСТЬ
Равноточные измерения. Ниже даны формулы для вытшслетчия стан-
дартной погрешности am среднего значения х, найденного по результа-
там т измеретшй, и стандартной погрешности отдельного измереъшя о
при условгш, что все замеры произведены в одинаковых условиях опыта,
с ошишаковой тщательностью, в течение равных промежутков времени
и с одинаковой точностью (равноточные измереъшя). В этих условиях
наилучшей оценкой измеряемой вешипшньт является среднее арифмети-
ческое значение результатов измерений
i=m
SE = Бас) т, (11.1)
i=1
где х; -— результат Ъго измерения;
i=m ' “
2 (х; -—х)2/т(т—- 1); (11.2)
i=1
о= ату/т. (11.3)
Эти формулы не зависят от закона распределеъшя случайной вещавш-
ны. При нормальном законе распределения отклонетшй результатов из-
мерений х; от истинного бначеъшя измеряемой величины Х (распределе-
ние Гаусса) вместо формулы (11.2) можно пользоваться формулой Пи-
терса
i т
о„‚=(5/4) ( Е) |х;—х|)/т\/т-—1. (11.4)
i=1
Стандартную погрешность отдельного измереъшя при нормальном рас-
пределении можно вьпшслить по формуле
i=m
о= (5/4) ( 2 Ix,--351)/\/m(m——l). (11.5)
i=1
Обозначеъше |х; -Ёт | указывает, что надо суммировать абсолютные значе-
ния отклонетшй.
Неравноточные измерения. Если условия равноточности измереъшй не
вьшопнены, то измерения оказываются неравноточными. В этом случае
формулы (11.2) -(11.5) для нахождеъшя стандартной погрешности не-
применимы, а среднее арифметическое значеъше результатов измереъшй
[формула (11.1)] не является наилучшей оценкой измеряемой величи-
ны. Ниже даны два пшичных примера встречающихся на практике нерав-
неточных измереъшй.
260

1. Искомая физическая величина определяется из нескольких серий
измерений, причем число измерений в каждой серии не равно между со-
бой. Средние значения, полученшяе по результатам измереншй в каждой
серии, в этом случае имеют разную точность. Среднее значение по резуль
татам всех измерений определяется формулой
—
хд‚=(. 2 ml-xi) ‘Е mi,
1:1 1:1
где k —— число серий измерений; т; —— число измереншй в 1-й серии; ‘ii —
среднее значеъше по результатам измерений в 1-й серии.
2. Скорость счета частиц определяется путем многократного измере-
arm числа отсчетов N,- B течение различных интервалов времени t,-. Так как
время измерения различно, скорость счета x,- == N,-/ti B каждом замере бу-
тет найдена со своей точностью, При числе измерений т среднее значе-
ние скорости счета по результатам всех измерений определяется фор-
мулой
__ i=m z=k
хт=( Ё Гдхд/ 2 ti.
i=1 1=1
B общем случае при неравноточттьтх измерениях наилучшей оценкой из-
меряемой величины является среднее взвешенное значение результатов
измерений
i—m
2 Ире;
__ И/1х1+И/2х2+...+И/тхт i=1
хм’: = ‚
и/1+ш2+ +wm Ем»,
где W,- —— статистический вес 1'-ro измерения. В приведенных выше приме-
рах B603. COOTBCTCTBCHHO равны И ti . выражеъши ВССОВ B ОТНОСИ-
ТЗЛЬНЁЫХ ешишцах OJ,‘ средневзвешенное ВЬГЧИСЛЯСТСЯ ПО формуле
i=m
хш = 2 co,-x,-,
i= 1
i=m i=m
где со; = W,-/ W,',IIpIrIlIeM Е co,-=1. Вес связан со стандартной
z'= 1 1' = 1
погрешностью о; измерения велитшны x,- соотношением
2
1/oi
wt = .
1=т
2 1/ of
Ё 1
261

Стандартная погрешность при неравноточных измерениях вычисляется
по формуле
C‘ J
—m
aw= 2 со; (xi — 3-cw)’ /(m— 1). (11.6)
i=1
Если веса всех измереъшй равны, то co,-m = 1 и формула (11.6) превра-
щается B формулу (11.2).
11.3. ДОВЕРИТЕПЬНАЯ ВЕРОЯТНОСГ Ь. ДОВЕРИТЕПЬНЫЕ ПРЕДЕЛЫ
Если измеряемая случайная величина х распределена с плотностью ве-
роятности р (х) , то существует вероятность р того, что истинное значение
случайной велитшны в даъшом опыте лежит в пределах от -а1 до +a2.
Эта вероятность определяется формулой
р = I их) dx. Ш”)
Следовательно, естш из опыта определено среднее значетше случайной
велитшны х и вычислена стандартная погрецшость от, то истинное значе-
Hue среднего находился в пределах от (х — от) до (х + от) лишь с неко-
торой вероятностью р, которая определяется формулой (11.7) при а1 =
= а2 = от.
Вероятность того, что истинное значеъше искомой вешипшньт находится
вне указанных пределов, равна (1 — р).
Если в качестве оценки погрешности измеретшй принять не просто
стандартную погрешность от, а произведеъше tom, где множитель t > 1,
то чем больше г, тем больше вероятность р и тем меньше вероятность
того, что истинное значение среднего лежит за пределами от 5c’ — tom до
х + tom.
Значения множителя t следует брать такими, чтобы вероятность р бы-
ла достаточно велш<а. Понятие ”достаточно велика” очень субъективно,
и в каждом эксперименте следует задаваться таким значением вероят-
ности р, которое вызывает определеъшое доверие у экспериментатора к
оценке измеряемой величины. Такое значеъше р называется доверительной
вероятностью. Доверительную вероятность принято выражать в процен-
тах, и ее всегда следует указывать при окончательной записи результатов
измерений. Значетше искомой величины Х дается в следующей записи:
Х=х1а.
Эта запись означает, что дзелитшна Х с доверительной вероятностью 100 p %
находится в пределах (х — а) к X < (x + a). Интервал, в пределах кото-
рого со 100 р %-ной доверительной вероятностью находится измеряемая
везштшна, называется доверительным интервалом, а границы этого интер-
вала (—а и +а) -— доверительными пределами. При протшх равных услови-
ях с увеличеъшем тшсла измереншй т доверительная вероятность растет, а
доверительный интервал сужается.
262

Экспериментально определяемое среднее значеъше х (выборочное сред-
нее, см. разд. 11.13) само является случайной велитшной со своим зако-
ном распределеъшя. Если распределение измеряемой случайной величи-
ны _x неизвестно, но можно принять нормально распределенной величи-
ну х, то доверительные пределы оценки среднего могут быть определены
лшпь приближенно по формуле (11.7), если вместо р(х) взять р(э?)
Если заданы доверительные пределы, то можно вычислить доверитель-
ную вероятность, и наоборот. Для точного нахождеъшя доверительных ин-
тервалов параметра распределения случайной величины необходимо знать
закон распределения этой велитшны. В практике радиометрических и дози-
метрических измерений часто можно считать, что приближеъшо выпол-
няется нормальшяй закон распределения. Это предположение тем точнее,
чем больше число замеров т. В этом случае для вьпшслешы доверитель-
ных пределов среднего значения случайной величины при заданных дове-
рительной вероятности р и тшсле замеров т достаточно вычислить стан-
дартную погрешность среднего от и умножить ее на коэффициент t
(критерий Стьюдента). В табл. 11.1 приведены значения критерия Стью-
дента t B зависимости от тшсла замерров т для трех значешпй доверитель-
ной вероятности. В табл. 11.2 ДЗНЪЕ значения доверительной вероятности
для четырех значений числа замеров т и для трех значеъшй доверительно-
го интервала, выраженного в едшнщах стандартной погрецшости от.
При нормальном распределении выборочного среднего случайной вели-
чины для определеъшя доверительных пределов можно вместо коэффи-
циентов Стьюдента г использовать квантизш нормального распределеъшя
Нд, соответствующие задаъшой доверительной вероятности В. Значеъшя
квантилей U3 B практически важном диапазоне значешпй доверительной
вероятности представлены в табшще 11.3 (см. также 11.14).
Таблица 11.1 Критерий Стьюдента
Р
т
0,90 0,95 0,99
2 6,314 12,706 63,657
3 2,920 4,303 9,925
4 2,353 3,182 5,841
5 2,132 2,776 4,604
6 2,015 2,571 4,032
7 1,943 2,447 3,707
8 1,895 2,365 3,499
9 1,860 2,306 3,555
10 1,836 2,262 3,250
11 1,812 2,228 3,169
12 1,796 2,201 3,106
13 1,782 2,179 3,055
14 1,771 2,160 3,012
15 1,761 2,145 2,977
16 1,753 2,131 2,947
17 1,746 2,120 2,921
18 1,740 2,110 2,898
19 1,734 2,101 2,878
263

Продолжение табл. 1 1.1.
Р
т
0,90 0.95 0,99
20 1,7 29 2,093 2,861
21 1,725 2,086 2,845
22 1,721 2,080 2,831
23 1,717 2,074 2,819
24 1,714 2,069 2,807
25 1,711 2,064 2,797
26 1,708 2,060 2,787
27 1,706 2,056 2,779
28 1,703 2,052 2,771
29 1,701 2,048 2,763
30 1,699 2,045 2,756
31 1,697 2,042 2,750
61 1,671 2,000 2,660
121 1,658 1,980 2,617
°° 1,645 1,960 2,576
Таблица 11.2. Значения доверительной вероятности
ъ
Доверительный Число измерений
“Терна” 5 10 20 °°
SE : om 0,626 0,657 0,670 0,683
Sc‘ i 20m 0,884 0,923 0,940 0,955
э? 1 30 0,960 0,985 0,993 0,997
Таблица 11.3. Квантили нормального распределения ИВ для вычисления \
доверительных пределов среднего значения случайной величины
при доверительной вероятности В
В Ив В 115
0,683 1,000 0,91 1,694
0,80 1,282 0,92 1,750
0,81 1,310 0,93 1,810
0,82 1,340 0,94 1,880
0,83 1,371 0,95 1,960
0,84 1,404 0,955 2,000
0,85 1,439 0,96 2,053
0,86 1,475 0,97 2,169
0,87 1,513 0,98 2,325
0,88 1,554 0,99 2,576
0,89 1,597 0,997 3,000
0,90 1,643 0,999 3,299
Погрешности функций. Пусть у функционально связана c х 1 , x2, x3
Абсолютные погрешности величин хд, х2‚ x3 . . . известны И равны соот-
ветственно Ах, ‚ Ax, , Ахд ... Вытшспеъше предельной погрешности ве-
ЛИЧИНЫ у ДЛЯ НСКОТОрЫХ ВИДОВ ФУНКЕШОНЗЛЬНОЙ ЗЗВИСИМОСТИ ПРОИЗВО-
264

