Руководящий документ РД 50-454-84 Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы физических величин" в области ионизирующих излучений.

Руководящий документ РД 50-454-84 Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы физических величин" в области ионизирующих излучений.

РД 50-454-84

РУКОВОДЯЩИЙ НОРМАТИВНЫЙ ДОКУМЕНТ

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы физических величин" в области ионизирующих излучений

Дата введения 1985-01-01

ИНФОРМАЦИОННЫЕ ДАННЫЕ

1. РАЗРАБОТАНЫ Комиссией по измерению ионизирующих излучений секции метрологического обеспечения НТС Госстандарта СССР

ИСПОЛНИТЕЛИ:

В.В.Бочкарев, д-р техн. наук; Ю.И.Брегадзе, д-р техн. наук (зам. председателя); М.Ш.Вайнберг, канд. биолог. наук; Э.Ф.Гарапов, канд. техн. наук; Н.Г.Гусев, д-р техн. наук; В.И.Иванов, д-р физ.-мат. наук; Б.М.Исаев, д-р техн. наук (председатель); И.Б.Кеирим-Маркус, д-р техн. наук; Г.С.Клишин; Е.А.Крамер-Агеев, канд. техн. наук; А.Н.Кронгауз, д-р техн. наук; Л.Н.Крылов, канд. техн. наук; М.А.Куренков, канд. техн. наук; А.Г.Лаврентьев; Ли Дон Хва, канд. техн. наук; У.Я.Маргулис, д-р техн. наук; В.П.Машкович; Д.И.Нарядчиков; З.С.Никифорова, канд. техн. наук; Г.Н.Руденко; Ю.В.Сивинцев, д-р техн. наук; И.Б.Теплов, д-р техн. наук; Ю.Г.Ткачук; Ю.Ф.Тутуров, д-р физ.-мат. наук; Л.Н.Федорова; В.И.Фоминых, канд. техн. наук; А.В.Фролова, канд. биолог. наук; А.Я.Хвостов; А.И.Хованович, д-р техн. наук; Э.М.Центер, д-р техн. наук; Г.А.Череватенко, канд. физ.-мат. наук; Е.Д.Чистов, д-р техн. наук; В.Я.Шмаков; М.Ф.Юдин, д-р техн. наук (зам. председателя); В.П.Ярына, канд. техн. наук; П.Ф.Масляев, канд. техн. наук; А.М.Блюменцев, канд. техн. наук; В.А.Квасов, канд. техн. наук; Ф.М.Лясс, д-р мед. наук; Р.В.Ставицкий, д-р биолог. наук; Э.К.Степанов, канд. техн. наук

2. ВНЕСЕНЫ Главным научно-техническим Управлением метрологии Госстандарта СССР

3. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Постановлением Госстандарта СССР от 8 февраля 1984 г. N 449

4. ССЫЛОЧНЫЕ ДОКУМЕНТЫ


Обозначение НТД, на который дана ссылка	Номер пункта, подпункта, перечисления, приложения
ГОСТ 8.417-81	Заголовок, вводная часть, 1.1, 1.2, 1.4, 1.5
ГОСТ 15484-81	1.3, 1.5
РД 50-160-75*	Вводная часть, 3.1
НРБ-76/81**	Список литературы
ОСП-72/87	" "
Публикация МКРЗ N 26	" "
Публикация МКРЗ N 30	" "

5. ПЕРЕИЗДАНИЕ (декабрь 1989) с ИЗМЕНЕНИЕМ N 1, ИУС N 2-90

Настоящие методические указания определяют порядок внедрения и применения в СССР в области ионизирующих излучений совокупности единиц физических (радиационных) величин, устанавливаемых ГОСТ 8.417-81.

Методические указания содержат четыре раздела. В разд.1 даны общие положения, связанные с переходом на единицы СИ в области ионизирующих излучений; в разд.2 - рекомендуемые радиационные величины и единицы общего назначения: в разд.2а - рекомендуемые дозиметрические величины и единицы в области радиационной безопасности (эквидозиметрические величины и единицы); в разд.3 - рекомендации, которые должны быть учтены министерствами и ведомствами СССР в программах по внедрению ГОСТ 8.417-81. В приложении дана сводная таблица, в которой приведены наименования и обозначения величин в области ионизирующих излучений.

(Измененная редакция, Изм. N 1).

1. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

1.1. Настоящие методические указания составлены в соответствии с ГОСТ 8.417-81 "ГСИ. Единицы физических величин" РД 50-106-79* "Методические указания. Внедрение и применение ГОСТ 8.417-81. "ГСИ. Единицы физических величин", ГОСТ 15484-81 "Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения" с учетом международных рекомендаций в области радиационных величин и единиц.

1.1. (Измененная редакция, Изм. N 1).

1.2. В настоящих методических указаниях приведены наименования, обозначения, размерности и определения производных физических величин и наименования, обозначения и определения производных единиц СИ в области ионизирующих излучений.

Методические указания включают также рекомендации по выбору дольных и кратных единиц СИ в области активности радионуклидов, в дозиметрии при контроле радиационной безопасности и терапевтическом использовании ионизирующих излучений, технологической дозиметрии и радиационных испытаниях, а также для констант, характеризующих ионизирующие излучения и их взаимодействие с веществом; по выбору внесистемных единиц в этих областях, допущенных к применению без ограничения срока наравне с единицами СИ в соответствии с ГОСТ 8.417-81; десятичных дольных и кратных единиц при градуировке приборов для измерения ионизирующих излучений.

1.3. Величины и единицы, применяемые в области ионизирующих излучений, непрерывно совершенствуются, состав их расширяется в соответствии с развитием теории и практических приложений ионизирующих излучений. Поэтому перечень радиационных величин и единиц не может быть полным и законченным. Приводимые в настоящих методических указаниях таблицы содержат лишь те производные радиационные величины и единицы, которые наиболее широко используются и могут служить типовыми примерами для образования, по мере необходимости, других радиационных величин и единиц.

Примечание. В настоящих методических указаниях определения величин в некоторых случаях приводятся в измененной редакции по сравнению с ГОСТ 15484-81, однако при этом не допущено нарушений границ понятий.

1.4. ГОСТ 8.417-81 допускает применение без ограничения срока ряда внесистемных единиц наравне с единицами СИ в тех случаях, когда замена их единицами СИ при современном состоянии соответствующих областей техники и народного хозяйства вызвала бы неоправданные затруднения. К таким внесистемным единицам относятся минута, час, сутки, неделя, месяц, год, литр, получившие широкое применение в дозиметрии, радиометрии и для характеристики параметров ионизирующих излучений. В таблицах настоящих методических указаний наряду с единицами СИ в специальной графе приводятся предпочтительные производные единицы с использованием внесистемных единиц, допущенных к применению без ограничения срока.

В соответствии с правилами образования десятичных кратных и дольных единиц в обоснованных случаях допускается применять приставку во втором множителе произведения или в знаменателе. Поэтому в связи с широким применением в практике измерения ионизирующих излучений рекомендуются единицы Бк/мл, кэВ/мкм и ряд других десятичных дольных и кратных единиц, которые указаны в последней графе таблиц.

1.5. Приведенные в разд.2 радиационные величины и единицы общего назначения распределены по четырем группам:

величины и единицы, характеризующие ионизирующее излучение и его поле;

величины и единицы, характеризующие взаимодействие ионизирующего излучения с веществом;

дозиметрические величины и единицы;

радиационные величины и единицы, характеризующие источники ионизирующих излучений;

1.5. (Измененная редакция, Изм. N 1).

1.6. Приведенные в разд.2а дозиметрические величины и единицы (эквидозиметрические величины и единицы), используемые в области радиационной безопасности, распределены по трем группам:

величины и единицы, характеризующие воздействие ионизирующего излучения на человека;

величины и единицы, характеризующие поле ионизирующего излучения;

величины и единицы, характеризующие источники ионизирующих излучений.

1.6.* (Включен дополнительно, Изм. N 1).

2. РАДИАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ЕДИНИЦЫ ОБЩЕГО НАЗНАЧЕНИЯ

