Лабораторная работа по курсу «Безопасность жизнедеятельности» «Определение и выбор режимов радиационной защиты»

Московский государственный институт электроники и математики

(технический университет)

Кафедра «Экология и право»

Лабораторная работа

по курсу «Безопасность жизнедеятельности»

«Определение и выбор режимов радиационной защиты»

выполнили

студенты группы С-94:

проверил:

Москва 2008

Оглавление:

Теоретическая часть. 3

Практическая часть: 5

Задача №1: 5

Задача №2: 8

Задача №3: 12

Контрольные вопросы.. 13

 

Теоретическая часть

1.ВЫЯВЛЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Фактическая радиационная обстановка выявляется по данным разведки на основании измеренных уровней радиации после выпадения радиоак­тивных веществ из облака ядерного взрыва (или теплового взрыва АЭС) и образования следа облака на местности.

Исходными данными для выявления фактической радиационной обстановки в первую очередь являются измеренные уровни радиации в отдельных точках местности и время их измерения относительно момента взрыва (выброса).

Выявление фактической радиационной обстановки производится в следу­ющей последовательности:

1.1.Пересчитывают измеренные уровни радиации на 1 час после взры­ва (выброса)

Pt=P1*Kt, где Pt - уровень радиации через t часов относительно взрыва (выброса).

Kt - коэффициент пересчета на время t, учитываю­щий закон спада радиации. Kt - есть t в степени 1,2 для ядерного взрыва и в степени 0,4 для аварии на АЭС.

1.2.На карту (план местности) в точках измерения наносят уровни радиации, пересчитанные на 1 час после взрыва (аварии).

1.3.Проводят границы с одинаковыми (близкими) уровнями радиации на карте и приступают к оценке радиационной обстановки.

2.ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОБСТАНОВКИ

Для оценки радиационной обстановки необходимо иметь следующие исходные данные:

- уровни радиации в месте предстоящих работ.

- коэффициенты защиты зданий и защитных сооружений.

- установленную допустимую дозу облучения для работающих и населения.

- поставленные задачи и сроки их выполнения (время начала работ).

Оценка радиационной обстановки включает решение следующих задач:

2.1.Определение режима работы предприятия.

2.2.Определение режима радиационной защиты рабочих и населения.

2.3.Определение возможных доз облучения за время пребывания на заражен­ной местности.

2.4.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности по заданной дозе облучения.

2.5.Определение потребного количества смен для выполнения работ на зара­женной местности, время начала и конца работы смен, а так же получен­ную всеми сменами дозу облучения.

2.6.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава­рии на АЭС, с учетом первоначального уровня загрязнения по данному радио­нуклиду, его энергетического уровня, периода полураспада и допустимых доз для проживания населения.

3.РЕШЕНИЕ ЗАДАЧ

3.1.Режим работы предприятия и режим радиационной защиты рабочих и населе-

ния определяется по типовым режимам радиационной защиты с учетом условия радиации на 1 час после взрыва (выброса) - Р1 и коэффициентов ослабления зданий и защитных сооружений.

3.2.Определение возможных доз облучения производится по формулам: Д=Рср*t/Косл

Рср=(Рн+Рк)/2,где:

Рн - уровень радиации в начале работы на зараженной местности.

Рк - уровень радиации в конце работы на зараженной местности.

t - время работы.

Косл - производственного здания (защитного сооружения, жилого здания).

Для точного расчета дозы можно использовать формулы:

для взрыва: Д=5*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл

для аварии: Д=1,7*(Рн*tн-Рк*tк)/Косл,

где tн, tк - время начала и конца работы.

3.3.Определение допустимой продолжительности пребывания людей на зара­женной местности происходит по таблице, исходя из отношения:

Ддоп*Косл/Рt, где Рt - уровень радиации на определенное время после взрыва или выброса.

Для случая аварии на АЭС: а=Рt/(Кt*Ддоп*Косл).

3.4.Определение потребного количества смен для выполнения работ производит­ся из отношения n>=Драсч/Ддоп.

Время начала работы и конец работы первой смены и последующих смен опре­деляется эксперементально с учетом того, чтобы не превысить Ддоп (смотри пункт 3.2.).

3.5.Возможность проживания людей на зараженной местности в следствии ава-

рии на АЭС и выброса зараженных радионуклидов определяется по формулам: Pо=0,2*м*Е*Nо*n ,где:

Ро - уровень радиации за год [рад/час (рад/год)].