Таблица 11.4. Формулы для вычисления погрешностей функций
Y
Вид функции Абсолютная Ау Относительная Ау /у
Ах1 +Ax2+Ax3+
x1+x2+x3... i(Ax1+Ax2+Ax3+...) it
xl +.-.
Ax +Ax
X1 -X2 i(Ax1 *Ax2) -"5——1—--E
х: - x2
Ax; AX2
x1-xg i(x1Ax2+x2Ax1) Ё ""—"'+""—
х; .62
A361 AX; AX3
x,1'x2°x3 i(x2'x3°Ax1"'x3'x1'Ax2"' 1 "' “"
+x1x2 A363) xl х?‘ хз
ах 2*-'aAx iAx/x
х“ inxn-1 Ах inAx/x
1 ‘Ё’ I
‘n/ x i -—— x Ax iAx/nx
n
sjnx icosxAx тетя хАх-
cosx isinxAx itgxllx
tgx iAx/cos 2x :t2Ax/sin2x
ctgx i'Ax /sinzx i2Ax/Si112x
дится по формулам табл. 11.4. Входящие в формулы величины а и п ——
известные постоянные. Эти формулы справдешитвы, естш вешипшньт х, ‚
х2‚х3‚ ...сами не изменяются.
Коэффициент корреляции. Коэффициент корреляции служит для вы-
явления зависимости между двумя случайными величинами на основах-щи
результатов многократного одновременного измерения из значений. На-
пример, требуется установить наличие зависимости между температурой _
и котщентрацией радиоактивного вещества в атмосфере. В результате из-
мереиий получится т пар значешш (xi, y,-) двух случайных величинхи у.
На практике часто используют коэффициент зшнейной корреляции,
который показывает, насколько зависимость между случайными: перемен-
ными близка к шанейной. Коэффишаент линейной корреляции
(х: -500’: -J7)
1:1
7‘ = д (11.8)
i-m z'=m
Ё (xi-5672 Ё 0'1‘-J7)’
i=1 1"-'1
где Sc” И 57 — срешше значения по данным измерений х; и y,-.
IO Зак 559 265

Таблица 11.5. Коэффициент корреляции
Уровень значимости, %
т — 2
10 5 2 1 0,1
1 0,987 0,998 0,999 1,000 1,000
2 0,900 0,950 0,980 0,990 0,999
3 0,805 0,878 0,934 0,959 0,992
4 0,729 0,811 0,882 0,917 0,974
5 0,669 0,754 0,833 0,874 0,951
6 0,621 0,707 0,789 0,834 0,925
7 0,582 0,666 0,750 0,798 0,898
8 0,549 0,632 0,716 0,765 0,872
9 0,521 0,602 0,685 0,735 0,847
10 0,497 0,576 0,658 0,718 0,823
11 0,476 0,553 0,634 0,684 0,801
12 0,457 0,532 0,612 0,661 0,780
13 0,441 0,514 0,592 0,641 0,760
14 0,426 0,497 0,574 0,623 0,742
15 0,412 0,482 0,558 0,606 0,725
16 0,400 0,468 0,543 0,590 0,708
17 0,389 0,456 0,528 0,575 0,693
18 0,378 0,444 0,516 0,561 0,679
19 0,369 0,433 0,503 0,549 0,665
20 0,360 0,423 0,492 0,537 0,652
25 0,323 0,3 81 0,445 0,487 0,597
30 0,295 0,349 0,409 0,449 0,554
35 0,275 0,325 0,381 0,418 0,519
40 0,257 0,304 0,358 0,393 0,490
45 0,243 0,287 0,338 0,372 0,465
50 0,231 0,273 0,322 0,354 0,443
60 0,211 0,250 0,295 0,3 25 0,408
70 0,135 0,232 0,274 0,302 0,380
80 0,183 0,217 0,256 0,283 0,357
90 0,173 0,205 0,242 0,267 0,337
100 A 0,164 0,195 0,230 0,254 0,321
Коэффшшент корреляшш может пршшмать значения в, пределах от
-1 до +1. Если г = О, то х и у некоррелированы; однако это не означает,
что они обязательно независимы. Если r = 21:1, то между вешатшнами
х и у существует прямая пропорциональность. В табл. 11.5 приведены зна-
чения коэффшшентов корреляции для различных уровней значимости в
зависимости от числа пар измерений т. Результаты расчета по формуле
(11.8) сравъшвают c данными табл. 11.5. Если расчетное значеъше r боль-
ше табшатшого, например для 10 %-ного уровня значимости, то можно
стштать, что c вероятностью 90 % корреляция между случайными величи.
нами есть (для 5 %-ного уровня значшмости эта вероятность равна 95 %,
для 2 %-ного уровня значимости — 98 % И т.д.).
11.4. ФОРМУЛЫ ДЛЯ ОЦЕНКИ ПОГРЕШНОСТ И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ
ИЗМЕРЕНИЙ
При оценке TOWHOCTPI радиометрических измереъшй следует иметь В
ВИДУ, ЧТО сами измеряемые велитшны (ЧИСЛО РЗСПЗДОВ, ПЛОТНОСТЬ ПОТОКЕ
266

Таблица 11.6. Формулы оценки точности измерения скорости счета
при неизменном среднем значении
Способ, основанный на Способ многократных за-
Опредшяемая величина распределении Пуассона меров
4:.
1’ = т
2 Ni
_ _ _ _ 1' =1
Средняя скорость сче— п -N/t, I‘J1eN —- число им- п — ‚ Где T1 - время
та п пульсов‚ зарегистрирован- Г 1 т
пых за время t ОДНОГО замера; т - ЧИСЛО 38‘
меров
_ + \/N _ ‚т
Стандартная погреш- от — .. — —
ность от определения I Г
средней скорости счета
от " i
где п: =Ni/t1
am от
Относительная погреш- е = —-: - 100 e(= --- - 100
ность е, % п '1
частиц й т.д.) подвержены статистическим флуктуациям. Формулы для
оцеш<и точности выведены из законов статистического распределеъшя
измеряемых вегшчин.
Измерение скорости счета, когда среднее значение не меняется со вре-
менем (измерение фона, активности долгоживущих радионуклидов
и т.п.) . В табл. 11.6 приведены формулы для вычисления средней квад-
ратической (стандартной) погрешности определеъшя средней скорости
счета измерительным прибором (радиометром, интенсиметром) двумя
способами: на основанша предположения, что тшсло импульсов распре-
делено по закону Пуассона, и на основашш многократных равноточттьтх
измерений ошшх и тех же везштшн. Первый способ не учитывает возмож-
ных флуктуацшй, вносимых аппаратурой. Точность результата не зависит
от числа замеров и определяется общим числом зарегистрированных им-
пульсов, возрастая пропорционально квадратному корню из их числа.
Второй способ основан на анализе разброса экспериментальных данных,
и получаемая погрешность учитывает случайные погрешности, обусловлен-
ные аппаратурой. Для надежной оцеш‹и результатов следует провести
не менее 20 замеров. Первый способ рекомендуется для платшрования
измерений (выбор оптимальных условшй, чувствительности аппаратуры,
велитшны измеряемой пробы и т.д.) , второй — для окончательной обра-
ботки экспериментального материала.
Погрешность определеъшя скорости счета от дощолсивущего источни-
ка при наличии фона. Если п -— скорость счета, обусловленная источъпищом
и фоном; пф — скорость счета, обусловлештая фоном, то истинная ско-
рость счета, обусловленная истекли/псом,
no = п —— пф. (11.9)
267
К
5

Относительная средняя квадратическая погрешность определеьшя скорос-
ти счета по
___ xfcn/r) + (пф/гф)
п - пф
где г — время измерения суммарной скорости счета п; rd, — время изме-
реьшя скорости счета фона пф.
Если эффект, обусловленный источником, мал и п н пф, то
6% (2/no) \/12¢,/(t+ гф). (11.11)
Установить наличие разностного эффекта можно в том случае, если
62 т4пф (Z‘+lq,)/I’l%<< 1.
(11.10)
6
Погрешность определения числа актов распада короткоживущего ис-
точника при нашачгш фона. Предполагается, что скорость счета, обуслов-
ленная фоном, измерена с высокой точностью. Радиоактивный источъшк
распадается с постояъшой распада А, и его активность заметно уменьша-
ется за время измереъшя. Если Т —- время измереъшя суммарного числа
отсчетов N, обусловленных истогшшсом и фоном, то искомое число актов
распада в источъшке за это время равно
м, = .§(N——nq,T), (11.13)
где E — коэффгщиент, учитывающий поправки при переходе от числа от-
счетов к тшслу актов распада в источншсе (эффективность регистрации,
геометрия источника, поглощение излучения и т.п.).
Относительная стандартная погрешность опредепеъшя NT
е= \/пфТ+А/техр(—7\Т)/ПТ. (11.14)
При планироватши эксперимента относительную погрепшость опреде-
Henna tmcna актов распада за время Т, обусловленную статистическими
флуктуациями, можно оцеьшть по формуле
Т —-7\Т 1- -ХТ)
е: \/nq; +Qoexp( )[ exp( 1, (ил)
Q0 [1 "‘ exp (-)\T)]
где Q0 — tmcno радиоактивных атомов в начальньпй момент измереьшя.
Если Ад -— начальная активность, то Q0 = A0/)1. Формулы (11.14) и
(11.15) справедливы для простого распада.
Погрешность измерения отношения активности двух допгохсивупшх ис-
точников. Если от 1-го истотшшса за время г, получено N1 отсчетов, а
от 2-го источника за время 22 получено А/2 отсчетов, то отношеьше ско-
ростей счета
x=—————-—N1/tl = Ё! . (11.16)
N 2 /1 2 "2
268

