Дозиметрия - раздел прикладной ядерной физики, рассматривающий ионизирующее излучение, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучение с веществом, а также принципы и методы определения этих величин. Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами ионизирующего излучения, которые определяют его химическое, физическое и биологическое действие. Важнейшее свойство дозиметрических величин - установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом.

ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ ДОЗИМЕТРИИ

В первые годы работы ученых с рентгеновским излучением и радиоактивными элементами не предпринимались попытки к лимитированию облучения человека, несмотря на понимание опасности ионизирующих излучений. Лишь спустя почти 7 лет с момента открытия рентгеновского излучения, английский ученый Роллинз в 1902 году предложил ограничить облучение работающих дозой, которая вызывала почернение применявшихся в тот период времени фотоэмульсии, что соответствовало экспозиционной дозе 10 Р/сут.

Однако первое четкое представление о физически обоснованном понятии дозы, достаточно близком к современному, разработал швейцарский врач и физик Кристен в статье «Измерение и дозировка рентгеновских лучей». Прежде чем в дозиметрии начали применять физически обоснованные методы, применяли биологические методы дозиметрии. Так обнаруженные и впоследствии хорошо изученные ранние поражения кожных покровов у лиц, работающих с ионизирующим излучением, послужили основанием для предложений ведущих радиологов мира об ограничении профессионального облучения.

Впоследствии этими вопросами стали заниматься специально созданные национальные комитеты по защите от ионизирующих излучений, которые были созданы в 1921 году во многих странах. "В эти годы была введена такая единица рентгеновского излучения как рентген. В 1925 году американский радиолог Матчеллер рекомендовал в качестве толерантной (переносимой) дозы за месяц - дозу, равную 340 Р (около 100 мР/сутки). Однако, только в 1934 году, Международная комиссия по защите от рентгеновского излучения и радия, которая была создана в 1928 году (в настоящее время это Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ), впервые рекомендовала национальным правительствам принять в качестве толерантной дозу 200 мР/сут. В 1936 году эта комиссия уменьшила указанную дозу до 100 мР/сут.

Дальнейшее накопления научных данных о действии ионизирующего излучения, в частности о сокращении продолжительности жизни экспериментальных животных, термин толерантная доза заменили более осторожным - предельно допустимая доза (ПДД). Уже в 1948 году МКРЗ рекомендовало снизить ПДД облучения профессионалов до 50 мР/сут (6 Зв за 40 лет работы), сформулировав понятие ПДД как «такой дозы, которая не должна вызывать значительного повреждения человеческого организма в любой момент времени на протяжении его жизни» .

В 1953 году Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (которая была создана в 1925 году), ввела в практику общеприменимую дозовую величину - поглощенную дозу вместо рентгена, который стал применяться как единица экспозиционной дозы. В 1958 году, на основе новых научных данных, МКРЗ снизило ПДД до 0,6 Зв в возрасте до 30 лет. В бывшем СССР, в 1987 году ПДД была ограничена величиной 50 мЗв/год.

В 1997 году Нормами радиационной безопасности Украины (НРБУ-97) для профессионалов (категория А - профессиональные работники, которые постоянно или временно работают с источниками ионизирующего излучения) принята ПДД равная 20 мЗв/год, для персонала (категория Б - лица не работающие непосредственно с источниками ионизирующего излучения, но по условиям работы или проживания могут подвергаться воздействию ионизирующего излучения) - 2 мЗв/год, а для населения - 1 мЗв/год .

ФОРМИРОВАНИЕ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ В БИОЛОГИЧЕСКОЙ СРЕДЕ

При формировании дозы облучения в биологической среде различаются непосредственно ионизирующие частицы и косвенно ионизирующие частицы. Непосредственно ионизирующие частицы - это заряженные частицы: альфа-частицы (ядра гелия), бета-частицы (электроны, позитроны) и др., а косвенно ионизирующие частицы - это незаряженные частицы: нейтроны , гамма-кванты .

При облучении биологических индивидуумов различают острое (проявляющееся ранними эффектами облучения) и пролонгированное (длительное), однократное и многократное (фракционированное) облучение. Как острое, так и пролонгированное облучение может быть однократным или фракционированным. Кроме того, возможно хроническое облучение, которое можно рассматривать как разновидность фракционированного, но производящегося длительно при очень малых мощностях дозы.

Дозу, формируемую излучением в веществе можно оценить, измеряя, например, вызванное им повышение температуры. Однако, даже при дозах опасных для жизни человека, выделяющейся энергии оказывается не достаточно для нагрева облучаемого организма на тысячные доли градуса. Поэтому при изучении действия излучения на биологические объекты, дозы оценивают с применением более чувствительных методов дозиметрии.

Распределение дозы во времени для различных по линейной передачи энергии (ЛПЭ) излучений может значительно различаться и по-разному сказываться на радиобиологических эффектах облучения. Это проявляется особенно на отдаленных последствиях биологического действия излучений различающихся ЛПЭ, в связи с чем, определению временного распределения дозы в радиобиологии уделяется серьезное внимание.

Ионизирующее излучение, взаимодействуя с веществом, передает ему энергию малыми, конечными порциями. Передача энергии является процессом случайным. Случайной является и энергия, передаваемая веществу в каждом акте взаимодействия. Поэтому поглощенная в некотором объеме вещества энергия при многократном облучении его в тождественных условиях одной и той же дозой ионизирующего излучения одного вида, строго говоря, является несколько различающейся. Необходимо помнить о принципиально всегда присутствующих, но не всегда существенных флуктуациях (разбросах) поглощаемой энергии (и, соответственно, поглощенной дозы).

В случае малых облучаемых объемов, соизмеримых по величине с объемом отдельных клеток, или субклеточных структур, возможна ситуация, при которой флуктуации поглощенной дозы оказываются соизмеримыми и даже превосходят величину дозы. В таких условиях сопоставление выхода радиационно-индуцированных эффектов с поглощенной дозой становится неоднозначным и возникает необходимость учитывать эти флуктуации. Флуктуации тем значительнее, чем меньше объем, в котором оценивается величина поглощаемой дозы, и чем больше величина ЛПЭ излучения формирующего эту дозу.

В случае формирования так называемых "малых доз" облучения (в микродозиметрическом понимании данного термина, которое не всегда совпадает с его биологическим пониманием), количество пронизываемых треками ионизирующего излучения чувствительных микрообъемов в облучаемом объекте существенно меньше их общего числа. В этом случае наблюдаемое, в среднем, линейное изменение степени проявления того или иного радиобиологического эффекта от дозы излучения связано просто с ростом числа чувствительных микрообъемов, пронизываемых треками излучения, а не с собственно линейным характером дозовой зависимости выхода этого эффекта.

Подобная ситуация чаще всего реализуется в штатных условиях профессионального облучения и при воздействии на человека излучения радиационного фона Земли, формирующего, как известно, поглощенные дозы облучения на уровне сотни миллигрей в год (мГр/год). Это значит, что на протяжении года через чувствительные объемы отдельных клеток организма человека очень редко проходит больше одного трека, а через другую часть их за это же время треки вообще не проходят.

Количественная радиобиология, наоборот, чаще всего изучает действие излучения в таких условиях, когда каждый чувствительный микрообъем в облучаемом биологическом объекте пронизывается большим числом треков и увеличение дозы облучения соответствует условию увеличения числа треков через каждый из его чувствительных микрообъемов.

ОСНОВНЫЕ ФИЗИЧЕСКИЕ ВЕЛИЧИНЫ ДОЗИМЕТРИИ

Первопричиной радиационных эффектов является поглощение энергии излучения облучаемым объектом, и доза, как мера поглощенной энергии, является основной дозиметрической величиной. Поэтому, основной физической дозиметрической величиной, используемой для оценки меры воздействия излучения на среду, является поглощенная доза излучения.

Поглощенная доза излучения (D) - это величина определяемая энергией излучения (Дж) поглощаемой единицей массы (кг) облучаемого вещества. За единицу дозы в системе СИ принят грей (Гр):

D = 1Дж/1кг=1 Гр.

Грей это такая доза ионизирующего излучения, при которой участку вещества массой 1 кг передается энергия 1 Дж. Внесистемной единицей является "рад". 1 рад = 0,01 Гр.

Поглощенная доза характеризует не само излучение, а степень воздействия его на среду. В принципе один и тот же поток излучения в различных средах и даже в различных участках одной среды может сформировать различную величину поглощенной дозы. Поэтому, когда говорят о поглощенной дозе, необходимо указывать, в какой среде она сформирована: в воздухе, воде или мягкой биологической ткани.