2.1. Величины и единицы, характеризующие ионизирующее излучение и его поле


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2.1.1. Энергия ионизирующих частиц*	E	L MT	-	джоуль	J	Дж	-	эВ; кэВ; МэВ; ГэВ
2.1.2. Энергия ионизирующего излучения*		L MT	Суммарная энергия ионизирующих частиц (без учета энергии покоя), испущенная, переданная или поглощенная	джоуль	J	Дж	-	фДж; пДж; нДж; мкДж; мДж; Дж; кДж; МДж
2.1.3. Масса покоя частицы, атома, атомного ядра*		M	-	килограмм	kg	кг	-	Атомная единица массы (а.е.м.)
2.1.4. Поток ионизирующих частиц*	F	T	Отношение числа ионизирующих частиц , проходящих через данную поверхность за интервал времени , к этому интервалу:	секунда в минус первой степени	s	с	Секунда в минус первой степени равна потоку ионизирующих частиц, при котором через данную поверхность за 1 с проходит одна частица	с ; мин
2.1.5. Флюенс ионизирующих частиц		L	Отношение числа ионизирующих частиц , проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы:	метр в минус второй степени	m	м	Метр в минус второй степени равен флюенсу ионизирующих частиц, при котором в сферу с площадью центрального сечения 1 м проникает одна частица	см
2.1.6. Плотность потока ионизирующих частиц		L T	Отношение потока ионизирующих частиц , проникающих в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы:	секунда в минус первой степени - метр в минус второй степени	s ·m	c · м	Секунда в минус первой степени - метр в минус второй степени равен плотности потока ионизирующих частиц, при которой в сферу с площадью центрального сечения 1 м за 1 с проникает одна частица	с · см ; мин см
2.1.7 Энергетическая плотность потока ионизирующих частиц*	( E )	L M T	Отношение плотности потока ионизирующих частиц , с энергией от до к энергетическому интервалу :	секунда в минус первой степени - метр в минус второй степени - джоуль в минус первой степени	s m J	с м Дж		c · см эВ ; с · см кэВ ; с · см МэВ
2.1.8. Угловая плотность потока ионизирующих частиц*		L T	Отношение плотности потока ионизирующих частиц , распространяющихся в пределах элементарного телесного угла , ориентированного в направлении , к этому телесному углу:	секунда в минус первой степени - метр в минус второй степени - стерадиан в минус первой степени	s m sr	c м cp		с · см ср
2.1.9. Энергетическо- угловая плотность потока ионизирующих частиц*	( E , )	L M T	Отношение плотности потока ионизирующих частиц с энергией от до , распространяющихся в пределах элементарного телесного угла , ориентированного в направлении , к энергетическому интервалу и этому телесному углу:	секунда в минус первой степени - метр в минус второй степени - джоуль в минус первой степени - стерадиан в минус первой степени	s ·m J sr	c м Дж cp		с · см эВ · ср ; с · см кэВ · ср ; с · см МэВ · ср
2.1.10. Поток энергии ионизирующего излучения*		L MT	Отношение энергии ионизирующего излучения , проходящего через данную поверхность за интервал времени , к этому интервалу:	ватт	W	Вт	Ватт равен потоку энергии ионизирующего излучения, при котором через данную поверхность за 1 с проходит излучение с энергией 1 Дж	нВт; мкВт; мВт; Вт; кВт; МВт
2.1.11. Флюенс энергии ионизирующего излучения (перенос энергии ионизирующего излучения)*		MT	Отношение энергии ионизирующего излучения , проникающего в элементарную сферу, к площади центрального сечения этой сферы:	джоуль на квадратный метр	J/m	Дж/м	Джоуль на квадратный метр равен флюенсу энергии ионизирующего излучения, при котором в сферу с площадью центрального сечения 1 м проникает излучение с энергией 1 Дж	фДж/см ; пДж/см ; нДж/см ; мкДж/см мДж/см ; Дж/см ; кДж/см ; МДж/см
2.1.12. Плотность потока энергии ионизирующего излучения		MT	Отношение потока энергии ионизирующего излучения , проникающего в элементарную сферу, к площади нейтрального сечения этой сферы:	ватт на квадратный метр	W/m	Вт/м		нВт/см ; мкВт/см ; мВт/см ; Вт/см ; кВт/см ;МВт/см

________________

* Здесь и далее * обозначены величины, прокомментированные в примечаниях.

2.1.5, 2.1.7, 2.1.8, 2.1.12. (Измененная редакция, Изм. N 1).

Примечания:

1. Для энергии отдельных ионизирующих частиц (см. п.2.1.1) рекомендуется применять внесистемную единицу электронвольт и десятичные кратные ей единицы. В соответствии с ГОСТ 8.417-81 единица электронвольт и десятичные кратные ей единицы допускаются к применению без ограничения срока наравне с единицами СИ. 1 эВ = 1,60219

·10

Дж (приблизительно). Под ионизирующими частицами понимаются частицы корпускулярного излучения и фотоны.

2. Понятие энергии ионизирующего излучения (см. п.2.1.2) используется при образовании ряда величин, характеризующих ионизирующие излучения и их взаимодействие с веществом. Эти величины используются в основном как промежуточные для расчета поглощенной энергии, поэтому предпочтительной единицей для энергии излучения является джоуль, а также его десятичные дольные и кратные единицы. Вместе с тем в ряде задач широкое использование получила также внесистемная единица энергии электронвольт и ее десятичные кратные единицы. При использовании в расчете испущенной, переданной или поглощенной энергии ионизирующего излучения, эти единицы необходимо переводить в джоули или его десятичные дольные и кратные единицы.

3. Атомная единица массы (см. п.2.1.3) равна 1/12 массы атома углерода-12. 1 а.е.м. = 1,66057

·10

кг (приблизительно), что соответствует энергии 149,2442 пДж или 931,50 МэВ.

4. Использование единицы минута в минус первой степени (см. п.2.1.4) является предпочтительным для потока частиц, который характеризует степень загрязнения поверхностей радиоактивными веществами.

5. Дифференциальные величины, образованные из плотности потока частиц (см. пп.2.1.7-2.1.9), приведены как примеры образования дифференциальных энергетических, угловых и энергетическо-угловых величин. По аналогии могут быть образованы дифференциальные величины и их единицы от величин, приведенных в пп.2.1.4, 2.1.5, 2.1.10, 2.1.11.

6. Единицы потока энергии, флюенса энергии и плотности потока энергии ионизирующего излучения (см. пп.2.1.10-2.1.12) часто выражаются с использованием внесистемной единицы энергии электронвольт и ее десятичных кратных единиц.

При использовании этих единиц, как промежуточных, например, при определении дозовых характеристик поля, эти единицы необходимо переводить в джоули или его десятичные дольные и кратные единицы.

Наименования указанных величин в настоящем документе отличаются от наименований этих величин в ГОСТ 15484-81 тем, что в ряде случаев вместо термина "частица" использован термин "излучение". Это связано с тем, что в настоящем документе приняты два разных термина: 1) "энергия ионизирующих частиц" (см. п.2.1.1), характеризующий энергию отдельных ионизирующих частиц; 2) "энергия ионизирующего излучения", характеризующий энергию совокупности ионизирующих частиц (см. п.2.1.2).

2.2. Величины и единицы, характеризующие взаимодействие ионизирующего излучения с веществом


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наименование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2.2.1. Сечение взаимодействия ионизирующих частиц (сечение взаимодействия)*		L	Отношение числа определенного ( -го) типа взаимодействий ионизирующих частиц и частиц-мишеней в элементарном объеме, при флюенсе ионизирующих частиц, к числу частиц мишеней в этом объеме и к этому флюенсу:	квадратный метр	m	м	Квадратный метр равен сечению взаимодействия ионизирующих частиц, при котором в веществе, содержащем одну частицу-мишень в 1 м , флюенс падающих частиц 1 м приводит в среднем к одному акту взаимодействия определенного типа в 1 м	фм
2.2.2. Полное сечение взаимодействия ионизирующих частиц (полное сечение взаимодействия)*		L	Сумма всех сечений взаимодействия ионизирующих частиц данного вида, соответствующих различным реакциям или процессам:	квадратный метр	m	м		фм
2.2.3. Макроскопическое сечение взаимодействия ионизирующих частиц (макроскопическое сечение взаимодействия)*		L	Произведение сечения взаимодействия на концентрацию частиц-мишеней в веществе:	метр в минус первой степени	m	м	-	см
2.2.4. Линейный коэффициент ослабления		L	Отношение доли косвенно ионизирующих частиц, испытавших взаимодействие при прохождении элементарного пути в веществе, к длине этого пути:	метр в минус первой степени	m	м	Метр в минус первой степени равен линейному коэффициенту ослабления, при котором на пути 1 м плотность потока в параллельном пучке косвенно ионизирующих частиц уменьшается в e раз (e - основание натурального логарифма)	см
2.2.5. Массовый коэффициент ослабления		L M	Отношение линейного коэффициента ослабления к плотности вещества , через которую проходит косвенно ионизирующее излучение:	квадратный метр на килограмм	m /kg	м /кг	-	см /г
2.2.6. Атомный коэффициент ослабления		L	Отношение линейного коэффициента ослабления к концентрации атомов вещества, через которое проходит косвенно ионизирующее излучение:	квадратный метр	m	м	-	см
2.2.7. Линейный коэффициент передачи энергии*		L	Отношение доли энергии косвенно ионизирующего излучения (исключая энергию покоя частиц), которая преобразуется в кинетическую энергию заряженных частиц при прохождении элементарного пути в веществе, к длине этого пути:	метр в минус первой степени	m	м	-	см
2.2.8. Массовый коэффициент передачи энергии*		L M	Отношение линейного коэффициента передачи энергии к плотности вещества , через которое - проходит косвенно ионизирующее излучение:	квадратный метр на килограмм	m /kg	м /кг	Квадратный метр на килограмм равен массовому коэффициенту передачи энергии, при котором на пути в 1 м в веществе с плотностью 1 кг/м плотность потока энергии косвенно ионизирующего излучения уменьшается в e раз (e - основание натурального логарифма)	см /г
2.2.9. Линейный коэффициент поглощения энергии*		L	Произведение линейного коэффициента передачи энергии на разность между единицей и долей энергии вторичных заряженных частиц, переходящей в тормозное излучение в данном веществе:	метр в минус первой степени	m	м	-	см
2.2.10. Массовый коэффициент поглощения энергии*		L M	Отношение линейного коэффициента поглощения энергии к плотности вещества , через которое проходит косвенно ионизирующее излучение:	квадратный метр на килограмм	m /kg	м /кг	-	см /г
2.2.11. Средний линейный пробег заряженной ионизирующей частицы		L	Среднее значение модуля вектора между началом и концом пробега заряженной ионизирующей частицы в данном веществе	метр	m	м	-	мкм; мм; см; м
2.2.12. Средний массовый пробег заряженной ионизирующей частицы		ML	Произведение среднего линейного пробега заряженной ионизирующей частицы в данном веществе на плотность этого вещества :	килограмм на квадратный метр	kg/m	кг/м	-	г/см
2.2.13. Линейная плотность ионизации		L	Отношение числа ионов одного знака, образованных заряженной ионизирующей частицей на элементарном пути , к этому пути:	метр в минус первой степени	m	м	-	см ; мкм
2.2.14. Линейная тормозная способность вещества*		LMT	Отношение энергии , теряемой заряженной ионизирующей частицей при прохождении элементарного пути в веществе, к длине этого пути:	джоуль на метр	J/m	Дж/м	-	кэВ/мкм
2.2.15. Массовая тормозная способность вещества*		L Т	Отношение линейной тормозной способности вещества к плотности вещества :	джоуль-метр в квадрате на килограмм	J ·m /kg	Дж·м /кг	-	кэВ·см /г;МэВ·см /г
2.2.16. Атомная тормозная способность вещества		L MT	Отношение линейной тормозной способности вещества к концентрации атомов этого вещества:	джоуль-квадратный метр	J ·m	Дж·м	-	эВ·см
2.2.17. Линейная передача энергии (ЛПЭ)*		LMT	Отношение энергии , переданной веществу заряженной частицей вследствие столкновений на элементарном пути , к длине этого пути:	джоуль на метр	J/m	Дж/м	-	кэВ/мкм
2.2.18. Средняя энергия новообразования*		L MT	Отношение начальной кинетической энергии заряженной ионизирующей частицы к среднему числу пар ионов , образованных этой частицей до полной потери ее кинетической энергии, в данном веществе:		J	Дж	-	эВ
2.2.19. Массовая поверхностная плотность		ML	Отношение массы вещества элемента слоя с площадью поверхности к этой площади:	килограмм на квадратный метр	kg/m	кг/м	Килограмм на квадратный метр равен массовой поверхностной плотности, при которой на 1 м поверхности слоя равномерно распределена масса 1 кг	мг/см ; г/см