Относительная стандартная погрецшость величины х
ех= \/(N1+N2 + 1)/(N,.+1)(1v,+ 1) . (11.17)
ﬂ0I‘pelIIIl0C'I‘l> измерения коэффициента ослабления монознергетичес-
кого фотонного излучения. Коэффитшент ослгаблеъшя д можно найти из
результатов измереъшя плотности потока фотонов перед фильтром и пос-
ле фильтра тошцшюй h. Плотность потока пропорциональна скорости
счета импульсов, обусловленных фотонами, и коэффициент ослаблеъшя
определяется по формуле
д = (1/h)]n("1/'12)» (11-13)
где пд и п2 — скорость счета до и после фильтра, найденные по тшслу от-
счетов N1 за время 11 и N2 за время 12 соответственно. Относительная
стандартная погрешность определения везшчтаньт д , обусловленная ста-
тистическими флуктуациями,
Ед = \/(1/N1)+(1/N2)/111(N1 72/N2t1)- (11-19)
1 1.5. ОПТИМАЛЬНЫЕ УСЛОВИЯ РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ИЗМЕРЕНИЙ
Измерение разности двух значений штотносш потока частиц. Пусть
скорость счета п 1 и п, от двух источшшов найдена измерением числа
отсчетов соответственно за время t, и 12. Еслш общее время измере-
ния Т = 11 + 12 фиксировано, то наименьшая погрецшость определения
разности по = п, — п2 получается при вьшолнении соотношеъшя
I1/t2: V111/n2 .
При заданной относительной стандартной погрепшости е ьшншиальное
время измерения определяется формулами
г =п1+уп1п2 . t =n2+\/721712
1 52 ("1"'"2)2 , 2 62 (711-'l2)2 . .
Измерение отношения двух значений плотности потока частиц. Пусть
скорость счета n 1 и п, от двух источников найдена измерением чшсзта от-
счетов соответственно за время 11 и 12. Естш общее время измерения
Т = 11 + 12 фшссировано, то наименьшая погрецшость определения отно-
шения х = п, /n2 получается при выполнении соотношения
I1/t2 = V712/n1 .
Mmmmamnoe время измерения t, И 12 , обеспечивающее относительную
стандартную погрешность определения х не более чем е, определяется
формулами
12 = «IT ( 1 + 1 ) . (11.23)

Оптимальная тошцина фильтра при измерении коэффштиента ослабле-
ния моиоэнергетического излучения. Коэффициент ослаблеъшя по форму-
пе (11.18) можно определить с наибольшей тотшостью при определенной
оптимальной толщине фильтра ho. Существоваъше оптимальной тошцины
обусловлено тем, что при малой толщине погрецшость возрастает вслед-
ствие бтшзости значений п, и п2, а при большой тошцине — вследствие
больпшх флуктуаций малого значеъшя велшшны n2. Оптимальная толщи-
на фильтра
ho = 2,58/1.1, (11.24)
при этом оптимальное отношеъше времеъш
t7,/t, = 3,6. (11.25)
Определение активности быстро распадающегося источтшка. При оп-
ределении активности быстро распадающегося радиоактивного источни-
ка необходимо найти число актов распада NT за время Т по формуле
(11.13). Тогда активность в начальный момент времеъш
A0 =)J\/T/[1— exp(—7\T)]. (11.26)
Относительную стандартную погрешность велитшны Ад при налитши
фона находят по формуле (11.15). С увеличением времени измерения
точность возрастает в результате увезшчения общего числа отсчетов,
но так как активность уменьшается в процессе измерения, то при слиш-
ком длительном измерешш точность падает вследствие влияния фона.
Оптимальное время измеретшя To суммарного числа отсчетов N [фор-
мула (11.1З)] ‚при котором е мштимальна, связано с начальной актив-
ностью A0 формулой
пф = ехр (—7\To) [1 —— exp (—7\To)] . (11.27)
A0 1 - exp (-}\To)— 27\To exp(-—?\To)
11.5. ПОГРЕШНОСТЬ измерения мощности дозы [дозы]
ионизАциоштои КАМЕЮЙ вспвдствив ФЛУКТУАЦИИ
ионизициотшого ТОКА (ЗАРЯДА)
Непрерывное облучение при постоянной мощности дозы. Относитель-
ная погрешность измерения мощности дозы ер определяется относитель-
ной погрешностью измерения ионизационного тока el-
ЁР = (2—f)e,, (11.28)
где f — эффективность собирания ионов, равная отношению измеренного
тока к току насыщеъшя. Так как 0 < f < 1, е] < ер < 26], т.е. максшиаль-
ная статистическая погрешность определения мощности дозы равна уд-
военной статистической погрешности измеретшя тока.
импульсное облучение. Предположения: 1) шштельность импульса зна-
чительно меньше времени, необходимого для перемещеъшя иона на рас-
стояние, равное межэлектродному; 2) импульсы не перекрываются. От-
270

постельная погрецпюсть определения дозы за одшт иьшульс е D опреде-
ляется относительной погрешностью измереъшя заряда е Ч, собранного на
электроды камеры, по формуле
1+n
ед = 1n(1+n)eq, (11.29)
где п связана с эффективностью собирашая ионов
f= (1/n)1n(1+n)- (11-30)
Формулы (11.28) и (11.29) НСЛЬЗЯ применять для вычислеъшя погреш-
ности, вызванной неполным собиранием ионов в результате их рекомби-
нации. Они устанавливают связь между погрешностями измереъшя тока
(заряда) и определения мощности дозы (дозы) при заданном значеъши
эффективности собирания ионов f.
Измерение дозы излучения по ветшчште заряда, накопленного на элект-
родах камеры (эффективность собирания ионов f = 1) . Относительная
стандартная погрешность измерения заряда Q
eq= \/ q/Q , (11.31)
где q — заряд, создаваемый одной ионизирующей частицей. Эта формула
не утштывает флуктуаций заряда q. C учетом этих флуктуаций следует
применять формулу
e,, = \/ (<1/Q)+(e/q) ‚ (11.32)
где е — заряд одного иона.
Измереъше мощности дозы по току насыщения. Относительная стан-
дартная погрешность измерения тока j
е] = \/q/(2]'RC) , (11.33)
где R — входное сопротивление прибора, измеряющего ток; С — полная
входная емкость.
11.7. СТАТИСТИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ СЧЕТНОЙ АППАРАТУРЫ
Если счетная аппаратура работает нормально и вносимые ею случай-
ные погрешности пренебрежимо малы, то зарегистрированное ъшсло им-
пульсов должно следовать тому же закону распределеъшя, какому сле-
дует тшсло попаданий частиц в счетчик. При измереъши иоъшзирующих из-
лучений во многих случаях для достаточно большого числа отсчетов мож-
но за основу принять нормальное (Гауссово) распределеъше. В этом слу-
чае контроль аппаратуры сводится к сравнеъшю закона распределеьшя за-
регистрированного числа импульсов с нормальным распределеъшем. Ни-
же приводятся два практических способа контроля.
Контроль с помощью x2 распределения. Критерий х’ позволяет оце-
нить существенность отклонения регистрируемых импульсов от нормаль-
ного распределеъшя. Он вычисляется по формуле
271

i=m (Ni_1'\-()2 z=m (ni_;)2
x2 = 2 --=—-—- = г 2 ---—_——-,
1’ = 1 N
где А’, —— общее число импульсов для i -ro измерения; IT’ — среднее число
импульсов за время измерения 2‘; т — число замеров; n,- и Й — соответ-
ственно скорость счета в i -M измерении и средняя скорость счета. При
нормальнои раооте атшаратуры с некоторои вероятностью должно вьшол-
няться неравенство х? < х’ < хё. Обозначим а вероятность того, что зна-
чение х2 лежит вне указанных пределов. Вешипшна а называется
уровнем значимости. Граштчные значения х} и х; находят с по-
мощью табл. 11.7, где указаны значеъшя х; и вероятности р того, что
х’ 2 х; для различного числа замеров. Для нахождения граъшц при за-
данном уровне значимости а предварительно необходимо найти вероят-
ность
и =а/2 и p2=1- (a/2)-
Ho заданному числу замеров т по таблице можно найти
(11.34)
i=1 п
xi =x,’,, = xﬁ/2 И xi = X1222 = X32 = xi_(a/2).
Вычисленное значеъшех2 должно подчиняться условию
хё, < х2 < хёг. (11.35)
Уровень значимости обычно принимают равным 0,05. В этом случае,
есша вычисленное по формуле (11.34) значеъше х2 не выходит за преде-
лы, соответствующие вероятностям 97,5 и 2,5 %‚ то с 5 %-ным уровнем
значимости аппаратура работает нормально. Если значеъше х2 не уклады-
вается в эти пределы, то аппаратура бракуется.
Таблица 11. 7. Распределение х2
т — 1 р = 0,99 0,98 0,95 0,90 0,10 0,05 0,02 0,01
2 0,О201 0‚0404 0,103 0,211 4,605 5,991 7,824 9,210
3 0,115 0,185 0,352 0,5 84 6,251 7,815 9,937 11,345
4 0,297 0,429 0,711 1,064 7,779 9,488 11,668 13,277
5 0,554 0,752 1,145 1,610 9,236 11,070 13,388 15‚086
6 0,872 1,134 1,635 2,204 10,645 12,592 15,033 16,812
7 1,239 1,564 2,167 2,833 12,017 14‚067 16,622 18,475
8 1,646 2,032 2,733 3,440 13,362 15,507 18,168 20,090
9 2,088 2,532 3,325 4,168 14,684 16,919 19,679 21,666
10 2,558 3,059 3,940 4,865 15,987 18,307 21,161 23,209
11 3,053 3,609 4,575 5,578 17,275 19,675 22,618 24,725
12 3,571 4,178 5,226 6,304 18,549 21,026 24,054 26,217
13 4,107 4,765 5,892 7,042 19,812 22,362 25 ,472 27,688
14 4,660 5,368 6,571 7,790 21,064 23,685 26,873 29,141
15 5,229 5,985 7,261 8,547 22,307 24,996 28,259 30,578
16 5,812 6,6 14 7,962 9,312 23,542 26,296 29,633 32,000
17 6,408 7,255 8,672 10,085 24,769 27,587 30,995 33,409
18 7,015 7,906 9,390 10,865 25,989 28‚869 32‚346 34‚805
19 7,633 8,567 10,117 11,651 27,204 30,114 33,687 36,191
20 8,260 9,237 10,851 12,444 28,412 31,410 35,020 37,566