м - линейный коэффициент ослабления гамма-лучей воздухом [1/см].

Е - энергия гамма-квантов [МэВ].

Nо - первоначальный уровень загрязнения радионуклидами [Кю/км^2].

n - число гамма-квантов, приходящихся на один распад.

Д=1,44*Т*Ро*(2^Х1-2^Х2), где:

Х1=-t1/Tпр, Х2=-t2/Тпр.

Тпр - период полураспада радионуклида [лет]. t1,t2 - годы.

Косл - коэффициент ослабления жилых зданий. Возможность проживания определяется неравенством:

Дпол[бэр/год]<=Днорм=0,1 [бэр/год].

Практическая часть:

Задача №1:

Через 2 часа после выпадения РВ из облака, образованного ядерным взрывом уровень радиации на предприятии Р(2)=38 рад/час.

Производственные здания имеют Косл=10

Защитные сооружения (ПРУ) имеют Косл=50

Определить:

·  Режим работы предприятия;

·  Режим радиационной защиты рабочих и служащих;

·  Необходимость работы посменно;

·  Количество смен;

·  Время начала работы;

·  Продолжительность смен;

·  Дозы, полученные каждой сменой при восьми часовом объеме работ, при Ддоп=15.

Решение:

Уровень радиации на 1 час после взрыва

Приведение уровней радиации к одному времени после взрыва необходимо для сравнения интенсивности излучения различных точках на местности, а также для определения зон заражения и нанесения их на схему (план, карту). Целесообразно измеренные уровни радиации приводить на 1 ч после взрыва, т. к. облегчается контроль за спадом уровней радиации.

P1=Pt/Kt,

где P1 - уровень радиации на 1 ч после взрыва;

Pt - уровень радиации в момент времени t, отсчитанный с момента взрыва;

Kt - коэффициент спада уровня радиации по времени.

P1=87.36

Режим работы предприятия и радиационная защита рабочих

Режим работы предприятия: 6-А-1 (так как P1=87.36)

Время соблюдения режима: 5 часов.

Дополнительное время пребывание на открытой местности Тотк и в производственных зданиях Тзд

Работа на местности, зараженной радиоактивными веществами, возможна при условии получения дозы ниже допустимого значения. Для определения допустимой продолжительности пребывания на зараженной территории (Тотк и Тзд) производится при заданных значениях P1, Kосл и Ддоп.

Kотк=Ддоп×Kосл-отк/P1=15/87.36≅0,17

Kзд=Ддоп×Kосл-зд/P1=15*10/87.36≅1,72

Для определения дополнительного времени пребывания по таблице программы необходимо выбрать дискретизацию по времени начала облучения относительно момента взрыва-12 часов

Тотк=0,12 ч

Тзд=1,48 ч

Суммарная доза, полученная за время работы в течение 1 суток с момента аварии

Д=Pнач+Pкон2×Kосл×Vраб,

где Pнач=P1×Kt1 , Kt1 - коэффициент для времени начала работы

Pкон=P1×Kt2 , Kt2 - коэффициент для времени конца работы

Vраб=8 –восьмичасовая смена

Kt1 и Kt2 определим по таблице программы, где t1=5 ч, так как время соблюдения режима защиты рабочих составляет 5 часов, а t2=24 ч, так как рассчитываем облучение за сутки работы

Pнач=103,448×0,036=12.667

Pкон=103,448×0,022=10.133

Д=((12.667+10.133)/(10×2))*19=21.66

Необходимость в посменной работе

Потребное количество смен n определяется путем деления суммарной дозы облучения Д, которая может быть получена за все время работы, на установленную (допустимую) для каждой смены дозу облучения Ддоп.

n=Д/Ддоп=21.66/15=1.44

Всего 2 смены,

Д=((Рн +Рк)/(2*Косл))*tсм

1 смена:

Начало: 5.00; окончание: 10.25 ; продолжительность: 5.25; доза= 4.72 <15

2 смена:

Начало: 10.25; окончание: 24.00; продолжительность: 13.75; доза=4.98 <15

В обоих сменах полученная облучения меньше Ддоп, значит работать по таким сменам можно.

Задача №2:

В результате аварии на АЭС после выпадения РВ на предприятии через 2 часа уровень радиации составил 5 рад/ч. Для проведения работ по дезактивации требуется 5 часов. Допустимая доза облучения дезактиваторов равно 4.