________________

* Здесь и далее * обозначены величины, прокомментированные в примечаниях.

2.2.2, 2.2.5, 2.2.7 и 2.2.10. (Измененная редакция, Изм. N 1).

Примечания:

1. Внесистемная единица барн, равная 100 фм

(см. пп.2.2.1, 2.2.2), получила широкое распространение в отечественной и зарубежной практике. Вопрос о сроках изъятия единицы барн для сечения взаимодействия требует специального согласованного решения. В наименованиях физических величин в пп.2.2.1 и 2.2.2 не используется слово "эффективное", поскольку наименование величины "эффективное сечение взаимодействия" часто употребляется в другом смысле.

2. Наряду с макроскопическим сечением взаимодействия

используется полное макроскопическое сечение взаимодействия

, определяемое через полное сечение взаимодействия

(см. п.2.2.2):

3. Определения единиц в пп.2.2.7-2.2.10 предполагают взаимодействие с веществом узкого моноэнергетического пучка косвенно ионизирующего излучения.

Индекс "tr" в обозначении линейного коэффициента передачи энергии

(см. п.2.2.7) образован начальными буквами слова "transfer" (передача). В соответствии с этим обозначается массовый коэффициент передачи энергии

(см. п.2.2.8).

Индекс "en" в обозначении линейного коэффициента поглощения энергии (см. п.2.2.9) образован начальными буквами слова "energy". В соответствии с этим обозначается массовый коэффициент поглощения энергии

(см. п.2.2.10).

4. Линейная и массовая тормозные способности вещества (см. пп.2.2.14 и 2.2.15), иногда называемые полными, складываются из тормозных способностей обусловленных столкновениями (collision) и тормозным излучением (radiative). В частности,

5. В определении ЛПЭ (см. п.2.2.17))

означает энергию, теряемую заряженной частицей в тех столкновениях с электронами, при которых потеря энергии меньше граничной

. Рекомендуется

выражать в электронвольтах. Например,

означает ЛПЭ при граничной энергии 100 эВ.

6. Из определения средней энергии новообразования

(см. п.2.2.18) следует, что ионы, образованные тормозным излучением или другим вторичным излучением, созданным заряженной частицей, входят в число учитываемых пар ионов.

В расчетах часто используется величина, являющаяся отношением

к электрическому заряду. Для этой величины рекомендуется единица Дж/Кл. В этом случае числовое значение

совпадает с числовым значением

, выраженным в злектронвольтах.

2.3. Дозиметрические величины и единицы


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2.3.1. Поглощенная доза ионизирующего излучения (доза излучения)*		L T	Отношение средней энергии , переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме:	грей	Gy	Гр	Грей равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж	нГр; мкГр; мГр, Гр; кГр; МГр
2.3.2. Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения (мощность дозы излучения)*		L T	Отношение приращения поглощенной дозы за интервал времени к этому интервалу времени:	грей в секунду	Gy/s	Гр/с	Грей в секунду равен мощности поглощенной дозы излучения, при которой за 1 с в веществе создается доза излучения 1 Гр	мГр/мин; Гр/мин; мГр/с; Гр/с; кГр/с
2.3.3. Керма*		L T	Отношение суммы начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементарном объеме вещества, к массе вещества в этом объеме:	грей	Gy	Гр	Грей равен керме, при которой сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в веществе массой 1 кг, равна 1 Дж	нГр; мкГр; мГр; Гр; кГр; МГр
2.3.4. Мощность кермы*		L T	Отношение приращения кермы за интервал времени к этому интервалу времени:	грей в секунду	Gy/s	Гр/с	Грей в секунду равен мощности кермы, при которой в веществе за 1 с создается керма 1 Гр	мГр/мин; Гр/мин; мГр/с; Гр/с; кГр/с
2.3.5. Экспозиционная доза фотонного излучения (экспозиционная доза)*		M TI	Отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных в воздухе, когда все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в элементарном объеме воздуха с массой , полностью остановились в воздухе, к массе воздуха в указанном объеме:	кулон на килограмм	C/kg	Кл/кг	Кулон на килограмм равен экспозиционной дозе, при которой все электроны и позитроны, освобожденные фотонами в воздухе массой 1 кг, производят ионы, несущие электрический заряд 1 Кл каждого знака	-
2.3.6. Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения (мощность экспозиционной дозы)*		М I	Отношение приращения экспозиционной дозы за интервал времени к этому интервалу времени:	ампер на килограмм	A/kg	А/кг	Ампер на килограмм равен мощности экспозиционной дозы фотонного излучения, при которой за 1 с создается экспозиционная доза 1 Кл/кг	-
2.3.7. Полевая поглощенная доза*		L T	Поглощенная доза в центре шара радиусом 1 г/см из рассматриваемого вещества, совмещенном с точкой поля ионизирующего излучения, в которой определяется	грей	Gy	Гр	-	нГр, мкГр, мГр, Гр, кГр, МГр
2.3.8. Мощность полевой поглощенной дозы		L T	Отношение приращения * полевой поглощенной дозы за интервал времени к этому интервалу:	грей в секунду	Gy/s	Гр/с	-	мГр/мин, Гр/мин, мГр/с, Гр/с,кГр/с

________________

* Здесь и далее * обозначены величины, прокомментированные в примечаниях,

2.3.7 и 2.3.8 (Измененная редакция, Изм. N 1).

Примечания:

1. Поглощенная доза излучения (см. п.2.3.1) является основной физической величиной, определяющей степень радиационного воздействия.

Области использования поглощенной дозы - лучевая терапия, радиационная технология, радиобиологические и радиационно-материаловедческие исследования, радиационная безопасность (аварийное облучение).

При терапевтическом использовании ионизирующих излучений и аварийном облучении предпочтительной единицей поглощенной дозы должен быть грей вне зависимости от размера величины. Эта же единица является предпочтительной при нанесении на шкалы клинических и аварийных дозиметров.

При технологическом применении излучений, радиобиологических и радиационно-материаловедческих исследованиях помимо единицы грей должны использоваться десятичные дольные и кратные ей единицы. В этих случаях, согласно ГОСТ 8.417-81, десятичные дольные и кратные единицы выбирают таким образом, чтобы числовые значения поглощенной дозы находились в диапазоне от 0,1 до 1000.

Под переданной энергией понимается выражение

где

- энергия всех заряженных и незаряженных частиц (без учета энергии покоя), которые входят в рассматриваемый объем;

- энергия всех заряженных и незаряженных частиц (без учета энергии покоя), которые выходят из рассматриваемого объема;

- сумма всех изменений энергии (уменьшение со знаком плюс, увеличение со знаком минус), связанных с массой покоя частиц при любых ядерных превращениях, происходящих в рассматриваемом объеме.

2. При ликвидации последствий аварий и планировании повышенного облучения время пребывания человека в условиях повышенного уровня ионизирующего излучения, как правило, измеряется минутами. Поэтому предпочтительной единицей для мощности поглощенной дозы (см. п.2.3.2) в области радиационной безопасности (аварийное облучение) должен быть миллигрей в минуту (мГр/мин) вне зависимости от размера величины. Эта единица является предпочтительной и для нанесения на шкалы измерителей мощности поглощенной дозы, используемых при контроле радиационной безопасности.