Для характеристики распределения дозы облучения во времени используют величину мощности поглощенной дозы, или интенсивности облучения. Под этим понимают количество энергии излучения, поглощаемое в единицу времени единицей массы облучаемого вещества (Гр/час; Гр/год).

При практическом использовании излучений человек, исключая специальные случаи медицинских воздействий и радиационные аварии, подвергается воздействию малых доз облучения. Условия работы профессионалов в настоящее время чаще всего отвечают ситуации, когда чувствительные мишени клеток их организма единичных треков ионизирующих частиц, формирующих дозу облучения, существенно больше того времени, на протяжении которого работают репаративные (восстановительные) системы клеток, устраняющие нарушения, вызванные прошедшей частицей.

В этих условиях индуцируемые биологические эффекты не зависят от таких факторов, как мощность дозы, ее распределение, условия и ритм облучения. Выход эффектов определяется только суммарной накопленной дозой (независимо от времени облучения), т.е. последствия облучения будут одинаковыми при однократном облучении данной дозой, либо при ее получении в течение нескольких дней, месяцев и даже года. На степень выраженности эффекта будет влиять только пространственное распределение актов ионизации и возбуждения, создаваемых в треках, т.е. линейной передачи энергии (ЛПЭ) ионизирующего излучения. Поэтому, для таких условий введена специальная величина дозы, учитывающая оба этих фактора - эквивалентная доза. Этой величиной можно однозначно связать выход радиационных последствий облучения с дозой облучения.

Эквивалентная доза (Н) определяется как произведение поглощенной дозы (D) данного вида излучения на среднее значение взвешивающего фактора (коэффициента качества) ионизирующего излучения (W R) в данном элементе- объема биологической ткани. Значения W R для различных видов излучений представлены в таблице 1. Эта доза есть мера выраженности стохастических эффектов облучения. Она применима для оценки радиационной опасности хронического облучения излучением произвольного состава (и острого облучения дозой, менее 0,25 зиверт) и определяется по формуле:

Н = D W R

За единицу эквивалентной дозы в системе СИ принят зиверт (Зв). Зиверт равен такой эквивалентной дозе, при которой, величина произведения поглощенной в биологической ткани дозы ионизирующего излучения на среднее значение взвешивающего фактора для этого излучения равна 1 Дж/кг. Внесистемной единицей является "бэр" (биологический эквивалент рентгена). 1 бэр = 0,01 Зв.

Из определения следует, что для излучения с W R = 1, эквивалентная доза 1 Зв реализуется при поглощенной дозе 1 Гр, т.е. для этого случая 1 Зв = 1 Гр. Если же W R отлично от 1, то эквивалентная доза 1 Зв будет сформирована в биологической ткани при величине поглощенной дозы в ней равной (1/W R) Гр. Допускается суммирование эквивалентных доз для оценки общего уровня облучения за длительный промежуток времени, если каждая разовая доза, имевшая место при фракционированном остром облучения за это время не превышала 0,25 Зв.

Таблица 1 - Значения радиационных взвешивающих факторов (W R)

Для смешанного излучения эквивалентная доза определяется как сумма произведений поглощенных доз отдельных видов излучений на соответствующие значения взвешивающих факторов этих излучений.

При заданной эквивалентной дозе облучения вероятность выхода стохастических последствий зависит от облучаемой им ткани или органа. Поэтому, введен еще один коэффициент, учитывающий специфику различных тканей с точки зрения вероятности индукции в них стохастических последствий облучения - тканевый взвешивающий фактор (W T). Принятые в настоящее время значения W T представлены в таблице 2 и используются исключительно для расчета эффективной дозы. Тканевые взвешивающие факторы введены, исходя из концепции беспорогового действия излучений, а их величины соответствуют выходу стохастических последствий для различных органов и тканей, полученному на основе линейной экстраполяции имеющихся данных из области больших доз облучения (поскольку реальный выход стохастических последствий в области малых доз неизвестен).

Таблица 2 - Значения тканевых взвешивающих факторов (W T)

В отличии от стохастических эффектов, не стохастические (детерминированные) проявляются только при получении определенных доз (табл.3).

Таблица 3 - Значение доз, ниже которых исключено возникновение не стохастических (детерминированных) эффектов

Методы дозиметрии и радиометрии, НРБ

Дозиметрия: количественная оценка поглощенной энергии ионизирующего излучения. Развитие дозиметрии первоначально определялось необходимостью защиты человека от ионизирующих излучений. Вскоре после открытия рентгеновских лучей были замечены биологические эффекты, возникающие при облучении человека. Появилась необходимость в количественной оценке степени радиационной опасности.

Дозы излучения: Экспозиционная доза = доза излучения (Кл/кг, внесистемная Р – рентген) – количественная характеристика ионизирующей способности гамма- излучения в воздухе. Смысл: количество энергии ионизирующего излучения, падающей на объект за время облучения Поглощенная доза = доза облучения (1Гр=1Дж/кг=100 рад, внесистемная рад) – величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу (D=de/dm). 1Гр=1Дж энергии любого вида поглощается 1кг массы вещества

Регламентация дозовой нагрузки в России (НРБ-99) «Нормы радиационной безопасности/НРБ-99/2009 СанПиН » с 1 сентября 2009 года ОСНОВНЫЕ САНИТАРНЫЕ ПРАВИЛА ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ОСПОРБ 99/2010)

НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НРБ-99/2009 (введены с 1 сентября 2009 г.) Санитарные правила и нормативы СанПиН I. Область применения 1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических и физических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации Настоящие Нормы устанавливают основные пределы доз, допустимые уровни воздействия ионизирующего излучения по ограничению облучения населения в соответствии с Федеральным законом от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения" Нормы распространяются на следующие источники ионизирующего излучения: - техногенные источники за счет нормальной эксплуатации техногенных источников излучения; - техногенные источники в результате радиационной аварии; - природные источники; - медицинские источники.

Категории лиц: А – персонал, постоянно или временно работающий с источниками ионизирующего излучения; Б – лица (население и персонал), не работающие непосредственно с ИИ, могут подвергаться действию ИИ, например, по условиям проживания, или работы (уборщицы и др.); В – все остальное население Для всех трех групп установлены пределы доз (с. 110 Пивоваров, Михалев, 2004, таблица далее)

Нормы радиационной безопасности, принятые в России (НРБ-99) Биологическое действие одинаковых поглощенных доз разного вида излучения на организм неодинаково (ЛПЭ) Взвешивающий коэффициент: Для рентгеновского, - и - излучения К=1; Для -излучения К=20 Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы на взвешивающий коэффициент Эффективная доза (Е, Зв - зиверт) – мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов, равна произведению эквивалентной дозы в органах и тканях на взвешивающий коэффициент (см.табл. далее)

Расчет предельно допустимых доз (ПДД): концепция критических органов 1 – я группа – все тело, гонады, красный костный мозг; 2 - я группа – мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, ж-к тракт, легкие, хрусталик глаза, и др. 3 - я группа – кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени, стопы и др.