Контроль с помощью стандартной погрепшости разности двух значе-
mm. ПУСТЬ о — стандартная погрецшость разности двух значеъшй скорос-
TH счета п, и n2 , найденных за время 2‘, и t2 соответственно,
0: \/("1/Т1)+(”2/Т2) (11-36)
В табл. 11.8. даны значеъшя вероятности р того, что In, Anzl > Ко. По
экспериментальным данным находят разность In, -n2| и вьпшсляют зна-
чеъше о по формуле (11.36). Отсюда получают значеъше k = I n, —n2 I /0
и по табл. 11.8 находят вероятность наблюдаемого отклонения р. Чем
меньше получаемая вероятность, тем менее надежно работает аппаратура.
Часто приъшмают, что если вероятность наблюдаемого отклонеъшя р <
< 0,05, то оно вызвано ненормальной работой аппаратуры.
Таблица 11.8. Вероятность р получить |п1 — п2| 2 k0
k 1,0 1,2 1,4 1,6 2,0 2,5 3,0 4,0
р 0,159 0,115 0,081 0,055 0,023 0,006 0,001 0‚00003
1 1.8. СООТНОШЕНИЯ МЕЖДУ СТАНДАРТНОЙ 0, ВЕРОЯТНОЙ р
И СРЕДНЕЙ п ПОГРЕШНОСТЯМИ ОТДЕЛЬНОГО ИЗМЕРЕНИЯ
В табл. 11.9 указаны коэффгщиентьт, на которые надо умножить по-
грешность, обозначенную в вертшсальном столбце, чтобы полугшть по-
грешность, указанную в горизонтальной строчпсе.
В табл. 11.10 указано значеъше вероятности p(ka) того, что для дан-
ного вида погрешности отклонение превысит значеъше, равное отклоне-
шло измереъшого значения случайной величины от ее среднего значе-
ния |п — n‘| .
Таблица 11.9. Коэффициенты пересчета между различными видами
статистических погрешностей
Погрешность 0 р п
0 1‚0000 1,4826 I 1,2533 '
р 0,6745 1,0000 0,8453
72 0,7979 1,1829 1,0000
Таблица 11.10. Вероятность р (k 0)
|з7—п|
= k О 0,6745 1,0000 1‚6449 1‚9600
О
р (k 0) 1‚0000 0‚5000 0,3173 0,1000 0,0500
Вид погрешности — Вероят- Стандарт- 90 %-ная 95 %-
ная ная ная
273

11.9. ПОПРАВКА НА ”МЕРТВОЕ” ВРЕМЯ СЧЕТЧИКА
Пусть п — зарегистрированная скорость счета, тогда истинная скорость
счета no > n вследствие того, что частицы, которые попали в счетчик в
пределах его ”мертвого” времени т, не зарегистрированы. Есзш попада-
Hue частицы в счетчик в течеъше ”мертвого” времеъш не приводит к уве-
тшчению последнего, то говорят, что счеттшк обладает ”мертвь1м” време-
нем непродлевающегося туша. Для некоторых детекторов попадаъше час-
тгщы в течение ”мертвого” времеъш т после регистрации предыдущей час-
пщы приводит к тому, что счетчик теряет способность к регистрации на
время, большее т. В этом случае говорят о ”мертвом” времеъш продле-
вающегося паша.
При ”мертвом” времеъш непродлевающегося туша
no = n/ (1 — n1'). (22.37)
При ”мертвом” времеъш продпевающегося пища
п = no exp(—no 1'). (11.38)
пт‘
43” I Ж Рис. 11.1. Кривая для определения
\ истинной скорости счета
J ‘N
0,20 `
/ J 5 7 .9 лд/л
На рис. 11.1 приведена зависимость произведеъшя пт от отношеъшя
no/n. Зная ”мертвое” время т и измеренную скорость счета п, по графи-
ку находят отношеъше no/n. Отсюда вычисляют истинную скорость
счета no .
Малые загрузки. При малых загрузках n1'.< 1 и независимо от пища
”мертвого” времени истинная скорость счета
no= п(1+пт); (11.39)
при пт < 0,03 погрецшость этой формулы не более 0,1 %; при пт < 0,2
погрешность не превосходит 1 %.
Относительная погрешность EN B определении числа зарегистрирован-
ных иштульсов N за время г при наличгш ”мертвого” времеъш непродле-
вающегося туша т вьшисляют по формуле
1— N(1'/t)
Л?
Истиъшое тшсло отсчетов No за время измереъшя при налитпиш ”мертво-
го” времени т вычисляется при известном числе зарегистрированных им-
пульсов N no формуле
N
N = -———————-- . 11.41
о 1 —N(T/t) ( )
е”:
274

Относительная стандартная погрешность определения истинного числа
отсчетов No при нашими ”мертвого” времени
1+No (T/t)
ENO "' Т
11.10. ПОГРЕШНОСТЬ ИЗМЕРЕНИЯ ОПТИЧЕСКОИ ПЛОТНОСГ И
Оптическая плотность
J
s = 0,4343 1n73—, (11.43)
где Jo ~— интенсивность падающего на образец света; J —— интенсивность
прошедшего через образец света.
Из-за конечной чувствительности денситометра существует митшмаль-
ное значетше интенсивности света AJ, которое можно измерить. Значетшя
!
:1:-15 А! определяют границы неопределенности в измереш-ш интенсивнос-
ти, если другие источншси погрешности отсутствуют. Следовательно, AJ
есть абсолютная погрешность измерения интенсивности как падающего на
образец, так и прошедшего через него света, обусловленная конечной
чувствительностью измерительного прибора. Относительная погрешность
измерения оптической плотности в этом случае определяется формулой
2
eS=O,4343 “Ю А’, (11.44)
S Jo
где AJ/J0 — относительная погрешность измерения интенсивности па-
дающего света.
Погрешность es оказывается минимальной при значении оптической
плотности S = 0,48, что можно использовать при планировании оптималь-
ных измереншй.
11.11. пвоввдвнив прямой по ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫМ ТОЧКАМ
методом НАИМЕНЬШИХ КВАДРАТОВ
Пусть измеряется физическая величина у при различных значениях дру-
гой физической величины х. Требуется найти уравнение прямой зшнии,
которая наилучшим образом проходила бы через экспериментальные
точки,
у= ах+Ь‚
Если имеется т пар измеренных значений (хд, уд), (х2‚ yz), , (xm,
ут) ‚ то параметры прямой а и b находятся по формулам:
ё
ll
i=-‘m i=m п 2
3 Wi(xi—§w)yi Ё Wi("i“"W) 3 (11-45)
i=1 i=1
275

b = — UEW,
где W, -статистический вес i -ro измерения; J‘c'W И 37,4, — средневзвешенные
значения. Стандартные погрецшости Аа и АЬ величин а и b соответствен-
но вычисляются приближеъшо по формулам
i=m
_2 w;(y,—ax,-—b)’
(Aa)’="‘ __ ;
1-m
(m—2) Wi("i"‘W)2 i=m
"" 2 2 W,-(y,-—ax,.—b)’
(Ад? = ————.‘ + ‘W ш
i=m i=m m—2
E И’; W1-(xl-—fW)2
i 1 1 1
При равноточных измерениях, когда статистический вес всех измере-
ний ошшаков, вытпаслеъше параметров а и b и их стандартных погрешнос-
тей можно проводить по формулам:
i=m i=m
2 (xl-— 5c‘)y,- 0’i—0x,- - д?
а = 1-1 ;b=j2’—w‘c‘; (Aa)2=l-1 _ ;
i=m z=m
2 (x,-—.?)2 (m—2) 2 (x,-—3?)2
i=1 i=1
1=т
<Ab)’= —+ ‚ " ‚
(х; - г)’
НМ ll
где 5? и )7 — средние значения.
Если прямая проходит через начало кооршанат, то у = ах и значения
параметра а и его стандартной погрешности при равнототшых измереъшях
вычисляются по формулам:
i=m i=m
a=(3 зет) (у? х?) г (11.47)
i=1
i=m i=m
(Aa)2= [Б (yl.—axl.)2] I(m—1) 2 (11.48)

1 1.12. ОПРЕДЕЛЕНИЕ ПАРАМЕТРОВ КВАДРАТИЧЕСКОЙ ФУНКЦИИ
МЕТОДОМ НАИМЕНЬШИХ КВАДРАТОВ
Пусть измеряется физическая величина у при разшачньтх значениях
другой физической ветшчшш х. Требуется наилучшим образом провести
по экспериментальным точкам кривую, которая описывается квадрати-
ческой функцией
у= а1х2 +Ь1х+с1.
Расчеты существеъшо упрощаются, ест: за начало отсчета аргумента хпри-
нять его среднее взвешеъшое значеъше iw. Тогда уравнеъше искомой фун-
mum пришшает вид
y=a(x—iW)2 +b(x—§W) +c.
Параметры а, b и c связаны с параметрами ад, bl И cl следующим об-
разом: х
D
ад = а; Ь, = b——2aiW;
C1 =C+af%V'-by-W.
Bonn имеется т пар значений (хд, уд), (x2,y2), ...; (xm,ym), то па-
раметры а, b и с находят по формулам
i=m i=m
i=1 i=1
b= Ё‘ - ‹11.5о)
c=3;W_ 1' 1 ‚ (11.51)
277