Длительность сеансов облучения при терапевтических процедурах измеряется, как правило, в минутах. Поэтому предпочтительной единицей для нанесения на шкалы терапевтических дозиметров должен быть грей в минуту (Гр/мин) вне зависимости от размера величины. При технологическом применении излучений, радиобиологических и радиационно-материаловедческих исследованиях могут быть использованы производные единицы мощности поглощенной дозы, образованные из десятичных дольных и кратных грею единиц и любых допущенных к применению единиц времени. Конкретный выбор единицы мощности поглощенной дозы должен определяться удобством ее использования и подчиняться правилам образования единиц, изложенным в ГОСТ 8.417-81.

3. Керма (см. п.2.3.3) включает в себя полную энергию вторичных заряженных частиц, в том числе и ту ее часть, которая расходуется затем на тормозное излучение. Таким образом, керма может быть представлена в виде суммы двух членов:

где

- часть кермы, обусловленная кинетической энергией заряженных частиц, затраченной на ионизацию и возбуждение при взаимодействии (столкновении) частиц первичного излучения с атомами среды;

- часть кермы, обусловленная кинетической энергией заряженных частиц, затраченной на тормозное излучение;

;

- усредненные значения по энергетическому спектру фотонного излучения в данной точке вещества массовых коэффициентов поглощения, передачи энергии и флюенса энергии излучения.

Для фотонного излучения средних энергий и легкоатомных материалов значение

мало, так для гамма-излучения кобальта-60 в воде

примерно равно 0,005.

В условиях энергетического равновесия между первичным и вторичным излучениями (что определяется пробегом вторичных заряженных частиц)) значение кермы весьма близко к значению поглощенной дозы. Для гамма-излучения кобальта-60 в легкоатомных материалах керма в этих условиях всего лишь на 0,5% больше значения поглощенной дозы. Составляющая воздушной кермы

для фотонного излучения является энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. Применение кермы не ограничено сверху какой-либо энергией фотонов. При выборе десятичных дольных и кратных единиц кермы необходимо в зависимости от области использования этой величины руководствоваться рекомендациями, изложенными выше для поглощенной дозы.

3. (Измененная редакция, Изм. N 1).

4. При выборе производных единиц мощности кермы (см. п.2.3.4) необходимо в зависимости от области использования этой величины руководствоваться рекомендациями, изложенными выше для мощности поглощенной дозы.

5. Внесистемная единица экспозиционной дозы (см. п.2.3.5) рентген (P) связана с единицей СИ этой величины следующими соотношениями: 1 P=2,58

·10

Кл/кг (точно); 1 Кл/кг =3,88

·10

P (приблизительно).

Существенное изменение размеров единиц и коэффициент связи между внесистемными единицами и единицами СИ могут быть причинами многочисленных ошибок.

В процессе перехода на единицы СИ экспозиционная доза подлежит изъятию из употребления. Мероприятия, которые необходимо провести в связи с этим, изложены в разд.3 настоящих методических указаний.

6. Внесистемная единица мощности экспозиционной дозы (см. п.2.3.6) рентген в секунду (P/c) связана с единицей СИ этой величины следующими соотношениями: 1 P/c =2,58

·10

А/кг (точно); 1 А/кг =3,88

·10

P/c (приблизительно).

В процессе перехода на единицы СИ величина мощности экспозиционной дозы подлежит изъятию из употребления. Мероприятия, которые необходимо провести в связи с этим, изложены в разд.3 настоящих методических указаний.

7. В качестве характеристики поля фотонного излучения служит экспозиционная доза (см. п.2.3.5). В связи с отказом от дальнейшего использования ее предлагают заменить воздушной кермой (Доклад 33 МКРЕ. - М.: Энергоатомиздат, 1985).

Керма удобна для расчетов, но ее измерения наталкиваются на определенные трудности, связанные с осуществлением условий равновесия со вторичными заряженными частицами, особенно в полях с широким энергетическим спектром. Для излучения с большой энергией частиц керма, как и экспозиционная доза, перестает быть удобной локальной характеристикой поля ионизирующего излучения. Ни воздушная керма, ни экспозиционная доза не пригодны для описания поля нейтронного излучения с целью оценки его воздействия на человека и другие биологические объекты. Поэтому вводится новая величина - полевая поглощенная доза. Она лишена указанных недостатков и может применяться для любого проникающего ионизирующего излучения.

Радиус шарового объема, входящего в определение полевой поглощенной дозы, выбран исходя из удобства условного разделения ионизирующих излучений на проникающие и слабопроникающие. Он совпадает с толщиной 10 мм, входящей в определения амбиентной эквивалентной дозы (см. п.2а.2.1) и индивидуальной проникающей эквивалентной дозы, предложенной Международной комиссией по радиационным единицам (МКРЕ) как минимальная глубина залегания критических органов (Доклад 39, 1985). Форма объема выбрана из соображений изотропности.

В качестве рабочего вещества, если не оговаривается иное, используют вещества, эквивалентные мягкой биологической ткани стандартного состава (массовая доля), %: H - 10,1; C - 11,1; N - 2,6 и O - 76,2; плотность 1 г/см

. При необходимости можно использовать другие вещества. При воспроизведении размеров шара и состава вещества погрешность в определении значения полевой поглощенной дозы, вызванная их неточностью, не должна превышать 3%.

7. (Измененная редакция, Изм. N 1).

8, 9, 10. (Исключены, Изм. N 1).

2.4. Радиационные величины и единицы, характеризующие источники ионизирующих излучений


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2.4.1. Активность радионуклида в источнике (образце) (активность радионуклида)*		T	Отношение числа спонтанных переходов из определенного ядерно-энергетического состояния радионуклида, происходящих в источнике (образце) за интервал времени , к этому интервалу времени:	беккерель	Bq	Бк	Беккерель равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время 1 с происходит один спонтанный переход из определенного ядерно-энергетического состояния этого радионуклида	Бк; кБк; МБк; ГБк; ТБк; ПБк
2.4.2. Удельная активность источника*		M T	Отношение активности радионуклида в источнике (образце) к массе источника (образца) или к массе элемента, соединения:	беккерель на килограмм	Bq/kg	Бк/кг	Беккерель на килограмм равен удельной активности источника, при которой активность радионуклида в источнике (элементе, соединении) массой в 1 кг равна 1 Бк	Бк/г; кБк/г; МБк/г; ГБк/г; ТБк/г
2.4.3. Объемная активность источника*		L T	Отношение активности радионуклида в источнике (образце) к его объему :	беккерель на кубический метр	Bq/m	Бк/м	Беккерель на кубический; метр равен объемной активности источника, при которой активность радионуклида в источнике объемом 1 м равна 1 Бк	Бк/мл; кБк/мл; МБк/мл; ГБк/мл; Бк/л; кБк/л; МБк/л; Бк/м
2.4.4. Молярная активность источника		T N	Отношение активности радионуклида в источнике (образце) к числу молей вещества (соединения), содержащего данный радионуклид	беккерель на моль	Bq/mol	Бк/моль	Беккерель на моль равен молярной активности, при которой в источнике (соединении), содержащем 1 моль радиоактивного вещества (соединения), активность равна 1 Бк	МБк/молъ; ГБк/моль; МБк/ммоль; ГБк/ммоль; ТБк/ммоль
2.4.5. Поверхностная активность источника		L T	Отношение активности радионуклида в источнике (образце), распределенной на поверхности источника, к площади этой поверхности:	беккерель на квадратный метр	Bq/m	Бк/м	Беккерель на квадратный метр равен поверхностной активности, при которой активность радионуклида (радионукдлидов), распределенного на поверхности площадью 1 м , равна 1 Бк	Бк/см ; кБк/см ; МБк/км ; ГБк/км
2.4.6. Полевая постоянная радионуклида (полевая постоянная)*		L T	Отношение мощности полевой поглощенной дозы, создаваемой точечным изотропно излучающим источником с данным радионуклидом на расстоянии в вакууме и умноженной на квадрат этого расстояния, к активности источника:	грей - метр в квадрате на секунду - беккерель	Gy ·m / /(s·Bq)	Гр·м / /(с·Бк)	Грей - метр в квадрате на секунду - беккерель равен полевой постоянной радионуклида, при которой мощность полевой поглощенной дозы, создаваемая на расстоянии 1 м в вакууме точечным изотропно излучающим источником с данным радионуклидом активностью 1 Бк, равна 1 Гр/с	аГр·м / /(с·Бк)
2.4.7. Индекс излучения радионуклидного источника (индекс источника)*		L T	Мощность полевой поглощенной дозы, создаваемая точечным изотропно излучающим источником на расстоянии в вакууме, умноженная на квадрат этого расстояния:	грей - метр в квадрате в секунду	Gy ·m /s	Гр·м /с	Грей - метр в квадрате в секунду равен индексу излучения радионуклидного источника, при котором мощность полевой поглощенной дозы, создаваемая точечным изотропно излучающим источником на расстоянии 1 м в вакууме, равна 1 Гр/с	мкГр·м /ч; мГр·м /ч; Гр·м /ч
2.4.8. Постоянная радиоактивного распада радионуклида		Т	Отношение доли ядер радионуклида, распадающихся за интервал времени , к этому интервалу времени:	секунда в минус первой степени	s	с	Секунда в минус первой степени равна постоянной распада, при которой за 1 с число ядер радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в e раз (e - основание натурального логарифма)	с ; мин ; ч ; сут ; год
2.4.9. Период полураспада радионуклида		Т	Время, в течение которого число ядер радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в два раза	секунда	s	с	-	с; мин; ч; сут; год
2.4.10. Средняя продолжительность жизни радионуклида		Т	Время, в течение которого число ядер радионуклида в результате радиоактивного распада уменьшается в e раз (e - основание натурального логарифма)	секунда	s	с	-	с; мин; ч; сут;год

________________

* Здесь и далее * обозначены величины, прокомментированные в примечаниях.