Взвешивающие коэффициенты для органов и тканей (на основе интенсивности клеточного обновления) Гонады0,20 Костный мозг (красный)0,12 Толстый кишечник (прямая, сигмовидная и нисходящая кишки) 0,12 Легкие0,12 желудок0,12 Мочевой пузырь0,05 Грудная железа0,05 Печень0,05 Пищевод0,05 Щитовидная железа0,05 Кожа0,01 Клетки костных поверхностей0,01 Остальные органы (надпочечники, головной мозг, слепая, восходящая и поперечно-ободочная кишки, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка) 0,05

Основные пределы доз по НРБ-09 персонал группа А персонал группа Б (1/4 от гр.А) Населе- ние Эффективная доза в среднем за любые последовательные 5 лет, мЗв/год 20 (50)5 (12,5)1 (5) Эквивалентная доза, мЗв/год В хрусталике глаза15037,515 в коже В кистях и стопах

Методы дозиметрии Физические: основаны на изменении величины какого-либо физического эффекта, обусловленного поглощением энергии ИИ в веществе (ионизация, свечение, изменение проводимости и пр) Химические: основаны на измерении изменений в химических системах под действием ИИ (валентности элемента, угла вращения плоскости поляризации света, кол-ва молекул данного типа) Биологические: основаны на регистрации биологических изменение под действием ИИ на молекулярном, субклеточном, клеточном, тканевом уровне (мутации, перестройки хромосом, выживаемость и пр.) Биофизические: ЭПР-дозиметрия

1. Ионизационный метод дозиметрии или Метод ионизационной камеры В камере, заполненной газом (воздухом), образуются ионы, которые при помещении в электрическое поле собираются на электродах и создают электрический ток. (измерение поглощенной дозы) Ионизационная камера - простейший газонаполненный детектор. Она представляет собой систему из двух или трёх электродов в объеме, заполненном газом (He+Ar, Ar+C2H2, Ne). Недостатком ионизационной камеры являются очень низкие токи. Этот недостаток ионизационной камеры преодолевается в ионизационных детекторах с газовым усилением. Для регистрации нейтронов используют специальную модификацию ионизационной камеры - камеру делениякамеру деления

Камера деления Камера деления - это специальная модификация ионизационной камеры, предназначенная для регистрации нейтронов. В камерах деления используется реакция деления. Внутреннюю поверхность такой ионизационной камеры покрывают тонким слоем делящегося вещества (235 U, 238 U, 239 Pu, 232 Th). Импульсы от высокоэнергетичных осколков деления вызывают большую ионизацию в газе камеры и соответственно имеют большую амплитуду. ионизационной камеры Схема камеры деления. Размеры камер деления могут быть в несколько раз меньше, чем на рисунке Однако эффективность регистрации в однослойной камере деления даже для тепловых нейтронов невелика (доли процента) и камеры деления часто делают многослойными.

4. Сцинтилляционный метод Световой выход ряда веществ (сцинтилляторов) зависит линейно от поглощенной дозы в широком диапазоне доз Такие вещества в сочетании с фотоумножителем используются в качестве дозиметров. Достоинства: -возможность регистрации практически любых видов ионизирующих излучений; -Возможность измерения энергии частиц или квантов -Высокая эффективность регистрации излучения Недостаток: необходимо максимально приблизить состав сцинтиллятора и вещества- поглотителя см с Максимов, Оджагов Люминесцирующие вещества - сцинтилляторы: Неорганические и органические твердые (сульфид цинка, активированный серебром; антрацен) Органические пластмассовые (полистирол с добавкой n-терфенила) Жидкостные органические (раствор n- терфенила в ароматическом соединении); Газовые (ксенон)

Портативный ж/с счетчик Triathler(Hidex) с альфа / бета разделением (возможно питание от аккумулятора) Аттестованные МВИ «Радиевый институт» 3 H - СП (НРБ-99) Sr-90 (по Черенковскому излучению и ж/с-радиохимия)

10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол" title="5.Химические методы дозиметрии Достоинства: возможность достижения высокой степени подобия дозиметра облучаемому объекту по химическому составу и по форме. Диапазон применения химических методов: Для доз > 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол" class="link_thumb"> 20 5.Химические методы дозиметрии Достоинства: возможность достижения высокой степени подобия дозиметра облучаемому объекту по химическому составу и по форме. Диапазон применения химических методов: Для доз > 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол Для доз от 10 4 до 10 5 Гр – по реакциям в жидкой фазе Для доз 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол"> 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол Для доз от 10 4 до 10 5 Гр – по реакциям в жидкой фазе Для доз 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол" title="5.Химические методы дозиметрии Достоинства: возможность достижения высокой степени подобия дозиметра облучаемому объекту по химическому составу и по форме. Диапазон применения химических методов: Для доз > 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол"> title="5.Химические методы дозиметрии Достоинства: возможность достижения высокой степени подобия дозиметра облучаемому объекту по химическому составу и по форме. Диапазон применения химических методов: Для доз > 10 6 Гр – по окрашиванию кристаллов и стекол">

5.1. Жидкостные (водные) химические детекторы основаны на реакциях, происходящих между растворенными в воде веществами и продуктами радиолиза воды Ферросульфатный детектор (Дозиметр Фрикке, Цыб, 2005, с.82) Основан на свойстве ионов двухвалентного железа Fe 2+ окисляться в кислой среде радикалами ОН* до трехвалентного Fe 3+ В стандартном детекторе при поглощении 100 эВ образуется 15,6 ионов трехвалентного железа. Количество ионов Fe 3+ определяется по плотности окраски реактива (соли роданистого калия KCNS) Интенсивность окрашивания пропорциональна поглощенной дозе. Диапазон измеряемых доз гамма-излучения рад. Детектор чувствителен к органическим примесям

Нитратный детектор Основан на свойстве ионов нитрата NO 3 - восстанавливаться атомарным водородом до нитрит- ионов NO 2 - Нитриты обнаруживаются специальными индикаторами Цериевый детектор Ионы четырехвалентного церия Се 4+ восстанавливаются атомарным водородом до трехвалентного Се 3+

5.2. Химические детекторы на основе хлорзамещенных углеводородов Повышенная чувствительность детекторов объясняется возникновением цепных реакций в веществе детектора, благодаря которым образуется большое количество конечных продуктов детектор на основе хлороформа (СНCl 3)– при облучении хлороформа образуется соляная кислота (HCl). Выход соляной кислоты повышается в присутствии кислорода. Соляная кислота может быть обнаружена при помощи любого кислотно-основного индикатора (например бромкрезола пурпурного) Детектор на основе четыреххлористого углерода (ССl 4) – малочувствительный к излучению ССl 4 при введении в него добавок, имеющих подвижные атомы водорода, позволяет значительно увеличить выход продукта – соляной кислоты.

100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em" title="Индивидуальные дозиметры SYNODYS / MGPI ЭМ устойчивость превышает требования >100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em" class="link_thumb"> 27 Индивидуальные дозиметры SYNODYS / MGPI ЭМ устойчивость превышает требования >100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Emax > 150 кэВ 100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em"> 100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Emax > 150 кэВ"> 100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em" title="Индивидуальные дозиметры SYNODYS / MGPI ЭМ устойчивость превышает требования >100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em"> title="Индивидуальные дозиметры SYNODYS / MGPI ЭМ устойчивость превышает требования >100 В/м Широкий диапазон мощности дозы > 10 Зв/ч Широкий энергетический диапазон DMC 2000 S 50 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 X 20 кэВ to 6 МэВ DMC 2000 XB 20 кэВ to 6 МэВ + Бета Em">

Индивидуальные гамма-нейтронные дозиметры DMC 2000 GN SYNODYS Электронный прямопоказывающий дозиметр для гамма-излучения и нейтронов в широком диапазоне энергий. Нейтронные измерения: Доза: 10 мкЗв – 10 Зв Мощность дозы: 10 мкЗв/ч – 10 Зв/ч Энергия: 0,025 эВ – 15 МэВ Гамма измерения: Доза: 1 мкЗв – 10 Зв Мощность дозы: 0,1 мкЗв/ч – 10 Зв/ч Энергия: 50 кэВ – 6 МэВ Полиэтилен / Li6 / B10 конвертер/поглотитель (лицензия PTB)

Индивидуальный дозиметр DIS, SYNODYS / RADOS Диапазон измерений: Hp(10) 1 uSv до 0.5 Sv (40Sv) Hp(0.07) 10 uSv до 0.5 Sv (40Sv) Энергетический диапазон: Hp(10) +30% от 15 keV до 9 MeV Hp(0.07) +30% от 6 keV до 9 MeV Бета частицы: Hp(0.07) +10 … -50% от 240 keV до 2.2 MeV Вес и размер: 41x44x9 мм; 20 г без держателя

Методы биологической дозиметрии (человека) = ретроспективная дозиметрия (выявления последствий дозовых нагрузок на организм при внешнем и внутреннем облучении): Цитогенетические: регистрация частоты хромосомных перестроек в клетках периферической крови или костного мозга; Молекулярно-генетические: выявление частоты клеток- носителей соматических мутаций по отдельным генным локусам в периферической крови с помощью проточной цитометрии; Гематологические: регистрация количества и соотношения форменных компонентов крови в острый радиационный период, Иммунобактериологические: измерение иммунной реактивности облученного организма и состава микрофлоры покровных тканей и кишечника; Биохимические: изменение биохимических свойств биологических жидкостей (крови и мочи) Биофизические: регистрация изменения биофизических свойств молекул (биолюминесценция, электрохемилюминесценция); ЭПР дозиметрия эмали зубов.