Определить:

·  Допустимое время пребывания на открытой местности;

·  Дозу облучения, полученную дезактиваторами за время работы, если они начнут работать через 2 часа после выпадения РВ;

·  Необходимость работы посменно;

·  Количество смен;

·  Время начала работы;

·  Продолжительность смен;

·  Дозы, полученные каждой сменой.

Решение:

Уровень радиации на 1 час после взрыва

P1=Pt/Kt,

где Pt=2- уровень радиации в момент времени t, отсчитанный с момента взрыва;

Kt=0.76- коэффициент спада уровня радиации по времени.

P1=6.58

Коэффициент А для определения допустимого времени пребывания на открытой местности:

А=P1/Ддоп×Косл=1.64

Косл=1, так как работы на открытой местности, то есть не применяются защитные сооружения.

Допустимое время пребывания на открытой местности:

Тдоп=2.30 определяется по таблице программы, на основе коэффициента А.

Суммарная доза, полученная дезактиваторами за время выполнения всего объема работ

Д=((Pнач+Pкон)/(2×Kосл))×Vраб,

где Pнач=P1×Kt1 , Kt1 - коэффициент для времени начала работы

Pкон=P1×Kt2 , Kt2 - коэффициент для времени конца работы

Vраб=6 – время проведения работ по дезактивации

Kt1 и Kt2 определим по таблице программы, где t1=5 ч, а t2=11 ч, так как для проведения работ по дезактивации составляет 6 часов.

Pнач=6.579×0,760=5

Pкон=6.579×0,465=3.059

Д=((5+3.059)/(2×1))×6=20.15

Необходимость в посменной работе

Потребное количество смен n определяется путем деления суммарной дозы облучения Д, которая может быть получена за все время работы, на установленную (допустимую) для каждой смены дозу облучения Ддоп.

n=Д/Ддоп=20.15/4=5.03

Необходимо 6 смен.

Расчет для каждой из смены: время начала смены tнач , время конца смены tкон , продолжительность смены, дозу полученную для каждой из смен

Д=((Pнач+Pкон)_/(2×Kосл))×Vраб=P1×((Ktн+Ktк)/(2×Kосл))×(tк-tн)

Первая смена

Д=6.58×((0.76+0.67)/(2×1))×0.75=3.53

tнач=2 tкон=2.75 Продолжительность смены: 0.75 Доза-3.53

Вторая смена

Д=6.58×((0.67+0.61)/(2×1))×0.75=3.16

tнач=2.75 tкон=3.50 Продолжительность смены: 0.75 Доза-3.16

Третья смена

Д=6.58×((0.61+0.56)/(2×1))×0.75=2.89

tнач=3.50 tкон=4.25 Продолжительность смены: 0.75 Доза-2.89

Четвертая смена

Д=6.58×((0.56+0.53)/(2×1))×0.75=2.68

tнач=4.25 tкон=5 Продолжительность смены: 0.75 Доза-2.68

Пятая смена

Д=6.58×((0.53+0.49)/(2×1))×1=3.34

tнач=5 tкон=6 Продолжительность смены: 1 Доза-3.34

Шестая смена

Д=6.58×((0.49+0.47)/(2×1))×1=3.34

tнач=6 tкон=7 Продолжительность смены: 1 Доза-3.34

Задача №3:

Определить дозу облучения населения, проживающего в домах с Косл=10 на загрязненной местности с первоначальным уровнем загрязнения 5 КИ/км*км за период от 2 до 4 лет после аварии и возможность проживать в этом районе.

Число гамма-квантов на один распад n=1. Энергия гамма-квантов Е=0,5МЭВ. Период полураспада преобладающего изотопа цезия Т=1/2=30 лет

Определить:

Возможность проживания населения при Днормируемом=0,1 бэр/год

Решение:

Д=1,44×Т×Р0(2-t1/T-2-t2/T)Kосл,

где Р0-первоначальный (исходный) уровень радиации, соответствующий первоначальной поверхностной активности (уровню загрязнения) радионуклида;

Т-период полураспада радионуклида;

t-время, отсчитываемое от исходной активности (t1,t2-годы проживания);

Косл - коэффициент ослабления загрязнения.