2.4.6 и 2.4.7. (Измененная редакция, Изм. N 1).

Примечания:

1. Соотношение между внесистемной единицей кюри и единицей СИ - беккерель: 1 Ки = 3,700

·10

Бк (точно) (см. п.2.4.1).

2. Многие радиоактивные растворы, меченые соединения, в частности радиофармацевтические препараты (РФП), могут характеризоваться удельной активностью источника (см. п.2.4.2) на единицу массы не всего образца, а конкретного соединения или радиоактивного элемента, входящего в РФП, в частности, активного биологического вещества, выполняющего диагностическую функцию в организме человека при его введении, при наличии в составе РФП и ряда других веществ, входящих в его лекарственную форму. В качестве примера можно привести препарат для инъекций - раствор коллоидного золота-198. Здесь РФП (частицы металлического золота в желатиновой оболочке) характеризуются удельной активностью на единицу массы элемента (на 1 мг золота). Исходя из указанных соображений, определение удельной активности источника дается как отношение активности радионуклида в источнике (образце) к массе источника (образца) или к массе элемента, соединения.

На практике удельная активность аттестуется в большинстве случаев на 1 т. Это относится, в частности, к характеристике образцовых радиоактивных растворов; (ОРР), технологических цепочек и т.д. Поэтому в качестве предпочтительных выбраны единица Бк/г и кратные ей единицы.

3. Производная единица Бк/м

(см. п.2.4.3) крайне неудобна для характеристики объемной активности радиоактивных жидкостей, выпускаемых промышленностью для применения в научных исследованиях, технике и медицине. Например, объемная активность РФП находится в диапазоне 0,1-100 мКи/мл, что соответствует 3,7

·10

-3,7

·10

Бк/м

. Включение таких значений в паспорта и другую документацию неудобно для использования и увеличивает возможность возникновения ошибок. Для измерения объемов радиоактивных жидкостей применяются колбы, пипетки и другая посуда, калиброванная по объему (вместимости) в соответствии с ГОСТ 1740-74 и ГОСТ 20292-74 не в дольных единицах СИ (см

), а во внесистемных единицах - литрах (миллилитрах). Поэтому в настоящее время и до тех пор, пока калибровка колб и другой мерной посуды не будет производиться в см

, целесообразно объемную активность РФП относить к 1 мл и выражать соответственно в Бк/мл и кратных единицах.

Допустимая концентрация радионуклидов в воде согласно нормам радиационной безопасности (НРБ-76) лежит в диапазоне 10

-10

Ки/л. Поскольку суточное потребление воды человеком измеряется в литрах, целесообразно выражать допустимую концентрацию радионуклидов (объемную активность) в Бк/л, которая будет находиться в диапазоне 10

-10

Бк/л.

Основная характеристика радиоактивных газов - объемная активность газа выражается в Бк/м

. Допустимая концентрация радионуклида в воздухе лежит в диапазоне 10

-10

Ки/л, т.е. 10

-10

Бк/м

. Следует отметить, что реальные концентрации радионуклидов в воде и объемные активности газов, которые подлежат измерению, могут быть на 2-3 порядка меньше или больше указанных. Радиоактивные аэрозоли также характеризуются объемной активностью - активностью дисперсной фазы в единице объема аэрозоля.

Естественные радиоактивные аэрозоли характеризуются также скрытой энергией, равной суммарной энергии, выделяющейся в единице объема радиоактивных аэрозолей при полном распаде содержащихся в них радиоактивных атомов и дочерних продуктов. Единицей СИ для скрытой энергии является Дж/м

, предпочтительной внесистемной единицей МэВ/м

и соответствующие кратные или дольные единицы.

4. Полевая постоянная радионуклида (см. п.2.4.6) вводится вместо ранее принятой кермы-постоянной и широко использовавшейся ранее гамма-постоянной, которую измеряли во внесистемных единицах

см

/(ч·мКи). Ни воздушная керма, ни экспозиционная доза не пригодны для описания поля нейтронного излучения радионуклида с целью оценки его воздействия на человека и другие биологические объекты. Новая величина лишена этого недостатка и может применяться для любого проникающего ионизирующего излучения радионуклидов, например, нейтронного излучения.

Полевая постоянная радионуклида определяется для вещества, эквивалентного мягкой биологической ткани стандартного состава (см. примечание к п.2.3.7). При выражении ее в единицах аГр·м

/(с·Бк) она численно близка к использовавшемуся ранее значению гамма-постоянной данного радионуклида, выраженному в P

см

/(ч·мКи) и умноженному на 7.

Рекомендуется использовать самостоятельные значения полевой постоянной

для разных видов ионизирующего излучения радионуклида и называть их, соответственно полевой гамма-постоянной

Co, полевой нейтронной постоянной

Рu в

-Ве-источнике и т.п.

Для радионуклидов с немоноэнергетическим фотонным излучением можно вводить также парциальные полевые постоянные отдельных линий энергетического спектра

Полевую постоянную

следует применять при необходимости в задачах радиационной технологии, радиотерапии, при острых облучениях людей и т.п.

5. Индекс излучения радионуклидного источника (см. п.2.4.7) вводится вместо кермы-эквивалента источника, входившего в настоящие методические указания, и вместо широко использовавшегося ранее гамма-эквивалента, который измеряли во внесистемных единицах мг-экв·Ра. В связи с отказом от сравнения с источниками радия использование слова эквивалент в наименовании термина лишается смысла. Ни керма-эквивалент, ни гамма-эквивалент не пригодны для описания поля нейтронного источника с целью оценки его воздействия на человека, и другие биологические объекты. Новая величина лишена этих недостатков и может применяться для любого проникающего ионизирующего излучения источников.

Индекс излучения радионуклидного источника определяется для вещества, эквивалентного мягкой биологической ткани стандартного состава (см. примечание к п.2.3.7). При выражении его в единицах нГр·м

/с он численно близок к использовавшемуся прежде значению гамма-эквивалента, выраженному в мг-экв·Pa и умноженному на 2,2.

Рекомендуется использовать самостоятельные значения индекса источника

для разных видов ионизирующего излучения источника и называть их, соответственно индекс гамма-источника

, индекс нейтронного источника

и т.п.

Индекс объемного источника равняется сумме индексов составляющих его точечных источников.

Индекс источника

следует применять в задачах радиационной технологии, радиотерапии, при острых облучениях людей и т.п. При применении индекса источника для технологического контроля допускается пользоваться заданной фильтрацией в слое какого-либо материала, введя соответствующие обозначения, например,

или

, что означает использование фильтров из 5 мм свинца или 15 мм железа соответственно.

4 и 5. (Измененная редакция. Изм. N 1).

6. (Исключен. Изм. N 1).

7. Средняя продолжительность жизни радионуклида

(см. п.2.4.10) связана с постоянной

радиоактивного распада соотношением:

2а. Дозиметрические величины и единицы (эквидозиметрические величины и единицы), используемые в области радиационной безопасности

2а.1. Величины и единицы, характеризующие воздействие ионизирующего излучения на человека


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2а.1.1. Эквивалентная доза ионизирующего излучения (эквивалентная доза)		L T	Произведение поглощенной дозы в данном элементе объема биологической ткани стандартного состава на средний коэффициент качества ионизирующего излучения в этом элементе объема	зиверт	Sv	Зв	Зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на числовое значение среднего коэффициента качества равно 1 Дж/кг	мкЗв, мЗв
2а.1.2. Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения (мощность эквивалентной дозы)*		L T	Отношение приращения эквивалентной дозы за интервал времени к этому интервалу времени	зиверт в секунду	Sv/s	Зв/с	Зиверт в секунду равен мощности эквивалентной дозы, при которой за 1 с создается эквивалентная доза 1 Зв	мкЗв/ч
2а.1.3. Максимальная эквивалентная доза в теле человека (максимальная эквивалентная доза, МЭД)*		L T	Эквивалентная доза в том элементе объема критического органа (всего тела человека), в котором она принимает максимальное значение	зиверт	Sv	Зв	-	мкЗв, мЗв
2а.1.4. Эффективная эквивалентная доза*		L T	Сумма произведений эквивалентной дозы , усредненной по массе т-го органа, на соответствующий весовой множитель для наиболее важных органов человека: ,	зиверт	Sv	Зв	-	мкЗв, мЗв
2а.1.5. Полувековая эквивалентная доза (полувековая доза)*		L T	Максимальная эквивалентная доза, которая накапливается за 50 лет после поступления радиоактивного вещества в организм: , где - мощность максимальной эквивалентной дозы в момент времени лет после поступления радиоактивного вещества	зиверт	Sv	Зв	-	мкЗв,мЗв
2а.1.6. Коллективная эквивалентная доза (коллективная доза)*		L T	Сумма максимальных эквивалентных доз в данном критическом органе (всем теле) у данного контингента людей численностью человек:	зиверт	Sv	Зв	-	Зв

Примечания:

1. Эквидозиметрические величины отражают количественную связь между уровнем облучения и вызванными им неблагоприятными биологическими эффектами. В определение основной величины - эквивалентной дозы ионизирующего излучения входит безразмерный коэффициент качества ионизирующего излучения - k, с помощью которого учитывается различие в биологическом действии разных видов излучения. Значения k регламентируются эмпирически устанавливаемой по радиобиологическим и эпидемиологическим данным зависимостью от полной линейной передачи энергии (ЛПЭ), что принципиально ограничивает точность значений k. Этим эквидозиметрические величины отличаются от других физических величин. Согласно п.2а.1.1 коэффициент качества выражается в зивертах на грей (Зв/Гр).