При равноточных измерениях в приведенных формулах надо положить
i =т
все W,- = 1, тогда 2 W,- = т. Вычисления можно еще упростить, если
i= 1
выбрать только равноотстоящие значения аргумента х с постоянным ша-
гом h, т.е. если вьшолняется условие x,-+ 1 —x,- = h, где 1' = 1, 2, 3, , m,
а h — постояъшая ветчина. Чтобы на практике вьшолъшть это условие,
необходимо определенным образом спланировать эксперимент. Другими
словами, необходимо обеспечить изменетше физической везшчш-тьт х на
постоянную величину h или иметь возможность выбора достаточного
ъшсла т равноотстоящих значеншй x,- из общего числа измерений. В этом
случае при равноточттьтх измереъшях искомую квадратическуто функцию
удобно записать в следующем виде:
2 ...
у=А "д, +B("”‘) +C.
h h
Параметры А, В и С находят по раззшчньтм формулам в зависимости
от того, четное или нечетное ъшсло пар значеьшй используется для постро-
ения графшса.
При нечетном гшсле данных т = 2k— 1
1 [ rim m’ 1 i='"
A= 32 . °-к2- ‘ 2 ;
3H2 i=1yl(l ) 4 гад]
Таблица 11.11. Значения 111, 2111, 3112 и 12112
'3-xeuernoe) H1 3 H2 газетное) 2H1 1 2H2
5 10 42 6 35 448
7 28 252 8 84 2016
9 60 924 10 165 6336
11 110 2574 12 286 16 016
13 182 6006 14 455 34 944
15 280 12 376 16 680 68 544
17 408 23 256 18 969 124 032
19 570 40 698 20 1330 210 672
21 770 67 298 22 1771 340 032
23 1012 106 260 24 2300 526 240
25 1300 161 460 26 2925 786 240
27 1638 237 510 28 3654 1 140 048
29 2030 339 822 30 4495 1 611 008
31 2480 474 672 32 5456 2 226 048
33 2992 649 264 34 6545 3 015 936
35 3570 871 794 36 7770 4 015 536
37 4218 1 151 514 38 9139 5 264 064
39 4940 1 498 796 40 10 660 6 805 344
41 5740 1 925 196 42 12 341 8 688 064
43 6622 2 443 518 44 14 190 10 966 032
45 7590 3 067 878 46 16 215 13 698 432
47 8648 3 813 768 48 18 424 16 950 080
49 9800 4 698 120 А 50 х 20 825 20 791 680
A
278

=—-— >3 yz(I-k); с= ’—-_._-А
1 z=l m
При m=2k
1 i=m m
A= 3 2 yl-(2i—m-1)2—(m2—1) 2 ж];
12112 i=1 i=1
1 т
В = -—— 2 yi(2i—m——1)2;
2H1.l'::l
C=_T)'_ -I-{n-3-:14.
2
Вэтихформулах H1=___’.’_1____ ; H2=
12(m2 -1) 180(m2 — 4)
Числовые значения приведены в табл. 11.11.
11.13. ВЫБОРОЧНЫЙ МЕТОД
Задачей выборочного метода является определеъше характеристик со-
вокупности, состоящей из N единиц, на основаъши экспериментально по-
лучеъшых характеристик выборки объемом п. Экспериментальные харак-
теристики выборки являются приближенными оценками»: соответствую-
щих характеристик изучаемой совокупности.
Допустим, исследуется некоторый признак Х (например, содержание
‚радионукзшда в оргаъшзме) ‚ который отличает ешпшцьт совокупности N.
Пусть X; — числовое значение признака й-й ешпшцьт совокупности N,
a х; — тлисленное значеъше этого же признака в i-ii еДИНИЦЫ выборки п.
Часто предметом изучеъшя бывают: суммарное значение данного при-
знака для совокупностиА’
и среднее значение признака для этой же совокупности Й. Соответствую-
щие вешачиньт для выборки объемом п будут иметь вид:
п
выборочное суммарное значение x2 = 2 x,-;
1' = 1
выборочное среднее э? =
279

Можно изучать признаки, не имеющие количественной меры (напри-
мер, болезнь человека без указания ее тяжести) ‚Для этих случаев обозна-
чим N1 — козшчество едишщ совокупности N, обладающих данным при-
знаком. Доля едиъшц, обладающих данным признаком, j’= N1/N.
есть вероятность того, что в случайно выбранной едиъшце совокуп-
ности N будет обнаружен данный признак.
Оцеш<ами характеристик N 1 и 47’, находимыми из экспериментальной
выборки объемом п, будут
pN= щ Е; р = Ш/Ш
п
где п, — число едиъшц с данным признаком, обнаруженных в выборке.
В табл. 11.12 приведены формулы для вычисления упомянутых харак-
теристик и стандартных погрешностей оценок в случае простого случай-
ного отбора.
Таблица 11.12. Характеристики совокупности и погрешности их оценок
для простого случайного отбора
Характеристи-
ка совокугшости
077 P’-n1/n Op ___\/p(1»p)"/1__§_'
n N
Оценка Стандартная погрешность оценки
N (1- )' п ‘
N1: pN=n1 __ gpN=N ]___._
n n N
п п Т I nu
X’.-n xE= Ё х- 0 = -—- 2 (xi-x)2/“'“
i=1 I xz ﬂ—1l':.."l N
n
2 xi
.= x
J? х=1 1 _ Ё
п п
11.14. ДОВЕРИТЕЛЬНЫЕ ПРЕДЕЛЫ
Если исследуемый признак Х; имеет нормальное распределеъше, то
наиболее точная оценка доверительных пределов ia при определеъши
среднего значеъшя X по экспериментальной выборке основана на крите-
рии Стьюдента t [cM. (1 1.3)]
а= ТОЙ.
При достаточно большом объеме выборки (п > 30) можно принять
нормальное распределеъше выборочного среднего х независимо от закона
280

распределеъшя признака X,-. B этом случае правомерно применить нор-
мальную агшроксиматшю для вьпшслеъшя доверительных пределов
а:
где U3 — квантили нормального распределения для вероятности В не по-
пасть в доверительный интервал t a.
При нормальной аппроксимашш доверительные грашщы для значе-
шипя 7 можно вычислить по формуле
J9 p=ta=pi [Up \/1—n/N’ ~/p<1—p)/<n—1)' + —23n—] . (1152)
Неточность нормальной аппроксимашш существенно зависит от вели-
Imam np. B табл. 11.13 указаны наименъцше значетшя пр в зависимости от р
и п, при которых можно применять нормальную аппроксимацию. Значе-
ния U B зависимости от доверительной вероятности В были приведены
в табл. 11.3.
Таблица 11.1 З. Наименьшие значения пР, при которых можно применять
нормальную аппроксимацию
р пр Объем выбор- п Объем выбор-
ки п р р ки п
0,5 15 30 0,1 60 600
0,4 20 50 0,05 70 1400
0,3 24 80 ^‘ 0 80 °°
0,2 40 200
Г JZ4BA 12
СОДЕРЖАНИЕ НЕКОТОРЫХ ЭЛЕМЕНТОВ В ОБЪЕКТАХ
ВНЕШНЕЙ СРЕДЫ И ОРГАНИЗМЕ ЧЕЛОВЕКА
При проведеъши радиохимических, спектрометрических и радиометри-
ческих исследований различных проб внешней среды, образцов органов
и тканей тела человека и расчете дозы облучения человека необходимы
сведеъшя о содержаъши в исследуемых объектах ряда макро- и микро-
элементов, их химическом составе, зольности и некоторых физико-хи-
мических свойствах. Так, химический состав исследуемой пробы пред-
определяет способ ее разложеъшя, которое необходимо для перевода
основных компонентов пробы в растворимое состояъше при радиохимии:-
ческом анализе. Содержащиеся в воде водоемов примеси иногда исклю-
чают возможность концентрировать пробы вьшариваъшем. Раззшчная
растворимость солей некоторых элементов используется для их разде-
ления. Зольность исследуемой пробы оказывает взшяние на выбор мето-
да радиометрического исследования и т.д. В табл. 12.1 -— 12.8 приведены
сведения о хиштческом составе сухого остатка атмосферных осадков,
воды некоторых открытых водоемов СССР, о ьшнеральном составе рас-
теъшй, продуктов питатшя растительного и животного происхождения,
281