Методы на основе хромосомных аберраций Нестабильные аберрации: кариологический тест - официально принят МАГАТЭ в 1986 г. (предложен в 1960-е гг.) Основа метода - Зависимость количества аберраций (в основном, дицентрики и кольца) в лимфоцитах периферической крови и костного мозга от дозы излучения Дает представление о средней поглощенной организмом дозе; Лимфоциты – наиболее радиочувствительные компоненты крови При недостатке лимфоцитов в периферической крови возможно использование лимфоцитов из отделов костного мозга Диапазон доз от уровня природного фона до 1-2 Гр. Метод получил распространения после разработки методики культивирования лимфоцитов человека: Основы метода: -в 1 мл крови содержится 1-3 млн клеток малых лимфоцитов, способных к делению при культивировании. -В периферической крови лимфоциты находятся в естественно-синхронизированном состоянии (G0); -Уровень спонтанных аберраций у клинически здоровых людей не высок (1-1,5%) -Продолжительный первый митотический цикл (2 сут); -Число аберраций при облучении in vivo и in vitro совпадают!! Ограничения: метод дает адекватные результаты в течение короткого периода после острого облучения из-за естественного вымывания аберрантных лимфоцитов из кровотока (2-3 мес) – кол-во аберрантных клеток снижается в 2 раза каждые 2-3 года. ЗАТРУДНЕНА ретроспективная оценка доз у хронически облученных людей и в отдаленные сроки – из-за эффекта малых доз (слишком велик индивидуальный разброс значений)

Стабильные аберрации (транслокации) - «новый» метод для оценки доз в отдаленный период после облучения Транслокации генерируются в периферическую кровь из облученных стволовых клеток костного мозга – сохраняются в течение длительного времени; Экспериментально (1970-е гг) установлена корреляция между физическими дозами и выходом транслокаций у лиц, переживших атомную бомбардировку в 1945 гг Используется метод флуоресцентной in situ гибридизации клеток (FISH), раскрученный после 1986 года – метод основан на селективном окрашивании гомологичных пар хромосом с помощью специфичных к определенным последовательностям ДНК молекулярных зондов. Достоинства: единственный в настоящее время метод ретроспективной оценки доз в отдаленный период! Проблемы: Выбор хромосом для окрашивания; Выбор видов транслокаций; Выбор периода после облучения; Оценка спонтанного уровня транслокаций – транслокации у необлученных лиц встречаются чаще, чем дицентрики. В период с 10 до 65 лет спонтанный уровень транслокаций возрастает с 1.5 до 15 на 1000 клеток; Выбор калибровочных зависимостей; Дорогостоящий метод. The chromosome that is labeled with green and red spots (upper left) is the one where the wrong rearrangement is present.

Микроядерный тест Оценка количества микроядер в популяции клеток и их потомков. Достоинства метода: -Простота (по сравнению с хромосомным анализом) -Экспрессность -Можно применять для асинхронных популяций клеток Недостатки метода: -образование микроядер в клетках крови происходит в результате воздействия на человека не только ионизирующих излучений, но и многих других мутагенов, то есть факторов, способных вызывать наследственные изменения (мутации). К их числу относятся ультрафиолетовое излучение, многочисленные химические соединения, в том числе, некоторые лекарственные препараты, продукты бытовой химии и т.п. Поэтому количество микроядер нельзя однозначно связывать только с дозой ионизирующего излучения. Метод микроядерного теста целесообразно использовать не для оценки доз, а только для выявления групп повышенного риска при массовых обследованиях населения.

Дозиметрия на основе молекулярно- генетических методов Генные мутации возникают в облученных клетках наряду со структурными мутациями (аберрациями) Показана зависимость частоты индукции мутаций в отдельных генах с ростом дозы (мутаций/Гр) Из-за низкого выхода мутаций на единицу дозы требуется анализ большого числа клеток (), поэтому используются клетки периферической крови; Методы проточной цитометрии; В настоящее время исследуют мутации в пяти генетических локусах, контролирующих гемоглобин, главный комплекс гистосовместимости, Т-клеточный рецептор, гликофорин А, гипоксантин-гуанин-фосфорибозилтрансферазу. В целом методы находятся в стадии отработки (см. Цыб и др., 2005, с)

Мутации по локусу Т-клеточного рецептора (TCR, ТкР) Частота TCR-мутантных лимфоцитов коррелирует с дозой в первые несколько лет после облучения, т.к. мутации по TCR-локусу возникают в зрелых лимфоцитах. Время полужизни мутантных клеток – около двух лет. Возможность применения метода ограничена 2-4 годами после облучения. Теоретический порог чувствительности метода – 0,5 Гр. Экспериментальная зависимость от дозы пока не выявлена. Частота TCR-мутантных клеток коррелирует с частотой нестабильных аберраций Также возможно определение частоты мутаций по локусу гипоксантин-гуанин- фосфорилтрансферазы (ГГФРТ) и по ряду других локусов. Т-клеточный рецепторы (TCR, ТкР) поверхностные белковые комплексы Т- лимфоцитов, ответственные за распознавание процессированных антигенов, связанных с молекулами главного комплекса гистосовместимости (MHC) на поверхности антигенпрезентующих клеток.белковыеТ- лимфоцитов антигенов главного комплекса гистосовместимости антигенпрезентующих клеток TCR состоит из двух субъединиц, заякоренных в клеточной мембране и ассоциирован с многосубъединичным комплексом CD3.CD3 Взаимодействие TCR с MHC и связанным с ним антигеном ведет к активации Т-лимфоцитов и является ключевой точкой в запуске иммунного ответа.

Пожизненная дозиметрия – спустя десятки лет после облучения В отдаленный период после облучения оценивается частота селективно нейтральных генных мутаций, возникающих в долгоживущих клетках стволового типа: Проточно-цитометрический анализ частоты клеток с мутациями по локусу гликофорина А Установлена дозовая зависимость; Установлена высокая воспроизводимость параметров линейной зависимости доза-эффект поле радиационного воздействия (от 10 до 45 лет) Показана корреляция с частотой стабильных аберраций Общие проблемы методов оценки генных мутаций: Количество клеток с генными мутациями увеличивается под действием факторов разнообразной природы, а не только ИИ – нет специфического маркера радиационного воздействия. Поэтому частоту мутаций по локусу гликофорина А рассматривают как интегральный показатель генотоксического воздействия в течение всей жизни человека. Гликофори́ны это группа основны́х трансмембранных сиалогликопротеинов (полипептиды) эритроцитов. Состоят на ~60% из углеводного компонента, на 40% из белкового. эритроцитов Присутствие гликофоринов в мембране эритроцитов впервые было показано в 1791 г (Fairbanks et al). Четыре разновидности гликофоринов (гликофорины A, D, C и D) составляют 2% от всех мембранных белков эритроцита. При этом преобладает гликофорин А, присутствующий в количестве 59·10 молекул на клетку. Количество гликофоринов B, C и D составляет 0,83·10, 0,51·10 и 0,2·10 соответственно. Благодаря наличию большого количества остатков сиаловой кислоты, гликофорины ответственны примерно за 60% отрицательного заряда на поверхности эритроцитов.сиаловой кислоты Эти молекулы играют важную роль во взаимодействии эритроцитов между собой, с другими клетками крови и с эндотелием.эндотелием

Оценка численности клеточного состава периферической крови Исследование динамики количества нейтрофилов и тромбоцитов лейко-лимфоцитарный индекс - условная сумма лейкоцитов и лимфоцитов периферической крови Методы в основном работают в области больших доз

ЭПР-дозиметрия Регистрация ЭПР-центров в эмали удаленных зубов метод используется для оценки индивидуальной дозы облучения; Детектирование: спектроскопическая регистрации ЭПР-сигналов эмали зубов облученных лиц; Физическая основа метода: накопление радиационно-индуцированных радикалов (СО 2 -) в химической структуре гидроксиапатита, входящего в состав биологической ткани – эмали зубов Гидроксиапатиты (Са 10 (РО 4) 6 (ОН 2)) являются основной формой фосфата кальция костей и зубов.