Поскольку коэффициент качества ионизирующих излучений связан количественно с ЛПЭ, эквидозиметрические величины можно измерять физическими методами и обеспечивать единство их измерений.

В качестве стандартного состава биологических тканей следует применять составы, рекомендованные Международной комиссией по радиационной защите (МКРЗ) [1, 2] и приведенные в табл.1. Если это не оговаривается особо, то приводимые значения эквивалентной дозы относят к мягкой биологической ткани.

Таблица 1. Стандартный состав биологических тканей (массовая доля), %


Ткань	Н	С		О	P	Ca
Мягкая	10,1	11,1	2,6	76,2	0	0
Костная	4,0	11,6	4,4	44,2	14,8	21,0
Жировая	12,0	64,0	0,8	23,2	0	0

Зависимость коэффициента качества ионизирующего излучения k от полной ЛПЭ решением Национальной комиссии по радиационной защите СССР (НКРЗ) установлена [3] в виде соотношения

где

- ЛПЭ мягкой биологической ткани стандартного состава, кэВ/мкм, а также дискретными значениями, приведенными в табл.2.

Таблица 2. Коэффициент качества ионизирующего излучения


ЛПЭ, кэВ/мкм	k, Зв/Гр	ЛПЭ, кзВ/мкм	k, Зв/Гр	ЛПЭ, кэВ/мкм	k,Зв/Гр
0,4	1	20	5	430	10
3	1,5	47	10	870	5
10	3	155	20	4300 и более	1 и менее

Среднее значение коэффициента качества ионизирующего излучения определяется по формуле

где

- распределение поглощенной дозы

по полной линейной передаче энергии

;

- приведенная выше зависимость.

Если спектр ионизирующего излучения в шкале ЛПЭ неизвестен, но известен состав и энергетические спектры компонентов излучения, то для определения значения

можно использовать приведенные в Нормах радиационной безопасности НРБ-76/87 значения

для

-х энергий

-х видов излучения:

где

- флюенс частиц;

- приведенная на единичный флюенс поглощенная доза. При еще более ограниченных сведениях о составе ионизирующего излучения можно использовать средние значения коэффициента качества

, приведенные в табл.3.

Таблица 3.

Средние значения коэффициента качества


Вид ионизирующего излучения
Фотоны с энергией более 350 кэВ	1,0
Фотоны с энергией 150-350 кэВ	1,5
Фотоны с энергией менее 150 кэВ	2,0
Электроны и позитроны с энергией более 100 кэВ	1,0
Бета-излучение с граничной энергией более 200 кэВ**	1,0
Нейтроны с энергией более 100 МэВ	5,0
Нейтроны с энергией 0,03-100 МэВ	10
Нейтроны с энергией менее 30 кэВ	3,0
Протоны с энергией более 50 МэВ**	2,5
Протоны с энергией более 5 МэВ*	2,5
Альфа-излучение с энергией менее 6 МэВ	20
Тяжелые ядра	20

________________

* При облучении кожи.

** При облучении тела на глубине 1 см и более.

Эквивалентная доза ионизирующего излучения - основная величина, определяющая уровень радиационной опасности при облучении человека в малых дозах, т.е. дозах, не способных вызвать лучевую болезнь. Поэтому область применения эквивалентной дозы ограничивается сверху значением не более 250 мЗв за год (при общем облучении организма). Более высокие уровни облучения характеризуют поглощенной дозой.

2. Время пребывания человека в поле излучения при низких уровнях ионизирующего излучения измеряется, как правило, часами (6-часовой рабочий день, 36-часовая рабочая неделя). Поэтому предпочтительной единицей для мощности эквивалентной дозы должен быть микрозиверт в час (мкЗв/ч), вне зависимости от размера величины. Эта единица является предпочтительной и для нанесения на шкалы приборов. Нецелесообразно, чтобы максимальное значение эквивалентной дозы, нанесенное на шкалы приборов, превышало 10000 мкЗв/ч, так как уже при такой мощности эквивалентной дозы за одну смену будет набрана доза, превышающая годовую предельно допустимую дозу 50 мЗв. Приборы, регистрирующие высокие уровни ионизирующего излучения, должны быть измерителями мощности поглощенной дозы.

Примеры:

1. Допустимая среднегодовая мощность эквивалентной дозы при облучении всего тела работающих равна 29 мкЗв/ч при 36-часовой рабочей неделе.

2. Мощность максимальной эквивалентной дозы от естественного фона на территории СССР находится в пределах 0,05-0,2 мкЗв/ч.

3. Максимальная эквивалентная доза в теле (критическом органе) человека - основная величина, регламентируемая в СССР при контроле радиационной обстановки. Она формируется совместно всеми видами ионизирующего излучения. воздействующими на человека в рассматриваемых условиях, в том числе как от внешних, так и от внутренних источников. Критические органы и их разбиение по группам радиочувствительности устанавливаются НКРЗ [4].

При определении значений максимальной эквивалентной дозы используют модель или фантом стандартного человека (например, ГОСТ 25645.203-83), стандартные модели транспорта и метаболизма химических веществ в организме человека [5].

Мощность МЭД образуется из МЭД аналогично п.2а.1.2; предпочтительной единицей мощности максимальной эквивалентной дозы является мкЗв/ч.

4. Эффективная эквивалентная доза введена как мера риска возникновения отдаленных стохастических эффектов облучения человека - наследственных и онкологических болезней. Предполагая, что вероятность возникновения стохастических эффектов подчиняется линейной беспороговой зависимости от эквивалентной дозы и одинакова при облучении любого равного по массе элемента критического органа, получим, что риск облучения т-го органа пропорционален средней по органу эквивалентной дозе

независимо от распределения

, по органу. Весовые множители

характеризуют относительный вклад т-го органа в общий риск для организма при равномерном облучении.

Значения весовых множителей

, рекомендованные МКРЗ [2], приведены в табл.4.

К другим относят пять органов или тканей, подвергающихся в данных условиях наибольшему облучению. Каждому из них приписывается весовой множитель

=0,06. Это может быть желудок, тонкий кишечник, верхняя половина толстого кишечника, нижняя половина толстого кишечника, печень и т.п. Облучение остальных органов, кроме указанных в табл.4, во внимание не принимается.

Таблица 4.

Весовые множители

для вычисления эффективной эквивалентной дозы


Орган, ткань
Яички или яичники	0,25
Молочные железы	0,15
Красный костный мозг	0,12
Легкие	0,12
Щитовидная железа	0,03
Поверхность костей	0,03
Кожа	0,01
Пять других органов и тканей в сумме	0,30

Мощность эффективной эквивалентной дозы образуется из эффективной эквивалентной дозы аналогично п.2а.1.2. Предпочтительной единицей мощности эффективной эквивалентной дозы является мкЗв/ч.

5. При поступлении радиоактивных веществ в организм человека максимальная эквивалентная доза неизбежно формируется за все время их нахождения в организме. Для долгоживущих медленно выводящихся из организма радионуклидов дозовая нагрузка может нарастать в течение всей жизни.

Мерой радиационной опасности, связанной с поступлением радиоактивных веществ внутрь организма человека, служит полувековая эквивалентная доза

. С учетом сказанного выше предел интегрирования в ее определении установлен равным 50 годам от момента поступления радиоактивных веществ.

Полувековая эффективная эквивалентная доза

образуется из эффективной эквивалентной дозы

(см. п.2а.1.4) аналогично п.2а.1.5.

Мощность полувековой эквивалентной дозы совпадает с мощностью максимальной эквивалентной дозы.

6. Коллективная эквивалентная доза используется для оценки риска облучения контингента людей в малых дозах.

Если риск облучения подчиняется линейной беспороговой зависимости от эквивалентной дозы, то суммарный риск облучения контингента людей пропорционален коллективной эквивалентной дозе. Если специально не оговаривается, то коллективная эквивалентная доза относится к облучению всего тела. Мощность коллективной эквивалентной дозы не используется. Коллективная эффективная эквивалентная доза

образуется из эффективной эквивалентной дозы

(см. п.2а.1.4) аналогично п.2а.1.6.