зольности проб продуктов питаъшя и некоторых органов и тканей тела че-
ЛОВЭКЗ.
Таблица 12.1. Химический состав сухого остатка атмосферных осадков [1]
Содержание соединения в сухом остатке, %
Соединение
дождевой воды снеговой воды*
H20 9,6 0,005
Органические вещества 48,6 0,68
Si02 4,5 54,29
F6203 20, 1 8,55
A1203 0,79 9,32
CaO 5 ,35 7,8
MgO 1,45 0,87
ОКИСПЫ щелочных металлов — 4,35
Прочие соедгшения 9,6 1 14,15
*Пробы снега предварительно прокаливали.
Таблица 12.2. Химический состав воды некоторых рек СССР [2] ’
Содержание, мг/л
Река
ca“ Mg“ Na*+K* нсо; вой’ сг
Северная Дыша 41,4 9,4 13 ,4 122,0 47,1 14
Печора 4,6 2,1 3,2 24,4 2,6 3,0
Великая 21,0 0,3 9,5 71,6 3,6 5,2
Нева 8,0 1,2 3 ,8 27 ,5 4,5 3,8
Волхов 27,4 5,8 20,8 80,4 13 ,3 38,4
Южный Буг 63,2 18,3 12,5 268,4 2 4,5 9,8
Днепр 55,7 11,8 2,3 195‚2 12,9 9,2
Десна 64,0 7,7 8,7 231,8 14,1 3,9
Дон 82,0 18,0 52,2 260,0 112,0 44,0
Северный Донец 114,0 17,9 116,3 246‚4 163,0 171,5
Кальмиус 173,0 51,5 169,0 268,0 480,0 210,0
Кубань 37,0 3,0 12,0 108‚0 18,0 17,0
Волга 80,4 22,3 12,5 210,4 112‚3 19,9
Ока 58,8 11,8 18,3 34,5 10,8 4,6
Москва 6 1,5 14,2 23,0 25 0,7 5,6 2,3
Сура 115,6 18,2 2,5 221,4 169,6 9,0
Кама 82,2 21,0 10,3 190,3 132‚0 13,5
Чусовая 52,3 11,6 18,5 170,8 44,5 15,0
Белая 114,0 25,0 17,0 272,1 166,9 18,0
Вятка 33,6 9,3 24,8 186,0 7,4 8,0
Урал 106,2 27,4 1 1,0 265,4 156,1 14,2
Эмба 165,7 46,7 333,2 245,9 345,5 504,9
Терек 89,9 18,6 21,2 216,9 123‚4 24,9
Калаус 303 ‚0 379,0 1769 378,0 3527 1548,0
Кура 47,5 19,7 34,5 170,8 71,6 38,3
Сыр-Дарья 105,8 1,2 1,2 153,1 105,3 35,9
АМУ°Д8РЪЯ 89,5 3,2 11,4 140,4 78,9 45,4
Пяндж 59,6 3,2 2,9 140,4 39,5 8,6
‘3epamnaH 41,4 3,2 9,4 102,3 36,2 10,8
282

Продолжение табл. 12.2.
Содержание, мг/л
Река
ca“ Mg 2* Na*+K" нсо; 503" C1’
Hypa 38,6 38,0 132,5 124,6 145,6 172,0
Обь 24,3 5,4 0,4 85,6 13,0 -
Бия 18,0 4,8 6,9 78,0 10,7 3,2
Иртыш 24,5 4,7 0,1 79,3 15,3 3,4
Ишим 81,5 77,3 13,0 124,0 386,7 52,9
Лена 18,0 3,8 18,8 66,4 21,2 15,2
Енисей 19,3 4,0 1,5 73,2 4,0 2,6
Яна 8,2 2,1 0,5 31,7 2,8 1,5
H p И м е ч а н и е. Содержание стабильного Sr B водах рек составляет в сред-
нем меньше 10"5 г на 100 г воды. В морской воде массовое отношение Са : Sr -'-’ 30,
a Ba:Sr'=1:4000 [3].
Таблица 12.3. Химический состав воды некоторых озер СССР [2]
Содержание, мг/л
Озера
ca” Mg“ Na*+ K" нсо; во,‘ сг + вх‘
Байкал 15,2 4,2 6,1 59,2 4,9 1,8
Ладожское 7 ,1 1,9 8,6 40,2 2,5 7,7
Телецкое 12,4 2,1 1,73 48,6 2,8 0,8
Онежское 54,2 1,6 1,5 20,4 1,3 1,5
Севан 33,9 5 ,9 77,З+21,4 414,7 17,9 6 ,9
Чудское 23,9 5,2 41,5 112,8 40,0 5,2
Валдайское 29,1 3,3 3,5 100,6 4,3 4,2
Иссык-Кулв 114,0 2 4,0 1475,0 240,0 2115,0 1585,0
Таблица 12.4. Среднее содержание некоторых элементов в морской воде [3]
Элемент Содержание, мг/кг Элемент Содержание, мг/кг
Na 10 560 Fe 0,02
Mg 127 0 Cs 0,002
Ca 400 Се 0,00О4
К З 80 La 0,0003
Ba 0,05 Y 0,0003
Таблица 12.5. Минеральный состав зеленых растений
и возщгцшо-сухого вещества, % [4]
Зеленые растения Воздушно-сухое вещество
Элемент
Среднее со- Наблюдаемый диа- Среднее со- Наблюдаемый ди-
держание пазон содержания держание апазон содержания
Вода 66,900 32,0 — 87,2 — -
Зола 3,170 0,63 — 8,58 9,590 1,89 — 25,950
Ca 0,413 0,032 — 1,074 1,249 0,096 —- 3,277
Р 0,083 0,020 — 0,272 0,251 0,060 — 0,822
К 0,661 0,102 — 1,760 1,998 0,309 — 5,322
283

Продолжение табл. 12.5.
Зеленые растения Воздушно-сухое вещество
Элемент
Среднее со- Наблюдаемый диа- Среднее со- Наблюдаемый ди-
держание пазон содержания держание апазон содержания
Na 0,503 0,010 — 1,810 1,531 0,030 — 5,473
Mg 0,080 0,070 — 0,294 0,241 0,030 — 0,889
Si 0,226 0,010 — 1,340 0,683 0,030 — 4,052
Fe 0,016 0,002 — 0,037 0,048 0,006 - 0,145
S 0,080 0,012 -— 0,250 0,241 0,036 -— 0,756
Cl 0,157 0,010 — 0,480 0,475 0,030 - 1,451
Mn 0,017 0,003 — 0,050 0,051 0,009 - 0,152
П р и м е ч а н и е. Содержание стабильного Sr B траве меняется от 1,5 до 5 мг
на 1 г Са.
Таблица 12.6. Среднее содержание золы и воды в различном молоке, % [5]
Молоко
Вещество 4
ЖСНСКОС КОРОВЬС КОЗЬС ОВСЧЬС КУМЫС OCJIHI-I00
Зола 0,36 0,72 0,79 0,93 0,35 0,47
Вода 87,36 87,27 86,48 83,57 90,78 83,57
7['a?.auua 12. 7. Минеральный состав коровьего молока, % (зольность молока 0,68 %)
6
Ca P K Na Mg S Cl
0,147 0,112 0,161 0,066 0,013 0,019 0,072
Таблица 12.8. Содержание калия и кальция в золе молока ‚ % [7]
т.
Молоко
Элемент*
женское коровье козье овечье Оленье буйволицы
К 24-28 21-25 — 20 12 11-12
Са 10 — 14 15 — 18 15 — 22 19 18 24
*Среднее содержание К и Са в молоке, как правило, постоянно. Наблюдаемые
отклонения от средних уровней зависят от времени года, породы, кормов, лакта-
ции и т.д.
Некоторые элементы, такие как Сз, 1, K, обладают большой летуче-
стью, поэтому в процессе подготовки исследуемых проб для анализа
(при сжигании их или прокаливангш при высоких температурах) воз-
можны больцше потери активности. В табл. 12.9 приведены данные
М.Ф. Плотъшкова, характеризующие летучесть К при прокаливании раз-
личных пищевых продуктов.
Некоторые данные о содержании стабильных К, Са и Sr B органах и
тканях человека и зольности различных костей взрослого человека при-
ведены в табл. 12.10 - 12.14.
284

Таблица 12.9. Количество К, оставшегося после прокаливания некоторых
пищевых продуктов, %
Температур: про-
к , С Картофель Свекла Морковь Лук Мясо Яблоки
700 76 — 89 83 — 89 70 — 73 91 — 96 68 -— 80 48 — 55
900 72-78 28-53 37-40 45-48 60-65 10-—12
П р и M e ч а н и е. Время прокаливания 1 ч. За 100 % было взято количество
калия, определенное в этих же продуктах при полном их окислении ”жидким”
методом — азотной кислотой и пергидролем.
Таблица 12.10. Содержание К, Са и стабильного Sr B органах
и тканях человека, мкг/г сырой ткани [8]
Количество
Орган или ткань исследован- Са К Sr *
пых проб
Надпочечная железа 6 44 1100 0,02
Аорта 75 970 1370 0,43
Кровь — 50 1 1 —
Костная ткань 99 1,48-105 880 15
Головной мозг 94 1 10 3300 0,04
ГРУдная железа 7 64 310 0,06
Желудочно-кишечъльпй тракт:
пищевод 39 120 1510 0,10
желудок 88 115 1520 0,12
двенадцатиперстная 51 86 15 20 0,12
кишка
толстая кишка 66 76 1600 0,15
слепая кшцка 31 155 1060 0,31
сигмовидная часть 72 115 1320 0,25
толстой кишки
прямая ки1цка 33 140 1580 0,19
Сердце 96 53 2500 0,05
Почка 102 115 2030 0,08
Гортань 31 1920 1530 1,00
Печень 102 70 3 100 0,03
Легкое 102 130 2120 0,12
Мьпцечная ткань:
диафрагма 42 74 26 00 0,06
ГРУдная клетка 21 37 2830 0,02
поясничная мышца 86 49 3330 0,03
Сальник 35 40 400 0,04
Яичник 9 220 1350 0,25
Поджелудочная железа 95 120 2800 0,07
Предстательная железа 27 320 2200 0,27
Кожа 18 150 800 0, 10
Селезенка 97 84 3500 0,05
Яичко 53 100 2100 0,06
Зобная железа 2 63 540 0,05
Щитовидная железа 11 260 1100 0,13
Язык 3 175 2800 0,07
Трахея 35 950 2200 0,48
Мочевой пузырь 70 130 1730 0, 15
Влагалище 7 200 1500 0,17
Матка 17 185 1730 0,15
‘Содержание стабильного Sr B золе костей человека колеблется от 100 до
350 мкг/г (в среднем 172). Удельная концентрация стабильного Sr (Sr/Ca-103 %)
B костях людей из различных районов земного шара колеблется от 0,11 до 1,98 [14] .