P0=0,2×m×E×N0×n,

где m- линейный коэффициент, зависящий от Е;

Е-энергия гамма-квантов;

N0-первоначальный уровень загрязнения радионуклидами

n-число гамма-квантов на один распад

P0=0,2×0,000111×0,5×5×1=0.486180

Д=(1,44×30×0.)/10=0,0906

Дполученное=0,0906

Днормируемое=0,1

Проживание возможно, так как Днормируемое>Дполученное

Контрольные вопросы

1. Что понимается под радиационной обстановкой и из чего она складывается?

Под радиационной обстановкой понимаются масштабы и степень радиоактивного загрязнения (заражения) окружающей природной среды, оказывающее влияние на жизнедеятельность населения и работу объектов народного хозяйства. Радиационная обстановка может создаваться при применении ядерного оружия, а также авариях (разрушениях) атомных электростанций, предприятий отрасли вследствие заражения радиоактивными веществами воздуха, местности и расположенных на ней сооружений, техники и имущества.

2.Дать характеристику радиационной обстановки, сложившейся в результате ядерного взрыва.

Исходными данными для прогнозирования радиационной обстановки при испытании ядерного оружия являются:

время, координаты, вид, мощность ядерного взрыва, Направление и скорость среднего ветра.

При этом, с вероятностью 0,9, считается, что заражение возможно на территории, ограниченной центральным углом 400 с вершиной в эпицентре взрыва. Фактическая площадь заражения в пределах указанного района составит примерно 30% площади данного сектора.

Для ядерного взрыва в секторе выделяют 4 зоны возможного заражения А, Б,В и Г. На внешней границе возможного умеренного заражения (А) доза радиации до полного распада радиоактивных веществ составляет 40Р, а уровень радиации через 1ч после взрыва 8Р/ч. На внешних границах зон возможного сильного (Б), опасного (В), и чрезвычайно опасного (Г) заражения дозы радиации до полного распада радиоактивных веществ соответственно равны 400,1200 и 4000 Р, а уровни радиации через 1 ч после аварии-80, 240 и 800Р/ч.

Приближенно удаление внешних границ зон от эпицентра взрыва по оси следа радиоактивного облака может быть определено по формуле:

R=54,32,2qVP1

где R - удаление внешней границы зоны от эпицентра, км;

q-мощность взрыва, кт;

V-скорость среднего ветра, км/ч;

P1-уровень радиации на границе зоны через 1ч после взрыва, Р/ч.

Прогнозирование позволяет в короткие сроки определить ожидаемые масштабы и степень радиоактивного заражения. Фактическая радиационная обстановка может быть выявлена только по данным радиационной разведки.

3.Каковы особенности радиоактивного заражения местности в случае аварий (разрушений) АЭС?

Наиболее опасным по масштабам последствий являются авария АЭС с выбросом в атмосферу радиоактивных веществ, в результате чего имеет место длительное загрязнение местности на огромных площадях.

Методика расчета радиоактивной обстановки при авариях АЭС является сложной, многофакторной задачей, ибо последняя зависит как от особенностей выброса АЭС (высота, дисперсность), так и климатических условий (скорость ветра, влажность атмосферы). Первая особенность методики расчета связана с оценкой зон радиоактивного заражения. Известно, что возможная зона радиоактивного заражения имеет вид сектора, боковые границы которого отклоняются от направления среднего ветра на ±200. Однако выброс радионуклидов за пределы аварийного блока ЧАЭС представлял собой растянутый во времени процесс, в течение которого направление ветра изменилось на 3600, что привело к распределению уровней радиации на следе.

Формирование радиоактивных выпадений в ближайшей зоне закончилось в первые 4-5 суток.

Таким образом, если след от ядерного облака при ядерном взрыве обычно вытянут по направлению среднего ветра в виде эллипса, то в случае аварии ЧАЭС конфигурация зоны радиоактивного загрязнения имеет веерный, очаговый характер и целиком определяется метеоусловиями в течение всего времени выброса.

При ядерном взрыве показатель степени, характеризующий величину спада радиации во времени и зависящий от изотопного состава радионуклидов, равно 1,2.

Величина спада радиации при авариях АЭС, где другой изотопный состав радионуклидов, чем при ядерном взрыве, должна в каждом конкретном случае определяться по данным разведки.

n=lgP1P2lgt2t1

Таким образом, при оценке радиационной обстановки при аварии АЭС можно ориентировочно принять, что

Pt=P0(tt0)*-0,4

При таком законе спада уровня радиации за 7-кратный промежуток времени уменьшаются примерно в 2 раза, а не в 10 раз, как при ядерном взрыве.