История метода – В 1968 г. при ЭПР-спектроскопии бедренной кости и эмали зубов млекопитающих, облученных в дозах Гр, обнаружена строгая линейная зависимость величины ЭПР-сигнала от дозы. –В эмали зубов радиационно-индуцированные резонансные центры дают наиболее интенсивные сигналы, чем в других тканях. Эмаль образуется в детстве. –В основе сигналов – образование свободных радикалов СО 2 -3 в результате захвата свободных электронов, появляющихся в облученной эмали, комплексом СО Достоинства метода: Длительное время жизни ЭПР-центров - в зубной эмали они могут сохраняться (10 7)10 9 лет (при t=25 о С). Недостатки метода: резонансные центры образуются под действием ультрафиолета Трудоемкость набора материала (удаленных зубов); При наличии остеотропных радионуклидов (90 Sr) – образование дополнительных ЭПР-центров.

Метод определения поглощенных доз внешнего гамма-излучения по спектрам электронного парамагнитного резонанса зубной эмали (ГОСТ Р) БЕЗОПАСНОСТЬ В ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЯХ КОНТРОЛЬ НАСЕЛЕНИЯ ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ МЕТОД ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПОГЛОЩЕННЫХ ДОЗ ВНЕШНЕГО ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ПО СПЕКТРАМ ЭЛЕКТРОННОГО ПАРАМАГНИТНОГО РЕЗОНАНСА ЗУБНОЙ ЭМАЛИ Окончательная редакция Издание официальное ГОССТАНДАРТ РОССИИ Москва ГОСТ Р РАЗРАБОТАН Научно-исследовательским испытательным центром радиационной безопасности космических объектов Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздравмедпроме России с участием Института биофизики Минздравмедпрома России, Всероссийского научно-исследовательского института физико-технических и радиотехнических измерений Госстандарта России, Всероссийского научно-исследовательского института минерального сырья Геолкома при Совете Министров России, Товарищества с ограниченной ответственностью "Тритон" ВНЕСЕН Техническим комитетом по стандартизации ТК 71 "Гражданская оборона, предупреждение и ликвидация чрезвычайных ситуаций" ВВЕДЕН Издательство стандартов, 1995

Лекция 8

Тема: <<Методы дозиметрии и спектрометрии ионизирующих излучений>>

(краткая характеристика).

Вопросы:

Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений. Газовые счётчики. Полупроводниковые дозиметрические детекторы. Сцинтилляционный метод регистрации излучения. Калориметрический метод дозиметрии. Химическая дозиметрия. Фотографический метод регистрации излучений. Дозиметрия нейтронов. Дозиметрическая и радиометрическая аппаратура. Современное дозиметрическое оборудование для обеспечения лучевой терапии в Республике Беларусь.

1. Ионизационный метод регистрации ионизирующих излучений.

Этот метод основан на ионизирующем действии g-квантов и заряженных частиц. Для измерения во всех случаях используется ионизационная камера и регистрирующая система. Электрическое поле между двумя электродами ионизационной камеры, заполненной газом, создаётся от внешнего источника. Излучение вызывает возникновение ионов в газе камеры. Под действием электрического поля на хаотическое движение ионов накладывается движение дрейфа (собирание ионов на соответствующих электродах). В цепи возникает ток, который и регистрируется чувствительным прибором. Если разность потенциалов увеличивать при постоянной интенсивности излучения, то ток вначале увеличивается (рис. 24 (а)) пропорционально приложенной разности потенциалов, а затем его увеличение замедляется до тех пор, пока он не становится постоянным по величине. При очень больших разностях потенциалов ток снова возрастает, пока не наступит пробой (рис. 24 (в)).

На участке «б» скорость движения ионов возрастает (вероятность рекомбинации уменьшается до нуля и все ионы попадают на электроды). При этом ионизационный ток достигает постоянного значения (насыщения) – Iнас . Ионизационные камеры обычно работают в режиме тока насыщения, при котором каждый акт ионизации даёт составляющую тока. По току насыщения определяются интенсивность излучения и количество радиоактивного вещества.

Ионизацию разделяют на объёмную (равномерную по всему объёму, происходящую при нормальном давлении газа под действием b - и g-излучения) и колонную (возникающую при прохождении через газ a-частиц и протонов, а также при высоких давлениях в газе от g - и b-излучений).

В зависимости от назначения ионизационные камеры подразделяют на 2 основные группы:

1) импульсные, предназначенные для измерения числа частиц и их энергии путём регистрации импульсов тока, возникающих в камере при прохождении через неё заряженных частиц;

2) интегрирующие, предназначенные для измерения ионизационного тока, возникающего при прохождении через камеру потока частиц за некоторый интервал времени.

Из определения единицы экспозиционной дозы следует, что при мощности экспозиционной дозы в 1 р/с в 1 см­3 воздуха в 1 с образуется заряд, равный 3,33∙10-10 Кл. Следовательно, ток насыщения в зависимости от мощности экспозиционной дозы (P ) можно определить как

Iнас=3,33∙10-10 Pэксп∙ Vi (a);

где Vi – ионизационный объём воздуха камеры. Отсюда Pэксп=3∙109 (р/с) и Dэксп=3∙109 (Р).

2. Газовые счётчики.

Газовый счётчик представляет собой датчик (по конструкции аналогичный ионизационной камере), предназначенный для регистрации отдельных ядерных частиц. В отличие от ионизационных камер в газовых счётчиках для усиления ионизационного тока используется газовый разряд. Благодаря высокой чувствительности газовый счётчик реагирует на каждую частицу, возникшую внутри объёма газа, или проникшую в него из стенки счётчика. В зависимости от характера используемого газового разряда счётчики можно разделить на 2 типа:

1) пропорциональные счётчики (с несамостоятельным разрядом);

2) счётчики Гейгера (с самостоятельным разрядом).

При небольших разностях потенциалов счётчик работает в режиме ионизационной камеры (I), рис. 25, т. е. величина импульса в некотором интервале напряжений не зависит от U , а определяется только количеством ионов, которые образуются в газовом объёме счётчика ионизирующей частицей.

Амплитуда импульса строго пропорциональна начальной ионизации (от a-частиц величина импульса больше (ЛПЭ выше), чем от b-частиц), следовательно, пропорциональна и энергии, оставленной частицей в счётчике.

При дальнейшем увеличении U на электродах счётчика амплитуда импульса возрастает, т. к. при этом вторичные электроны в усиливающемся электрическом поле приобретают достаточную кинетическую энергию, чтобы произвести ударную ионизацию нейтральных молекул газа на пути своего свободного пробега. В свою очередь вновь образованные электроны ускоряются электрическим полем и ионизируют новые молекулы. При этом возникает лавинный разряд, который сразу прекращается, как только образованные электроны и ионы достигнут соответствующих электродов счётчика (несамостоятельный разряд).

Увеличение ионизационного тока с использованием несамостоятельного разряда называется газовым усилением, а отношение числа ионов, образовавшихся в результате газового усиления и достигших электродов, к первоначальному числу ионов, образованных ионизирующей частицей, называется коэффициентом газового усиления (k). Для области ионизационной камеры (I) k = 1.

Из сравнения амплитуд импульсов в пропорциональной области (II) при прохождении β- и α-частиц видно, что они пропорциональны начальной ионизации. Коэффициент пропорциональности изменяется от 1 в начале области II до 104 в конце её.

Счётчики, в которых амплитуда импульсов пропорциональна потерянной энергии частиц в газовом объёме, называют пропорциональными.

В области III (область Гейгера) величина амплитуды импульса тока совершенно не зависит от начальной ионизации. Все импульсы при заданном напряжении независимо от рода ионизирующих частиц имеют одинаковую амплитуду. Каждый вторичный электрон, возникший в объёме счётчика, вызывает вспышку самостоятельного разряда. Счётчики, с самостоятельным разрядом работающие в этой области, называют гейгеровскими.

3. Полупроводниковые дозиметрические детекторы.

Полупроводник в качестве счётчика падающих частиц выступает как аналог импульсной ионизационной камеры (ионизация атомов твёрдого вещества). Результатом ионизации в полупроводнике является появление свободных электронов в зоне проводимости (n-область) и дырок в валентной зоне (p-область).