Таблица 12.11. Содержание Са в зубах у детей различных возрастных групп
(по данным Ем. Ярцева)
Концентрация, %
Возрастная Число последователь-
группа, лет ных зубов (проб) в золе в зубах
7 360 (6) 38,9 Ё 0,5 25,0 Ё 2,1
7 — 9 327 (15) 38,9 Ё 0,5 26,2 Ё 2,0
10 — 13 481 (18) K85 Ё 0,8 26,2 Ё 1,7
Среднее 1168 (39) 38,8 Ё 0,6 26,2 Ё 2,0
Таблица 12.12. Содержание Са в костной ткани человека
различного возраста и пола [9]
Возраст челове- Концентрация Са, Возраст человека, Концентрация,
ка, лет (пол) г/кг кости лет (пол) г/кг кости
7
1 (м) 24,1 18 (м) 54,5 ’
3 (M) 32,7 19 (м) 58,3
3 (м) 19,7 20 (м) 34,3
8 (м) 19,1 20 (ж) 55,5
8 (ж) 32,8 20 (M) 67,7
9 (M) 30,1 21 (M) 52,5
11 (м) 35,6 21 (ж) 48,5
12 (м) 40,0 21 (M) 48,8
13 (м) 36,8 23 (м) 42,2
15 (м) 40,8 23 (ж) 46,8
16 (M) 46,7 24 (ж) 60,7
Таблица 12.13. Зольность различных костей скелета взрослого человека
по данным Б.К. Борисова
Кость Зольность, % Кость Зольность, %
Череп 31 локтевые лучевые 29
Нижняя челюсть 33 Таз 20
Позвонки, крестец 11 Кисти 17
Ребра 23 Бедренные 25
Грудшта 9 Берцовые 23
Лопатки 22 Коленные чашечки 24
Ключицы 24 Стопы 17
Плечевые 25 Скелет целиком 21
Таблица 12.14. Концентрация К в организме человека
Возраст и пол Коъщентрация, г/кг массы тела
ГРУдные дети 1,6 — 1,7
Дети в возрасте 8 — 9 лет 2,2
Подростки в возрасте 10 — 11 лет 2,0
Девочки 12 -— 16 лет Постепенно снижается к 16 годам до 1,7
Мальчики 12 — 16 лет Постепенно увеличивается к 16 годам
до 2,35
Юнопш 16 — 21 года Постепенно снижается к 21 году до 2,0
286

Продолжение табл. 2.14.
Возраст и пол Концентрация, г/кг массы тела
Женщины старше 16 лет и мужчины Стойкое линейное и относительное
старше 21 года медленное снижение (0,1 г калия на 1 кг
массы тела за 10 лет) концентрации
c возрастом
Мужчины и женщины в возрасте 0,45
70 — 79 лет
Приложение 1. Соотношение между единицами времени
Единица с мин ч сут год
c 1 1,667 - 10-2 2,778 - 10-4 1,57 - 10-5 3,169 - 1о°8
мин 60 1 1,67 -1о-2 6,944 -10°4 1,901 - 10"‘
ч 3600 60 1 0,04167 1,141 - 10'4
сут 8,64 - 104 1440 24 1 2,738 - 10"3
год 3,156 - 107 5,26 - 105 8766 365,26 1
Приложение 2. Площадь различных районов Земли
Район. 106 км2
Суша 148‚892
Океаны и моря З61‚059
широтный пояс, град
0 — 10 44‚084
10 — 20 42,778
20 — 30 40‚198
30 — 40 36‚405
40 — 50 З1‚497
50 — 60 25,607
60 — 70 18‚905
70 — 80 11‚594
80 — 90 3,908
П р и м е ч а н и е. По данным Distn'bution of Water and Land Between Parallels. — In:
The Ocean, by Sverdrup, M.W, Johnson and R.H. Flemming. N.Y., Prentice 6-Hall Co.,
1954.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
Глава 1
1. Иванов В.И.‚ Машкович В.П.‚ Центер Э.М. Международная система единиц СИ
в атомной науке и технике. М.‚ Энергоиздат‚ 1981.
2. Schell W.R., Sauray G., Payne B.R. World distribution of environmental tritium. -
In: Physical Behaviour of Radioactive Contaminants in the Atmosphere. Proc. Int. Symp.
IAEA, Vienna, 1974, p. 375-400.
3. Радиационная безопасность при разведке и добыче урановых руд/Л.Д. Cambr-
KOB, И.Л. Шалаев‚ Ю.А. Лебедев‚ Л.В. Горбушгша. М.: Атомиздат, 1977.
4. Гусев Н.Г.‚ Дмитриев ILII. Квантовое излучение радиоактивных нуклидов.
Справочник. М.: Атомиздат, 1977.
5. ЕМЬ procedures manual edited by John H. Harley, HASL-300, New York, USA,
1979.
Глава 2
1. Краткий справочник инженера-физика. Сост. Н.Д. Федоров. М.‚ Госатомиздат,
1961.
2. Егер Р. дозиметрия и защита от излучений. Пер. с нем. М.‚ Госатомиздат, 1961.
Глава З
1. См. [1] кгл. 1.
2. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила
работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизИРУЮЩего из:
пучения ОСП-7 2/ 80. 2-е, изд. перераб. и дополн. М: Энергоиздат‚ 1981.
3. см. [4] к гл. 1.
4. Радиационная защита. Публикация МКРЗ 26. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1978.
Глава4
1. Источники и действие ионизирующей радиации. Доклад НКДАР ООН по дейст-
вию атомной радиации за 1977 г. Генеральной Ассамблее с приложенями в трех
томах. ООН, т. 1, Нью-Йорк, 1978.
2. United Nations. Ionizing radiation: levels and effects. United Nations Scientiﬁc
Committee on the Effects of Atomic Radiations. A Report to the General Assembly,
with annexes. United Nations publication, Sales No. E. 72. IX. 17 and 18. New York,
1972.
3. United Nations. Ionizing radiation: sources and biological effects. United Nations
Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. 1982 Report to the General
Assembly, with annexes. U.N., New York, 1982.
4. United Nations. Report of the United Nations Scientific Committee on the effects
atomic radiation. Offeical records of the General Assembly, Seventeenth Session, Sup-
plement No 16 (А/5216). New York, 1962.
5. Щукошоков Ю.А. Деление ядер урана в природе. М.: Атомиздат, 1970.
6. Человек. Медико-биолошческие данные. Доклад рабочей грушхы комитета П
по условному человеку. Пер. с англ. под ред. А.А. Моисеева. М.: Медици-
на, 77.
7. Moghissi A.A., Lyon К]. —— Radiol. Health Data and Reps, 1970, v. 11, N 5, p. 38.
288

8.Andrasi A., E. Beleznay. - Health Phys., 1979, v. 37, p. 591-592.
9. Перцов ILA. Природная радиоактивность биосферы. М.: Атомиздат, 1964.
10. Моисеев А.А.‚ Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной ги-
гиене. 2-е изд. М.: Атомиздат‚ 1974. 91 с.
11. Yamagata N. - Nature, 1962, v. 196, p. 83-84.
12. Hamilton Ед. — Health Phys., 1972, v. 22, p. 149.
13. Бердников А.В. — Вопр. питания, 1964, N‘-’ 4, c. 17 — 20.
14. Kahlos H., Asikainen M. Natural radioactivity of ground water in the Helsinki
area. - Ins. of Radiat. Physics, Report SF-A, 19, Helsinki, 1973.
15. Evaluation of radium-226 in total diet samples, 1964, to June 1967. - Radiol.
Health Data and Repts., 1969, v. 16, N 12, p. 457.
16. Andrews I.N., Wood D.F. - Trans. Inst. Min. Metall (IMM). Sedt B: Applied Earth
Science 81: 198-209, 1972.
17. Кащаипеп Р.‚ Miettinen J .K. - In: Radiol. Concentration Processes, London,
1967, p. 186.
18. Jawarowski Z. Symposium on Health Physics. v. 2. Budapest, 1966, p. 69.
19. Hill C.H. - Nature, 1965. v. 208, N 5009, p. 423.
20. Gress E. - Atomkemenergie, 1963, Bd 8, S. 32.
21. Beasley T.M., Palmer Н.Е. — Science, 1966, v. 152, N 3925, р. 1062.
22. Globel B., Muth H., Oberhausen E. - Strahlentherapie, 1966, Bd 131, N 2, S. 218.
23. Blanchard R.L. - In: Radioecol. Concentr. Processes. London, Pergamon Press,
1967‚р.83.
24. Питвер Б.Я., Дмитриев И.М.‚ Крисюк э.м. — B кн.: V научно-практическая
конференция по радиационной гигиене. Л., НИИРГ, 1967, с. 105.
25. Николова М.Е. Содержание^21°Ро и 2 1°РЬ в болгарских табаках и табачных
изделиях и их РадИЩионно-гшиеническая оценка. Автореф. дисс. на соиск. учен.
степени канд. биол. наук. М., 1972 (ЦОЛИУ врачей).
26. Павловская Н.А. — Мед. радиология, 1966, N‘-’ 5, с. 28.
27. Coles D.G,, Ragaini R.C., Ondov J.M. - Environ. Sci. Technol., v. 12, 1978,
. 442-446.
р 28. Klein D.H., Andren A.W., Carter J.A. - Environ. Sci. Technol., 1975, v. 12,
р. 768 — 773.
29. Kaakinen ЛИ. Jorden R.M., Lawasani M.N. — Environ. Sci., Technol., 1975, v. 9,
p. 862-869.
30. Bayliss R.J., Whaite H.W. - Air and Wat. Pollut. - Int. Л., v. 10, 1966, p. 813-819.
31. Наташи D.F.S., Wallace 13., Evans C.A. - Science, 1974, v. 183, p. 183-202.
32. Ilyin L.A., Knizlrnikov V.A., Barkhudarov R.M.e.a. Population, dose from natural
radionuclides due to certain types of economical activity of man, p. 1446-1456 in Natu-
ral Radiation Environment III. CONF-7 80422, 1980.
33. Петухова 3.B., книжников В.А. Поступление стронция-90 и цезия-1З7 глобаль-
ного происхождения c пищевым рационом населению Советского Союза в 1976 —
1979 гг. ГК АЭ СССР- НКРЗ СССР. М., Документ ООН А/ AC.82/G-1603.
Глава5
1. См. [б] кгл. 4.
2. Ellis R.E. - Med. Biol., 1961, v. 5, р. 255— 258.
3.См. Ре] кгл.4.
4. См. 3] кгл. 4.
5. Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными
веществами в открытом виде. Публикация 30 MKP3 Пер. с англ. Ч. 1. М.: Энерго-
атомиздат, 1982.
6. Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными
веществами в открытом виде. Публикация 30 МКРЗ. Пер. с англ. Ч. 2. М.: Энерго-
атомиздат, 1983.
7- Пределы ПОСТУППЗНИЯ РЗДИОНУКЛИДОВ для работающих с радиоактивными ве-
ществами в открытом виде. Публикация 30 МКРЗ. Пер. с англ. Ч. З. М.: Энергоатом-
издат, 1984.
8. Limits for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 30. Supplement
to pt 1. Annals of the ICRP. Pergamon Press, Oxford, v. 3, N 1-4, 1979.
289