4.Что понимается под оценкой радиационной обстановки и к чему она сводится на практике?

Под оценкой радиационной обстановки понимают определение на основе анализа данных радиационной обстановки, возможности производственной деятельности объектов народного хозяйства, действий ГО и населения в условиях радиоактивного заражения.

На практике оценка радиационной обстановки сводится к решению задач по определению возможных доз облучения, допустимой продолжительности пребывания людей на зараженной местности, возможного времени начала ведения спасательных работ, режимов защиты рабочих, служащих, производственной деятельности объектов и т. д.

Исходными данными для оценки радиационной обстановки по данным разведки являются:

·  время взрыва;

·  уровни радиации и время их измерения;

·  коэффициенты ослабления зданий и защитных сооружений;

·  допустимые (установленные) дозы облучения;

·  поставленная задача и срок ее выполнения.

5. Дайте краткую характеристику приборов радиационной разведки и дозиметрического контроля.

Измерители мощности дозы ДП-5А (Б) и ДП-5В предназначены для измерения уровней радиации на местности и радиоактивной заражен­ности различных предметов по гам­ма-излучению. Мощность гамма-из­лучения определяется в миллирентгенах или рентгенах в час для той точки пространства, в которой помещен при измерениях соответствующий счетчик прибора. Кроме того, имеется возможность обнаружения бета излучения.
Диапазон измерений по гамма-из­лучению от 0,05 мР/ч до 200 Р/ч в ди­апазоне энергий гамма квантов от 0,084 до 1,25 Мэв. Приборы ДП-5А, ДП-5Б и ДП-5В имеют шесть поддиапазонов измерений. Отсчет показа­ний приборов производится по нижней шкале микроамперметра в Р/ч, по вер­хней шкале — в мР/ч с последующим умножением на соответствующий коэффициент поддиапазона. Участки шка­лы от нуля до первой значащей цифры являются нерабочими. Приборы имеют звуковую индика­цию на всех поддиапазонах, кроме первого. Звуковая индикация прослу­шивается с помощью головных теле­фонов.

Белла — дозиметр бытовой предназначен и оценки мощности дозы гамма-излучения, а также для измерения мощности полевой эквивалентной дозы (МЭД) гамма-излучения по цифровому табло.

6. Назовите допустимые дозы облучения на мирное и военное время.

Предельно допустимые дозы облучения

По отношению к облучению население делится на 3 категории.
  Категория А   облучаемых лиц или персонал (профессиональные работники) - лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений.
  Категория Б   облучаемых лиц или ограниченная часть населения - лица, которые не работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям проживания или размещения рабочих мест могут подвергаться воздействию ионизирующих излучений.
  Категория В   облучаемых лиц или население - население страны, республики, края или области.
  Для категории А вводятся предельно допустимые дозы -наибольшие значения индивидуальной эквивалентной дозы за календарный год, при которой равномерное облучение в течение 50 лет не может вызвать в состоянии здоровья неблагоприятных изменений, обнаруживаемых современными методами. Для категории Б определяется предел дозы.
  Устанавливается три группы критических органов:
  1 группа - все тело, гонады и красный костный мозг.
  2 группа - мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталики глаз и другие органы, за исключением тех, которые относятся к 1 и 3 группам.
  3 группа - кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы.
  Дозовые пределы облучения для разных категорий лиц даны в таблице

Дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения (бэр/год). Таблица 1

Дозовые пределы суммарного внешнего и внутреннего облучения, бэр за календарный год	Группы критических органов
I	II	III
Предельно допустимая доза (ПДД) для категории А	5	15	30
Предел дозы (ПД) для категории Б(ПД)	0,5	1,5	3

 Помимо основных дозовых пределов для оценки влияния излучения используют производные нормативы и контрольные уровни. Нормативы рассчитаны с учетом непревышения дозовых пределов ПДД (предельно допустимая доза) и ПД (предел дозы). Расчет допустимого содержания радионуклида в организме проводят с учетом его радиотоксичности и непревышения ПДД в критическом органе. Контрольные уровни должны обеспечивать такие низкие уровни облучения, какие можно достичь при соблюдении основных дозовых пределов.