2а.2. Величины и единицы, характеризующие поле ионизирующего излучения


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2а.2.1. Полевая эквивалентная доза*		L T	Эквивалентная доза в центре шара радиусом 1 г/см из тканеэквивалентного вещества, совмещенном с точкой поля ионизирующего излучения, в которой определяется	зиверт	Sv	Зв	-	мкЗв, мЗв
2а.2.2. Мощность полевой эквивалентной дозы		L T	Отношение приращения полевой эквивалентной дозы за интервал времени к этому интервалу:	зиверт в секунду	Sv/s	Зв/с	-	мкЗв/ч
2а.2.3. Коэффициент изотропности излучения*			Отношение значений максимальной эквивалентной дозы при падении излучения на тело человека перпендикулярно со стороны груди к максимальной эквивалентной дозе в рассматриваемом поле ионизирующего излучения с реальным угловым распределением:	-	-	-	-	-
2а.2.4. Амбиентная эквивалентная доза (амбиентная доза)*	(10)	L T	Эквивалентная доза, которая была бы создана в шаре диаметром 30 см из тканеэквивалентного материала плотностью 1 г/см на глубине 10 мм от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном	зиверт	Sv	Зв	-	мкЗв,мЗв

Примечания:

1. Эквидозиметрическая характеристика поля ионизирующего излучения должна давать представление о потенциальном уровне радиационного воздействия на человека, который может находиться в этом поле. Для фотонного излучения такой характеристикой ранее служила экспозиционная доза. В связи с отказом от ее использования в дальнейшем, можно было бы, казалось, воспользоваться энергетическим аналогом экспозиционной дозы - воздушной кермой столкновения, а при рассмотрении других видов ионизирующего излучения - эквивалентной кермой столкновения, т.е. произведением тканевой кермы столкновения и среднего коэффициента качества излучения.

Однако измерения кермы наталкиваются на определенные трудности. При больших энергиях частиц излучения керма или эквивалентная керма перестают давать правильные оценки потенциальных уровней радиационного воздействия на человека поля ионизирующего излучения. Поэтому в качестве его эквидозиметрической характеристики вводится новая величина - полевая эквивалентная доза

Эта величина должна применяться как основная при оценке по результатам измерений радиационной обстановки, создаваемой проникающим ионизирующим излучением, и воспроизводиться соответствующими дозиметрическими приборами-эквидозиметрами.

Радиус тканеэквивалентного шара, входящего в определение полевой эквивалентной дозы, выбран, исходя из того, что минимальная глубина залегания основных критических органов тела человека 10 мм, а форма - из соображений изотропии. Кроме того слабопроникающее излучение (например бета-излучение) поглощается слоем толщиной 10 мм и не искажает результаты определения эквивалентной дозы проникающего излучения.

Для проникающих излучений максимальная эквивалентная доза локализуется обычно на этой глубине или же мало отличается от эквивалентной дозы на глубине 10 мм.

Накопление вторичного излучения в теле человека может увеличивать максимальную эквивалентную дозу по сравнению с полевой, а самоэкранирование тела человека от излучения - уменьшать, но указанные дозы различаются из-за этих факторов обычно на коэффициент, не превышающий двух. Исключение составляют медленные нейтроны, для которых накопление вторичного гамма-излучения очень велико. Дополнительные сведения о составе и энергетическо-угловом распределении излучения позволяют на практике уточнить переход от полевой к максимальной эквивалентной дозе.

Если имеются данные об энергетическом распределении и составе излучения, полученные, например, при расчете защиты радиационной установки, можно определить полевую эквивалентную дозу этого излучения*:

где

- приведенная полевая эквивалентная доза ионизирующих частиц

-го вида с энергией

- эквидозиметрическая характеристика поля моноэнергетического излучения данного вида, табулированная величина;

- флюенс ионизирующих частиц

-го вида с энергией от

до

;

- средняя приведенная полевая эквивалентная доза и флюенс ионизирующих частиц

-го компонента данного поля излучения.

Наряду с полевой эквивалентной дозой для эквидозиметрической оценки поля ионизирующего излучения используют создаваемую им максимальную эквивалентную дозу

в теле человека в условиях, когда все излучение падает перпендикулярно со стороны груди.

точнее, чем полевая эквивалентная доза, характеризует облучение людей в этом поле. Ее воспроизведение, в отличие от полевой эквивалентной дозы, встречает трудности, но она может быть рассчитана, если имеются сведения об энергетическом распределении и составе излучения, полученные, например, при расчете защиты радиационной установки:

где

- приведенная максимальная эквивалентная доза ионизирующих частиц

-го вида с энергией

- эквидозиметрическая характеристика поля ионизирующего излучения данного вида, табулированная в Нормах радиационной безопасности [4] для фотонов, электронов, бета-излучения, нейтронов, протонов тяжелых ядер, мюонов и пи-мезонов в широком диапазоне энергий;

- флюенс ионизирующих частиц

-го вида излучения с энергией от

до

;

- средняя приведенная максимальная эквивалентная доза при нормальном падении излучения и флюенс ионизирующих частиц

-го компонента в данном поле излучения.

2. Максимальная эквивалентная доза

в качестве характеристики поля ионизирующего излучения (см. примечание к 2а.2.1), как правило, больше максимальной эквивалентной дозы

(см. п.2а.1.3) в теле человека, находящемся в этом поле - основной величины, регламентируемой при контроле радиационной безопасности. Это происходит вследствие самоэкранирования тела человека при облучении с разных направлений. Для учета самоэкранирования используется коэффициент изотропности излучения

. В соответствии с его определением для установления значения максимальной эквивалентной дозы, которую человек может получить, находясь в данном поле ионизирующего излучения, нужно значение максимальной эквивалентной дозы

, характеризующей это поле, поделить на соответствующий коэффициент изотропности. Для полей изотропно распределенного однородного моноэнергетического излучения данные о значениях коэффициента изотропности табулированы в Нормах радиационной безопасности [4] для фотонов, электронов, бета-излучения, нейтронов, протонов и пи-мезонов. Значения коэффициента изотропности лежат в пределах 1-2, за исключением электронов с энергией меньше 0,2 МэВ, бета-излучения с граничной энергией меньше 0,8 МэВ и нейтронов с энергией меньше 0,5 МэВ, для которых коэффициент изотропности имеет более высокие значения, иногда превышающие 60, и электронов с энергией больше 1 МэВ, для которых коэффициент изотропности может быть меньше единицы из-за большого накопления излучения при наклонном падении. Для однородного немоноэнергетического излучения среднее значение коэффициента изотропности

определяется соотношением:

где

- максимальная эквивалентная доза этого излучения при нормальном падении излучения (см. примечание к п.2а.2.1),

- энергетический спектр флюенса ионизирующих частиц излучения,

- энергетическая зависимость приведенной максимальной эквивалентной дозы при нормальном падении излучения (см. примечание 2а.2.1),

- энергетическая зависимость коэффициента изотропности для данного углового распределения излучения.

3. Амбиентная эквивалентная доза (ambient (англ.) - окружающий со всех сторон) - величина, альтернативная полевой эквивалентной дозе (см. п.2а.2.1), которая рекомендована МКРЕ [6] в качестве характеристики полей проникающего излучения. По сравнению с полевой эквивалентной дозой она более адекватно учитывает влияние накопления излучения в теле человека, особенно для медленных нейтронов, но значительно труднее воспроизводится, поскольку для этого нужно располагать однородными мононаправленными полями излучения не менее 30 см в диаметре при небольшом вкладе рассеянных излучений. Для учета влияния самоэкранирования тела человека при переходе к максимальной эквивалентной дозе (см. п.2а.1.3) в обоих случаях необходимо дополнительно использовать соответствующие коэффициенты изотропности. Поэтому использование полевой эквивалентной дозы предпочтительнее.

По сравнению с максимальной эквивалентной дозой

(см. примечание к п.2а.2.1), использование шарового фантома делает амбиентную дозу изотропной характеристикой поля ионизирующего излучения, но она хуже отражает реальную форму тела человека.

2а.3. Величины и единицы, характеризующие источники ионизирующего излучения


Величина				Единица СИ				Предпочти- тельные единицы
Наименование	Обозна- чение	Размер- ность	Определение	Наиме- нование	Обозначение		Определение
					Междуна- родное	Русское
2а.3.1. Полевая эквивалентная постоянная радионуклида (полевая эквивалентная постоянная)*		L T	Отношение мощности полевой эквивалентной дозы, создаваемой точечным изотропно излучающим источником с данным радионуклидом на расстоянии в вакууме и умноженной на квадрат этого расстояния, к активности источника:	зиверт - метр в квадрате на секунду - беккерель	Sv ·m / /(s·Bq)	Зв·м / /(с·Бк)	Зиверт - метр в квадрате на секунду - беккерель равен полевой эквивалентной постоянной радионуклида, при которой мощность полевой эквивалентной дозы, создаваемая на расстоянии 1 м в вакууме точечным изотропно излучающим источником с данным радионуклидом активностью 1 Бк, равна 1 Зв/с	аЗв·м /(с·Бк)
2а.3.2. Эквивалентный индекс излучения радионуклидного источника (эквивалентный индекс источника)*		L T	Мощность полевой эквивалентной дозы, создаваемой точечным изотропно излучающим источником на расстоянии в вакууме, умноженная на квадрат этого расстояния	зиверт - метр в квадрате в секунду	Sv ·m /s	Зв·м /с	Зиверт - метр в квадрате в секунду равен эквивалентному индексу источника, при котором мощность полевой эквивалентной дозы, создаваемая на расстоянии 1 м в вакууме точечным изотропно излучающим источником, равна 1 Зв/с	мкЗв·м /ч; мЗв·м /ч;Зв·м /ч

Примечания:

1. В качестве радиационной характеристики радионуклида в настоящих методических указаниях использована керма-постоянная

. Она дает физическую характеристику фотонного излучения радионуклида. Эта характеристика недостаточна для целей радиационной безопасности, поскольку даже для фотонного излучения коэффициент качества больше единицы при малых энергиях фотонов. Кроме того, в задачах радиационной безопасности важно оценивать также другие виды ионизирующих излучений радионуклидов, в том числе и нейтроны, образующиеся в радионуклидных источниках, например, Pu-Be. Для нейтронов воздух как среда, входящая в определение кермы-постоянной, не является тканеэквивалентным.