9. limits for intakes of radionuclides by radionuclides by workers. ICRP Publication 30.
Supplement to pt 2. Annals of the ICRP, v. 5, N 1-6, Pergamon Press, Oxford, 1981.
10. limits for intakes of raclionuclides by workers. ICRP Publication 30. Supplement
to pt 3. Annals of the ICRP._v. 7. N 1-3. Pergamon Press, Oxford, 1982.
11. Alkaline earth metabolism in Adult man. ICRP Publication 20, Pergamon Press,
Oxford, 1973.
Главаб
l.Merommec1<ne указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417 -81. ГСИ. Едини-
цы физических величин B области ионизирУЮЦшх излучений. М.: Изд-во стандартов,
1984.
2. См. Н к гл. 4
3. См. 2 кгл. 3
4. Snyder W.S., Newfeld I. Protection against neutron radiation up to 30 MeV. Hand-
book 62. NBS USA, 1958.
5. Гусев Н.Г.‚ Кимель Л.Р.‚ Машкович В.П. и др. Защита от ионизирующих излу-
чений. Т. 1. М.: Атомиздат, 1969.
6. Золотухин В.Г.‚ Кеирим-Маркус И.Б.‚ Кочетков О.А. и др. Тканевые дозы
нейтронов в теле человека. М.: Атомиздат, 1972.
7. Радиационная защита. Рекомендации Международной комиссии по радиологи-
ческой зацште. Вторая публикация. Пер. с англ. М.: Госатомиздат‚ 1961.
8. См. [10] к гл. 4
9. Радиационная дозиметрия. Под ред. Дж. Хайна и Г. Браунелла. Пер. с anrn.
M.: Изд-во Иностр. лит.‚ 1958.
10. См. [5] к гл. 5.
11. Knapp H.A., Iodine-131 in fresh lilk and human thyroids following a single de-
position of nuclear test fallout TID-19266, 1963.
12. Материалы к обоснованию и нормативы предельно допустимых поступле-
ний радиоактивных изотопов иода в организм человека] Г.В. Архангельская,
И.А. Лихтарев, Л.А. Ильин и др. М.: Атомиздат, 1974. Документ ООН А/ АС.82/С/.
1537.
13. См. 6 кгл. 5.
14. См. 7 к гл. 5.
15. См. 8 кгл. 5.
16. CM. к гл. 5.
Глава7
1.См. 3] КГП.4.
2. CM. 10] к гл. 4.
З. доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной
Ассамблее ООН, Дополнение N9 16 A/5216. OOH. Нью-Йорк, 1962.
4. книжников В.А.‚ Бархударов Р.М., Лясс Ф.М. и др. — Мед. радиология, 1980,
N9 3, c. 4О-—50.
5. Губатова Д.Я. Применение термолюминесцентных дозиметров на основе фто-
ристого лития для решения задач клшшческой дозиметрии. Автореф. дисс. на соиск.
учен. степени канд. техн. наук. Рига 1971 (Рижский мед. институт).
6. Bengtsson G., Blompren P.G., Bergman K.e.a. — Acta Radiol. OncoL, 1978, v. 17,
p. 81 — 105.
7. Fulea C., Ramboiu S., Salagean S. La sante publique rev. int. Bucarest, 1980.
8.Hashizumer T., Maruyama T., Noda Y.e.a. -— Nippon Acta Radiol., 1981, v. 41.
9. Jankowski J . Evaluation of the risk of neoplasm induction in the Polish population
in result of x-ray radiation applied for medical purposes (in Polish). Studia materialy mono-
graﬁczne N 3, Lodz, Poland 1980.
10. Kramer K., Widenman L. Organ doses for different radiation qualities in diagnostic
radiology. Report 1981. Gesellschart f. Strahlen-u. Umwelt forschung m.b.H. Munich,
F.R.G.
11. Swindon T.N., Morris N.D., Solomon S.B. Contribution to the genetic and mean
290

bone-rgorrow doses of the Australian population from radiological procedures. ARL/TR
017, 1 80.
12. United States Department of health, education and welfare. Gonads doses and ge-
netically signiﬁcant dose from diagnostic radiology U.S., 1964, 1970, DHEW (FDA)
76-8034, 1976.
13. Laws P.S., Rosenstein M. — Health Phys., 1978, v. 35, p. 629-642.
14. Wall B.F., Fisher E.S., Shrimpton P.C. — Brit. J. Radio1., 1979, v. 52, р. 727—734.
15. Bundesminister des Innern, Federal Republic of Germany. Umweltradioaktivitat
und Strahlenbelastung, Jahresbericht 1974. Bonn, 1976.
Наймите Т., Maruyama T., Kumamoto Y. — Nippon Acta Radiol., 1976, v. 36,
p. - 224.
17. Hashizume T., Maruyama T. - Nippon Acta Radiol., 1979, v. 39, p. 170-173.
18. Hashizume T., Maruyama T., Nishizawa K.e.a. Comparison of genetically signiﬁ-
cant doses from medical uses of ionizing radiations and radionuclides in Japan. Procee-
dings of the First World Congress of Nuclear Medicine, World Federation of Nucltear
Medicine and Biology. Kyoto, 1974.
19. Weber J. Red bone marrow doses in roentgen diagnostic. Thesis from the Univer-
sity of Leiden, Netherlands, 1964.
20. Committee on the Radiological Hazards to Patients. Final report of the Committee,
HMSO, London, 1960.
21. Shleien B., Tucker T.T., Johnsson В.И. The mean active bone marrow dose to the
adult population of the United Stales from diagnostic-radiology. DHEW (FDA) 77-8013,
1977.
Глава 8
1. Иванов В.И., Лысцов B.H. Основы микродозиметрии. М.: Атомиздат, 1979.
2. Иванов В.И. Курс дозиметрии. З-е изд. М.: Атомиздат, 1978.
3. Вопросы микродозиметрии. Под ред. В.И. Иванова. М.: Энергоатомиздат‚
1982.
Глава 9
1.См. [2]1<rJI.3
Глава 10
1. См. [3] к гл. 4
2. Гуськова А.К.‚ Байсоголов Г.Д. Лучевая болезнь человека. М.: Медицина,
1971.
3. Гуськова А.К. Мед, радиология, 1980, N‘-’ 2, c. 59-64.
4. Руководство по организации медицинской помощи при радиационных ава-
риях/ А.К. Гуськова‚ А.В. Барабанова, Р.Д. Друтман и др. М.: Энергоатомиздат‚
1985.
5. Крайтер С.Н. дозиметрия при радиационных авариях. М.: Атомиздат, 1979.
6. Герасимова М.П.‚ Левочкин Ф.К. — В кн.: Дозиметрический и радиометричес-
кий контроль при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирую-
щих излучеъшй. Т. 2 М.: Энергоиздат, 1981, с. 95-97.
7. Неотложная помощь при острых радиационных воздействиях] В.П. Борисов,
В.Ф. Журавлев, В.А. Иванов‚ С.Ф. Севершт. 2-е изд? М.: Атомиздат, 197 6.
Глава 11
1. Кзмпион П.Дж., Барнс Д.Е., Вильямс А. Практическое руководство по пред-
ставлению результатов измерений. Пер. с англ. под. ред. В.И. Иванова. М.: Атом-
издат, 1979.
2. Худсои Д. Статистика для физиков. Пер. с англ. М.: Мир, 1970.
3. Гольданский В.И., Куценко А.В., Подгорецкий ММ. Статистика отсчетов при
регистрации ядерных частиц. М.: Физматгиз, 1959.
4. Румшннский Л.З. Элементы теории вероятностей. 5-е изд. М.: Наука, 1976.
5. Румшннский П.З. Математическая обработка результатов эксперимента. Спра-
вочное руководство. М.: Наука, 197 1.
291

б. Шварц Г. Выборочный метод. Руководство по примененшо статистических Me-
тодов оценивают. Пер. c нем. под ред. И.Г. Венецкого и B.M. Ивановой. М.: Crane-
тика, 1978.
7. Кокрен Уильям. Методы выборочного исследования. Пер. с aurn. Под ред.
А.Г. Волкова. М.: CTa'mc'rm<a,“I976. Х
8. джонсон Н.‚ Дион Ф. Статистика и планирование эксперимента в технике и
науке. Методы обработки данных. Пер. с англ. Под ред. Э.К. Лецкого. М.: Мир. 1980.
Глава 12
1. Радиоактивные загрязнения внешней среды. Под рук. В.П. Шведова и С.И. Ши-
рокова. М.: Атомиздат‚ 1962.
2. Алексин О.А. Общая гидрохимия. Л.: Гидрометеоиздат, 1948.‘
3. The effects of atomic radiation on oceanography and ﬁsheries. Nat. Acad. Sci. Na-
tional Research Council, Publ. N 551, 1_957.
4. Томмэ М.Ф. Минеральный состав кормов. М.: Сельхозгиз, 1948.
5. Тец В.П. Санитарная микробиология. 2-е изд. Л.: Медгиз, 1958.
6. Инихов Г.С.‚ Бридо ИЛ. Химический анализ молочных продуктов. М.: Hume-
промиздат, 1949.
7. Radioactive substances in the biosphere. IAEA, Vienna, 1961.
8. Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ. Вторая публикащпя. Пер. c англ.
М.: Госатомиздат, 1961.
9. 9°8х in human bone, April—June 1968. -— In: Radiological Health Data and Reports,
USA, July 1969, р. 322.