Энергия образования пары «электрон­-дырка» порядка ширины запрещённой зоны (2 – 3 эВ). В газах на образование пары ионов затрачивается ~ 34 эВ. Т. о., в расчёте на одинаковую поглощённую энергию в полупроводниковом детекторе образуется ~ на порядок больше носителей электрических зарядов, чем в чувствительном объёме ионизационной камеры. Плотность полупроводникового детектора ~ в 103 раз больше плотности газа ионизационной камеры, поэтому и поглощённая энергия (в расчёте на одинаковую плотность потока излучения) в полупроводниковом детекторе на несколько порядков больше, чем в газовом (т. е. ионизационный эффект в полупроводниковом детекторе будет на несколько порядков выше). Это определяет его высокую чувствительность при малых размерах. У полупроводниковых детекторов по сравнению с газовыми – высокая подвижность носителей заряда (например, в кремнии при комнатной температуре подвижность электронов ~1300 см2/В ∙ с, а дырок ~ 500 см2/В ∙ с, тогда как подвижность ионов в воздухе ~ 1 см2/В ∙ с). Высокая подвижность определяет малое время собирания электрических зарядов на электроды и, как следствие, – большую временную разрешающую способность детектора в счётно-импульсном режиме работы. Малое время собирания снижает вероятность рекомбинации положительных и отрицательных зарядов, а большая подвижность носителей заряда определяет большой ионизационный ток. Последнее позволяет использовать на несколько порядков меньшие внешние напряжения, чем в газовом счётчике.

Использование полупроводниковых детекторов для внутриполостных измерений.

При решении отдельных задач радиационной медицины для дозиметрии внутри некоторых полостей в организме человека, применяют полупроводниковые детекторы (с (p-n)-переходом) без внешнего источника напряжения. Они миниатюрны и электрически безопасны. В отсутствие радиационного воздействия диффузионный потенциал обеспечивает равновесное состояние в области перехода. Заряды двойного слоя создают запорное электрическое поле. Возникшие при облучении дополнительные носители заряда перемещаются в этом полt (электроны – в n-область, а дырки – в p-область). При разомкнутой внешней цепи это приводит к снижению диффузионного потенциала, что может быть зарегистрировано. В режиме короткого замыкания возникающий в цепи ток пропорционален скорости образования электронно-дырочных пар, т. е. мощности дозы излучения в материале детектора (сопротивление внешней цепи должно быть меньше внутреннего сопротивления). Величина тока j (при U = 0) равнf , где a – коэффициент пропорциональности, связанный с единицами измерения , Pэксп – мощность экспозиционной дозы, Флуктуация" href="/text/category/fluktuatciya/" rel="bookmark">флуктуации энергии теплового движения. Это приводит к возникновению высокой фоновой проводимости полупроводника. В некоторых случаях высокий темновой ток не позволяет использовать полупроводники в качестве детекторов ионизирующего излучения. Неопределённость в величине чувствительного объёма затрудняет применение полупроводниковых дозиметров в качестве метрологических установок для измерений дозы. Ограничивает использование полупроводниковых детекторов для определения D и Dэксп и зависимость дозовой чувствительности от энергии излучения.

4. Сцинтилляционный метод дозиметрии.

Схема сцинтилляционного дозиметра состоит и сцинтиллятора, световода, фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) и электронной регистрирующей системы. Излучение, взаимодействуя с веществом сцинтиллятора, вызывает образование в нём электронов, которые возбуждают атомы сцинтиллятора. Переход возбуждённых атомов в основное состояние сопровождается излучением фотонов. Свет через световод попадает на фотокатод ФЭУ. В ходе фотоэффекта из фотокатода выбиваются фотоэлектроны, которые размножаются на динодной системе ФЭУ, и усиленный таким образом электронный ток попадает на анод ФЭУ. Каждому электрону, поглощённому в сцинтилляторе, соответствует импульс тока в анодной цепи ФЭУ. Измерению может подлежать как среднее значение анодного тока (токовый режим), так и число импульсов тока в единицу времени (счётчиковый режим сцинтилляционного дозиметра). Ток в сцинтилляционном дозиметре соответствует поглощённой энергии излучения, а скорость счёта – плотности потока частиц.

Используются неорганические, например, NaI, и органические, например, стильбен , сцинтилляторы. По световыходу и постоянству конверсионной эффективности неорганические сцинтилляторы имеют преимущество перед органическими. Однако, в дозиметрии важную роль играет эффективный атомный номер вещества сцинтиллятора (Zэфф), и, с точки зрения тканеэквивалентности, преимущества остаются за органическими сцинтилляторами. Кроме этого у органических сцинтилляторов меньшее время высвечивания.

При работе в режиме счёта импульсов сцинтилляционный дозиметр примерно на порядок чувствительнее газоразрядного счётчика. В токовом режиме величина тока в анодной цепи ФЭУ равна

,

где g – число фотоэлектронов в расчёте на один испущенный фотон, M – коэффициент усиления ФЭУ (достигает 106), V – объём и h – толщина сцинтиллятора, νz и νв – линейные коэффициенты передачи энергии излучения в веществе сцинтиллятора и в воздухе, τz – линейный коэффициент ослабления падающего излучения в сцинтилляторе, Pэксп – мощность экспозиционной дозы, v-средний расход энергии.

Определив мощность экспозиционной дозы, рассчитывают экспозиционную дозу за некоторый интервал времени .

Сцинтилляционные детекторы излучений характеризуются высокой эффективностью регистрации проникающих излучений, малым временем высвечивания сцинтилляторов, обеспечивающим малое «мёртвое» время счётчиков, высокой временной и энергетической разрешающей способностью. Эти качества сцинтилляционных детекторов обуславливают их широкое использование для спектрометрии излучений (используется пропорциональность между амплитудой импульса и энергией частицы).

5. Калориметрический метод дозиметрии.

При сообщении термоизолированному телу теплоты (ΔQ) его температура (T) увеличится на некоторую величину D T

D Q= c∙ m∙ D T ,

где m – масса вещества калориметрического детектора, c – его удельная теплоёмкость.

При поглощении ионизирующего излучения вся энергия в конечном счёте превращается в тепло. Учитывая энергетический эквивалент рентгена, равный 8,8∙10-6 Дж на 1 г воздуха при нормальных условиях, получим для энергии D Ez , поглощённой за время t

,

где S – сечение и h – высота цилиндрического калориметрического детектора, масса которого равна m= r z∙ S∙ h ; r z – плотность вещества детектора, t z – линейный коэффициент ослабления излучения в веществе детектора, n z – линейный коэффициент передачи энергии излучения веществу калориметрического детектора, n mв – массовый коэффициент передачи энергии излучения в воздухе, n mв= nв / r .

Из этого выражения, учитывая, что https://pandia.ru/text/78/163/images/image012_19.gif" width="81" height="24 src=">, получаем соотношение между D T и Dэксп

,

в котором n mz= n z / r z .

Малые изменения D T и другие экспериментальные трудности ограничивают применение этого метода. Но он является прямым, абсолютным методом дозиметрии, т. к. основан на непосредственном измерении поглощённой энергии в отличие от других методов, в которых измеряется косвенный эффект действия радиации (ионизация и т. п.). Этот метод используют для калибровки других дозиметров в области больших доз излучения. Данный метод используется также для дозиметрии излучений радиоактивных веществ. Количество теплоты, соответствующее полному поглощению энергии излучения радиоактивного препарата, пропорционально его активности (A )

где E a , E b , E g – энергии a-, b - и g-излучений соответственно, h a , h b , h g – доли энергии, поглощённой в калориметрическом детекторе от этих видов излучения (если оно представляет их смесь).

Недостатком метода является его относительно невысокая чувствительность.

6. Химическая дозиметрия.

Некоторые недостатки ионизационных и калориметрических методов дозиметрии (трудности в поддержании режима тока насыщения и ухудшение свойств изоляции электродов при измерении больших мощностей доз или недостаточная чувствительность при определении дозиметрических характеристик низкоинтенсивных излучений) привели к необходимости разработки химических методов дозиметрии, использующих иные принципы.

Химический метод дозиметрии основан на регистрации необратимых химических изменений, производимых излучением в веществе. Продукты химических реакций определяются либо непосредственно (по изменению цвета и т. п.), либо косвенно с помощью способов химического анализа (титрование, спектрофотометрия и др.). одним из таких химических методов является ферросульфатный метод дозиметрии. Анализируемый раствор содержит сульфат железа в разбавленной серной кислоте, насыщенной кислородом..gif" width="29" height="21 src=">.gif" width="33" height="21 src=">, образованных в анализируемом растворе под действием радиации, пропорционально экспозиционной дозе (мощности экспозиционной дозы)..gif" width="220" height="41">,

где e – молярный коэффициент экстинкции, характеризующий ослабление света за счёт поглощения и рассеяния, G – радиационно-химический выход реакции (количество продуктов реакции, возникших при поглощении в реагирующей среде энергии, равной 100 эВ), l – толщина слоя раствора, через который проходит ультрафиолетовое излучение в спектрофотометре (длина волны, соответствующая максимуму в спектре поглощения раствора, содержащего ионы https://pandia.ru/text/78/163/images/image018_12.gif" width="33" height="21"> влияют концентрация кислорода, присутствие органических примесей (уменьшается G при уменьшении концентрации кислорода и наличии органики).