7. Дозы излучения и единицы измерения

Действие ионизирующих излучений представляет собой сложный процесс. Эффект облучения зависит от величины поглощенной дозы, ее мощности, вида излучения, объема облучения тканей и органов. Для его количественной оценки введены специальные единицы, которые делятся на внесистемные и единицы в системе СИ. Сейчас используются преимущественно единицы системы СИ. Ниже в таблице 2 дан перечень единиц измерения радиологических величин и проведено сравнение единиц системы СИ и внесистемных единиц.

Таблица 2

Основные радиологические величины и единицы
Величина	Наименование и обозначение единицы измерения	Соотношения между единицами
Внесистемные	Си
Активность нуклида, А	Кюри (Ки, Ci)	Беккерель (Бк, Bq)	1 Ки=3,7·1010Бк
1Бк=1расп/с
1Бк=2,7·10-11Ки
Экспозиционная доза, X	Рентген (Р, R)	Кулон/кг (Кл/кг, C/kg)	1 Р=2,58·10-4Кл/кг
1 Кл/кг=3.88·103 Р
Поглощенная доза, D	Рад (рад, rad)	Грей (Гр, Gy)	1 рад-10-2 Гр
1 Гр=1 Дж/кг
Эквивалентная доза, Н	Бэр (бэр, rem)	Зиверт (Зв, Sv)	1 бэр=10-2 Зв
1 Зв=100 бэр
Интегральная доза излучения	Рад-грамм (рад·г, rad·g)	Грей - кг (Гр·кг, Gy·kg)	1 рад·г=10-5 Гр·кг
1 Гр·кг=105 рад·г

Активность радионуклида в источнике (А). Активность равна отношению числа самопроизвольных ядерных превращений в этом источнике за малый интервал времени (dN) к величине этого интервала (dt) :

A = dN/dt

  Единица активности в системе СИ - Беккерель (Бк).
  Внесистемная единица - Кюри (Ки).

  Число радиоактивных ядер N(t) данного изотопа уменьшается со временем по закону:

N(t) = N0 exp(-tln2 / T1/2) = N0 exp(-0.693t / T1/2)

  где No - число радиоактивных ядер в момент времени t = 0, Т1/2 - период полураспада - время, в течение которого распадается половина радиоактивных ядер.
  Массу m радионуклида активностью А можно рассчитать по формуле :

m = 2.4*10-24 M T1/2 A 

  где М - массовое число радионуклида, А - активность в Беккерелях, T1/2 - период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.
  Экспозиционная доза (X). В качестве количественной меры рентгеновского и -излучения принято использовать во внесистемных единицах экспозиционную дозу, определяемую зарядом вторичных частиц (dQ), образующихся в массе вещества (dm) при полном торможении всех заряженных частиц :

X = dQ/dm

  Единица экспозиционной дозы - Рентген (Р). Рентген - это экспозиционная доза рентгеновского и
-излучения, создающая в 1куб. см воздуха при температуре О°С и давлении 760 мм рт. ст. суммарный заряд ионов одного знака в одну электростатическую единицу количества электричества. Экспозиционной дозе 1 Р
  соответствует 2.08*109 пар ионов (2.08*109 = 1/(4.8*10-10)). Если принять среднюю энергию образования 1 пары ионов в воздухе равной 33.85 эВ, то при экспозиционной дозе 1 Р одному кубическому сантиметру воздуха передается энергия, равная :
  (2.08*109)*33.85*(1.6*10-12) = 0.113 эрг,
  а одному грамму воздуха :
  0.113/возд = 0.113/0.001293 = 87.3 эрг.
  Поглощение энергии ионизирующего излучения является первичным процессом, дающим начало последовательности физико-химических преобразований в облученной ткани, приводящей к наблюдаемому радиационному эффекту. Поэтому естественно сопоставить наблюдаемый эффект с количеством поглощенной энергии или поглощенной дозы.
  Поглощенная доза (D) - основная дозиметрическая величина. Она равна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме :

D = dE/dm

  Единица поглощенной дозы - Грей (Гр). Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.
  Эквивалентная доза (Н). Для оценки возможного ущерба здоровью человека в условиях хронического облучения в области радиационной безопасности введено понятие эквивалентной дозы Н, равной произведению поглощенной дозы Dr, созданной облучением - r и усредненной по анализируемому органу или по всему организму, на весовой множитель wr (называемый еще - коэффициент качества излучения)

  Единицей измерения эквивалентной дозы является Джоуль на килограмм. Она имеет специальное наименование Зиверт (Зв).