В связи со сказанным вводится новая величина - полевая эквивалентная постоянная радионуклида

(см. п.2а.3.1), которая определена для любых видов проникающего излучения. Рекомендуется использовать самостоятельные значения полевой эквивалентной постоянной

для разных видов ионизирующего излучения радионуклида и называть их, соответственно полевой эквивалентной гамма-постоянной

Co, полевой эквивалентной нейтронной постоянной

Cf и т.п.

Для радионуклидов с немоноэнергетическим фотонным излучением можно вводить также парциальные полевые эквивалентные постоянные отдельных линий энергетического спектра,

Полевую эквивалентную постоянную

следует применять при необходимости оценивать проникающее ионизирующее излучение радионуклидов для обеспечения радиационной безопасности.

2. Эквивалентный индекс излучения радионуклидного источника вводится вместо кермы-эквивалекта источника, входившего в настоящие методические указания, и вместо широко использовавшегося ранее гамма-эквивалента, который измеряли во внесистемных единицах мг-экв Ra. Ни керма-эквивалент, ни гамма-эквивалент не пригодны для описания поля нейтронного источника в интересах обеспечения радиационной безопасности.

Эти характеристики, так же как индекс излучения радионуклидного источника (см. п.2.4.7) недостаточны и для фотонного излучения, поскольку при малых энергиях фотонов коэффициент качества существенно больше единицы (см. примечание к п.2а.1.3, табл.3). Новая величина лишена этих недостатков и может применяться для любого проникающего излучения источников.

Рекомендуется использовать самостоятельные значения эквивалентного индекса источника

для разных видов ионизирующего излучения источника и называть их, соответственно эквивалентным гамма-индексом

эквивалентным нейтронным индексом

и т.п.

Эквивалентный индекс объемного источника равняется сумме эквивалентных индексов составляющих его точечных источников.

Эквивалентный индекс источника

следует применять при необходимости оценивать проникающее ионизирующее излучение источников для обеспечения радиационной безопасности. В случаях его применения для источников с защитой допускается вводить дополнительные обозначения, например,

или

, что означает использование защиты из 5 мм свинца или 15 мм железа соответственно.

Разд.2а. (Введен дополнительно, Изм. N 1).

3. ПОРЯДОК ВНЕДРЕНИЯ ГОСТ 8.417-81 В ОБЛАСТИ ИЗМЕРЕНИЙ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

3.1. РД 50-160-79 предусматривает постепенное внедрение единиц СИ, т.е. допускает определенный переходный период, продолжительность которого определяется программами мероприятий по внедрению единиц СИ, разработанными министерствами и ведомствами СССР.

3.2. Учитывая широкое использование в различных отраслях народного хозяйства таких единиц, как рентген, рад, бэр и кюри, устанавливается единый для всех министерств и ведомств СССР переходный период до 1 января 1990 г.

3.3. Во время переходного периода в НТД и различных публикациях следует указывать значения поглощенной дозы, эквивалентной дозы, кермы, активности и производных от них величин в единицах, приведенных в последних графах таблиц разд.2 в качестве предпочтительных, помещая в скобках, в отдельных графах таблиц, в примечаниях или сносках, на параллельных шкалах графиков значения этих величин во внесистемных единицах.

3.4. В программах мероприятий следует предусмотреть, что с 1 января 1990 г. все приборы для измерений величии, указанных в п.3.3, рекомендуется градуировать в единицах, приведенных в последних графах таблиц разд.2 настоящих методических указаний.

3.5. Имея в виду постепенный отказ от практического использования экспозиционной дозы и ее мощности, во время переходного периода их значения указываются во внесистемных единицах (Р, Р/с или в соответствующих дольных и кратных единицах). Значения этих величин в единицах СИ (Кл/кг, А/кг или в соответствующих десятичных дольных и кратных единицах) приводить не следует. Отмеченное выше распространяется и на использование гамма-постоянной (постоянной мощности экспозиционной дозы). Использование экспозиционной дозы и ее мощности после 1 января 1990 г. не рекомендуется.

3.6. С введением настоящих методических указаний должна быть прекращена разработка новых приборов для измерения экспозиционной дозы и ее мощности.

3.7. Считать целесообразной постепенную замену приборов для измерения экспозиционной дозы и ее мощности приборами для измерений поглощенной дозы, кермы, эквивалентной дозы и их мощности, увязав общие технические требования к этой аппаратуре с рекомендациями международных организаций.

ПРИЛОЖЕНИЕ

РАДИАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ИХ ОБОЗНАЧЕНИЯ


Nп/п	Наименование величины	Обозначение
2.1.1	Энергия ионизирующих частиц
2.1.2	Энергия ионизирующего излучения
2.1.3	Масса покоя частицы, атома, атомного ядра
2.1.4	Поток ионизирующих частиц
2.1.5	Флюенс ионизирующих частиц
2.1.6	Плотность потока ионизирующих частиц
2.1.7	Энергетическая плотность потока ионизирующих частиц
2.1.8	Угловая плотность потока ионизирующих частиц
2.1.9	Энергетическо-угловая плотность потока ионизирующих частиц
2.1.10	Поток энергии ионизирующего излучения
2.1.11	Флюенс энергии ионизирующего излучения
2.1.12	Плотность потока энергии ионизирующего излучения
2.2.1	Сечение взаимодействия ионизирующих частиц
2.2.2	Полное сечение взаимодействия ионизирующих частиц
2.2.3	Макроскопическое сечение взаимодействия ионизирующих частиц
2.2.4	Линейный коэффициент ослабления
2.2.5	Массовый коэффициент ослабления
2.2.6	Атомный коэффициент ослабления
2.2.7	Линейный коэффициент передачи энергии
2.2.8	Массовый коэффициент передачи энергии
2.2.9	Линейный коэффициент поглощения энергии
2.2.10	Массовый коэффициент поглощения энергии
2.2.11	Средний линейный пробег заряженной ионизирующей частицы
2.2.12	Средний массовый пробег заряженной ионизирующей частицы
2.2.13	Линейная плотность ионизации
2.2.14	Линейная тормозная способность вещества
2.2.15	Массовая тормозная способность вещества
2.2.16	Атомная тормозная способность вещества
2.2.17	Линейная передача энергии (ЛПЭ)
2.2.18	Средняя энергия ионообразования
2.2.19	Массовая поверхностная плотность
2.3.1	Поглощенная доза ионизирующего излучения
2.3.2	Мощность поглощенной дозы ионизирующего излучения
2.3.3	Керма
2.3.4	Мощность кермы
2.3.5	Экспозиционная доза фотонного излучения
2.3.6	Мощность экспозиционной дозы фотонного излучения
2.3.7	Полевая поглощенная доза
2.3.8	Мощность полевой поглощенной дозы
2.3.3 и 2.3.8	(Измененная редакция, Изм. N 1).
2.4.1	Активность радионуклида в источнике (образце)
2.4.2	Удельная активность источника
2.4.3	Объемная активность источника
2.4.4	Молярная активность источника
2.4.5	Поверхностная активность источника
2.4.6	Полевая постоянная радионуклида (полевая постоянная)
2.4.7	Индекс излучения радионуклидного источника (индекс источника)
2.4.6 и 2.4.7	(Измененная редакция, Изм. N 1).
2.4.8	Постоянная радиоактивного распада радионуклида
2.4.9	Период полураспада радионуклида
2.4.10	Средняя продолжительность жизни радионуклида
2a.1.1	Эквивалентная доза ионизирующего излучения (эквивалентная доза)
2a.1.2	Мощность эквивалентной дозы ионизирующего излучения (мощность эквивалентной дозы)
2а.1.3	Максимальная эквивалентная доза в теле человека (максимальная эквивалентная доза, МЭД)
2a.1.4	Эффективная эквивалентная доза
2a.1.5	Полувековая эквивалентная доза (полувековая доза)
2a.1.6	Коллективная эквивалентная доза (коллективная доза)
2а.2.1	Полевая эквивалентная доза
2a.2.2	Мощность полевой эквивалентной дозы
2а.2.3	Коэффициент изотропности излучения
2а.2.4	Амбиентная эквивалентная доза (амбиентная доза)	*(10)
2а.3.1	Полевая эквивалентная постоянная радионуклида (полевая эквивалентная постоянная)
2а.3.2	Эквивалентный индекс излучения радионуклидного источника (эквивалентный индекс источника)

2а.1.1-2а.3.2. (Введены дополнительно, Изм. N 1).

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. ICRP, Publication 23, 1975, Okford.

2. Рекомендации МКРЗ. Радиационная защита. Публикация 26. - М.: Атомиздат, 1978.

3. Аветисов Г.М. и др. Гигиена и санитария. - 1988. - N 10. - С.32.

4. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87. - М.: Энергоатомиздат, 1988.

5. Рекомендации МКРЗ. Радиационная защита. Публикация 30. - М.: Энергоатомиздат, 1982.

6. ICRU. Report 39, 1985. Washington.

(Введен дополнительно, Изм. N 1).