Недостатком метода является самопроизвольное изменение параметров раствора и без облучения при хранении, вследствие чего он должен быть приготовлен непосредственно перед измерением.

7. Фотографический метод дозиметрии.

С помощью фотографического метода были получены первые сведения об ионизирующем действии излучений радиоактивных веществ. В настоящее время он используется для индивидуального контроля дозы ионизирующего излучения.

В состав светочувствительной эмульсии входит бромистое серебро (или иная соль серебра), находящаяся внутри слоя желатина. При облучении светочувствительного слоя фотонами (или иными видами излучения), воздействие будут оказывать электроны, образованные в пространстве, окружающем фотоэмульсию. Электроны взаимодействуют с AgBr, нейтрализуя положительный ион серебра и образуя тем самым на поверхности зёрен центры проявления – атомы металлического серебра. В дальнейшем под действием проявителя эти центры способствуют восстановлению металлического серебра из зёрен AgBr вокруг себя. При фиксировании происходят растворение и удаление из эмульсии кристаллов AgBr, не содержащих центров проявления.

Фотоэмульсии различной чувствительности используются для дозиметрии в широком диапазоне доз. Фотоплёнки помещают в специальные кассеты вместе с фильтром, предназначенным для улучшения энергетической характеристики и для дискриминации отдельных видов излучения.

Химически обработанная плёнка имеет прозрачные и почерневшие места, которые соответствуют незасвеченным и засвеченным участкам фотоэмульсии. Используя этот эффект для дозиметрии, можно устанавливать связь между степенью почернения плёнки и поглощённой дозой, которую определяют по оптическому пропусканию с помощью денситометра.

Недостатком метода является невысокая чувствительность к малым дозам излучения и зависимость результатов измерений от условий обработки плёнки.

8. Дозиметрия нейтронов.

Для регистрации нейтронов используют различные виды вторичных излучений, возникающих в результате ядерных реакций или рассеяния электронов на ядрах атомов вещества, используемого для дозиметрии. При этом энергия электронов в поглощающей среде преобразуется в энергию протонов и ядер отдачи, α-частиц, γ-квантов и продуктов деления.

Для дозиметрии тепловых нейтронов используют реакцию захвата (n, γ), для регистрации быстрых нейтронов – упругое и неупругое рассеяние, а для определения потоков нейтронов с промежуточной энергией рекомендуется уменьшить их энергию до тепловой, пропустив через слой парафина или другого замедлителя. Конструктивно счётчик нейтронов с промежуточной энергией выполняется в виде полой сферы из парафина со стенкой, толщиной порядка 15 см, в центре которой помещается счётчик тепловых нейтронов. Предполагается, что нейтроны промежуточных энергий, падающие на поверхность сферы, будут создавать в её центре поток тепловых нейтронов, который будет пропорционален биологической дозе.

Дозиметрия по существу сводится к определению потоков нейтронов с помощью пропорциональных счётчиков, ионизационных камер, радиационно-химических реакций, фотопластинок..gif" width="19" height="24">- поперечное сечение взаимодействия нейтронов с атомами i-того типа, - средняя доля энергии, теряемая при соударении нейтрона с i-тым атомом, ci – число атомов i-того элемента в 1 г поглотителя.

9. Дозиметрическая и радиометрическая аппаратура.

Детекторами γ-, α- и β-излучений являются сцинтилляционные и пропорциональные счётчики, счётчики Гейгера-Мюллера (в том числе и 4π-счётчики, в которых радиоактивный источник со всех сторон окружён рабочим объёмом счётчика; если источник газообразный, он помещается в рабочий объём газового счётчика), ионизационные камеры, полупроводниковые счётчики и фотопластинки (фотоплёнки).

Ионизационные камеры, главным образом, используют для дозиметрии. Для этих же целей используются калориметрические и химические методы регистрации излучений. Для радиометрических нужд используют, как правило, сцинтилляционные и газовые счётчики, работающие в режиме счёта импульсов.

Для измерения энергетического распределения γ-лучей разработаны сцинтилляционные (анализируется амплитуда импульсов в анодной цепи ФЭУ), магнитные (в которых анализируется вторичное электронное излучение) и дифракционные (в которых анализируется дифракция γ-лучей на кристаллах) γ-спектрометры.

Для анализа β-спектров применяются β-спектрометры, измеряющие энергию электронов по их воздействию на вещество, либо спектрометры, пространственно разделяющие β-частицы, имеющие разные энергии. К приборам 1-ого типа относят спектрометры, функционирование которых основано на ионизации рабочего вещества спектрометра (ионизационная камера, сцинтилляционный детектор). Но они, обладая большой светосилой, не очень точно измеряют энергию β-частиц. К приборам 2-ого типа относятся спектрометры, в которых используются магнитные или электрические поля. Особенно просты и дают лучшее разрешение спектрометры с поперечным магнитным полем, когда электроны движутся по окружностям, радиусы которых пропорциональны импульсам электронов.

Для определения энергии α-частиц, испускаемых радиоактивными элементами, исследование тонкой структуры α-спектров и идентификации новых ядер по энергии α-излучения разработаны α-спектрометры. Функционирование α-спектрометров основано либо на ионизирующем действии α-частиц, либо на магнитном анализе прохождения α-частиц. Поскольку у α-частиц очень малый пробег в веществе (большие линейные потери энергии) приходится использовать очень тонкие источники, которые получают путем испарения солей или окислов исследуемых веществ в вакууме . Обычно производят не абсолютные измерения энергии a - частиц, а сравнение энергии анализируемых a - частиц с энергией a-частиц, испускаемых веществом, спектр a-излучения которого хорошо изучен. Чаще всего используют 210 Po , испускающий a - частицы с Еa=5,3006±0,0026МэВ.

Обычно рассматривают 6 групп дозиметрической и радиометрической аппаратуры. I группа – это приборы для измерения мощности дозы g-лучей и потока нейтронов. Как правило, датчиками в них являются ионизационные камеры, выбор типа которых зависит от мощности дозы излучения, либо газонаполненные или сцинтилляционные счетчики. II группа – приборы с датчиками измерения потоков a- и b - частиц с загрязненных поверхностей. Для измерения характеристик потоков a - частиц применяются датчики со сцинтиллятором из ZnS ∙ Ag , либо воздушные плоские многонитные пропорциональные счетчики. Для измерения характеристик b- частиц применяются датчики в виде нескольких b- счетчиков. Существуют приборы, служащие для сигнализации о превышении допустимых уровней загрязненности тела человека и специальной одежды b - и g- активными веществами. III группа – установки для измерения загрязненности воздуха активными газами и аэрозолями . Для этих целей обычно используют ионизационные камеры, которые помещают в замкнутый объем, наполненный загрязненным воздухом. a - и b - активные аэрозоли улавливают мембранными фильтрами при прокачивании через них воздуха, либо осаждают на мишени – электроде с помощью метода электроосаждения (электрофильтры). IV группа – радиометрические установки с датчиками в виде газовых и сцинтилляционных счетчиков, служащих для измерения абсолютной активности проб воды и пищевых продуктов. V группа – комплекты аппаратуры для измерения индивидуальных доз g- лучей и нейтронов. Это фотопленки, малые ионизационные камеры, карманные дозиметры, позволяющие производить отсчеты в процессе работы (внутренний электрод камеры соединен с подвижной нитью, пропорциональное дозе отклонение которой наблюдают с помощью окулярной шкалы малогабаритного микроскопа). VI группа – это установки для измерения внешнего излучения от людей и измерение активности выдыхаемого воздуха, так называемые счетчики импульсов человека – СИЧ. Существуют большие полые сцинтилляционные счетчики и счетные спектрометрические установки с большими кристаллами из NaI для регистрации внешних потоков излучения от людей (g - и жесткое b - излучение). В выдыхаемом человеком воздухе определяют, например, содержание радона и рассчитывают количество радия в организме.

10. Современное дозиметрическое оборудование для обеспечения лучевой терапии в Республике Беларусь.

В лучевой терапии дозиметрическое оборудование применяется:

а) для настройки аппарата лучевой терапии (АЛТ) перед сдачей его в эксплуатацию;

б) для периодического контроля дозиметрических параметров пучков излучения во время эксплуатации АЛТ;

в) для получения дозиметрической информации, необходимой для планирования сеансов облучения и научных целей;

г) для контроля поглощенной дозы, получаемой пациентами при лучевом лечении.

Современное дозиметрическое оборудование можно разделить на следующие группы:

1) оборудование, содержащее детекторы ионизирующего излучения. В первую очередь это клинические дозиметры различных фирм типа UNIDOS, UNIDOS-E, MULTIDOS, ORTIDOS, VIVODOS (Германия), NOMEX, KEITHLEY (США), FARMER (Англия), ДКС-АТ (Беларусь), APOLLO (Швеция).

2) Приборы для контроля параметров пучка излучения, денситометры, фантомы различных типов, компьютеры с необходимым программным обеспечением и др.

К дозиметрам прилагаются контрольные калибровочные источники со 90Sr и набор детекторов (полупроводниковых, ионизационных камер различного объема). Диапазон измерений мощности поглощенной дозы - от 0,4 мкГр/мин до 300 Гр/мин. Диапазон измерений поглощенной дозы - от 500нГр до нескольких десятков Грей. Диапазон энергий рентгеновского излучения - от 30 до 150 кВ; g - излучения – от 1МэВ до 20МэВ; электронного – от 5 до 20МэВ. Величина тока утечки 10-14-10-15А. Относительная погрешность ± 1-2%.

Применяются также термолюминесцентные дозиметры. Небольшие размеры термолюминесцентных детекторов позволяют использовать их при измерении доз внутри гетерогенных фантомов, на коже и в полостных органах пациентов.

Все современные клинические дозиметры, сканеры, измерители дозы матричного типа, автоматизированные водные фантомы имеют возможность подключения к компьютеру. Некоторые из них, например, сканеры, VIVODOS, Multi Cheek вообще без компьютера не могут работать. Компьютеры управляют процессом измерений, обработки и хранения дозиметрической информации.

Цель работы:

• 
  Ознакомиться с основными понятиями и единицами измерений в дозиметрии и радиационной безопасности.
• 
  Научиться измерять мощность дозы гамма излучения.

Радиоактивные излучения являются неотъемлемой частью мира, в котором мы живем: сама жизнь на Земле возникла на фоне этих излучений. Радиационный фон определяется радиоактивными изотопами ряда химических элементов в горных породах Земли, в почве, воде и воздухе, а также космическим излучением. К основным источникам радиационного фона относятся изотоп калия 40 К и газ радон. Элемент калий широко распространен в земной коре, содержится в строительных материалах и биологических тканях. Изотоп радона 222 Rn является одним из промежуточных продуктов распада природного урана, этот газ выделяется из почвы и стройматериалов и попадает в в воздух жилых помещений. На протяжении биологической истории Земли этот фон присутствовал всегда и существенно не менялся. За последние полвека к естественным источникам радиационного фона человек добавил выпадения после испытаний атомного оружия, радиоактивные отходы атомной промышленности, результаты чернобыльской катастрофы и т.д. С развитием ядерной науки и техники, освоением космического пространства, с одной стороны, возникла опасность облучения человека дозами радиации, значительно превышающими естественный фон, но, с другой стороны, появилась возможность использования ядерных технологий в науке, промышленности, медицине и т.д.

Для количественной оценки степени воздействия ядерных излучений введены специальные дозовые характеристики.

Дозы ионизирующего излучения

Основной физической величиной, принятой в дозиметрии для измерения ионизирующего излучения, является доза излучения. Понятие «доза» допускает два толкования. В соответствии с первой трактовкой доза излучения является количественной характеристикой излучения, в соответствии со второй трактовкой – количественной характеристикой результата взаимодействия излучения с веществом. Приведенный ниже термин «экспозиционная доза» в большей степени соответствует первой трактовке, а термин «поглощенная доза» – второй.

Радиационную обстановку на местности определяет имеющееся там поле ионизирующего излучения, и в первую очередь поле гамма излучения вследствие его большой проникающей способности. Взаимодействуя с воздухом, гамма излучение вызывает его ионизацию, причем уровень ионизации воздуха соответствует интенсивности излучения и может служить характеристикой поля излучения.

Экспозиционная доза X определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных гамма излучением в элементарном объеме воздуха, к массе dm воздуха в этом объеме:

. (1)

Само определение экспозиционной дозы допускает простой и удобный способ ее измерения: для этого достаточно измерить заряд ионов одного знака, образовавшихся в облучаемой воздушной ионизационной камере.

Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ должен быть кулон на килограмм . Однако исторически сложилось так, что экспозиционную дозу обычно выражают во внесистемных единицах – рентгенах .

Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха (это 1см 3 воздуха при нормальных условиях) в результате всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

То, что экспозиционная доза определена только для воздуха и только для фотонного излучения, существенно ограничивает область ее применения. Переход на единицы СИ предполагает изъятие из употребления понятия экспозиционная доза.

Воздействие ионизирующего излучения на вещество зависит как от состава вещества, так и от энергии, переданной излучением этому веществу. Результат воздействия излучения характеризуется поглощенной дозой, определяемой следующим образом.

Поглощенная доза ионизирующего излучения Dравна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

. (2)

В системе СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей .

Грэй равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж.

Вопрос о соответствии между экспозиционной и поглощенной дозами можно ставить только в том случае, если эти дозы создаются гамма излучением в воздушной среде. Даже в этом случае, строго говоря, нет взаимно однозначного соответствия между ними. Одно и то же количество поглощенной воздухом энергии может образовать различное число пар ионов в зависимости от энергии гамма излучения. Тем не менее, это различие невелико и можно говорить, что 1 рентген в среднем соответствует поглощенной в воздухе энергии 87,3 эрг т.е.

1Р ≈ 0,873·10 –2 Гр или 1 Гр ≈ 115 Р.

Любая доза является интегральной по времени характеристикой. Скорость накопления дозы характеризуется понятием мощность дозы – это отношение приращения дозы dD за некоторый промежуток времени dt к этому интервалу времени:

. (3)

Мощность экспозиционной дозы в системе СИ должна выражаться в единицах ампер на килограмм [А/кг]. На практике используется внесистемная единица – рентген в секунду и ее производные: [Р/час], [мР/час], [мкР/час].

Мощность поглощенной дозы в СИ измеряется в единицах грэй в секунду [Гр/с]. Также используются производные единицы – [Гр/мин], [мкГр/час] и т.п.

Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма.

Поглощенная доза радиации, получаемая веществом любого живого организма вследствие естественного радиационного фона Земли, составляет величину порядка 10 –3 Гр/год. Считается, что эта доза не вызывает видимых вредных биологических эффектов. Более того, сама жизнь на Земле возникла, эволюционировала и существует в условиях определенного радиационного фона.

Тем не менее, слишком большие дозы радиации опасны для живых организмов и даже могут привести к смерти.

Механизм действия радиации на молекулярном уровне можно описать следующей последовательностью событий. Частицы излучения, проникающего в биологические ткани, прямо или косвенно вызывают ионизацию многих атомов, отрывая от них электроны. Заряженные частицы (альфа или бета) непосредственно ионизируют атомы своим электрическим полем, электрически нейтральные частицы (гамма или нейтроны) вызывают ионизацию после взаимодействий, в которых образуются вторичные заряженные частицы, электрическое поле которых и вызывает ионизацию.

При ионизации атома от него отрывается электрон, который может свободно перемещаться в веществе. И свободный электрон, и ионизированный атом за время 10  8 сек участвуют в сложной цепи реакций, в результате которых образуются новые молекулы, включая и такие чрезвычайно реакционноспособные, как свободные радикалы. Далее за время 10 –6 сек образовавшиеся свободные радикалы реагируют как друг с другом, так и с другими молекулами и через цепочку реакций, еще не изученных до конца, могут вызвать химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул, необходимых для нормального функционирования клетки. Последующие биохимические изменения могут произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения и явиться причиной немедленной гибели клеток или таких изменений в них, которые могут привести к раку.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии излучение передаст тканям. Переданная энергия полностью определяется поглощенной дозой излучения. Однако поглощенная доза не полностью определяет последствия облучения. Дело в том, что при одинаковой поглощенной дозе альфа излучение или нейтроны гораздо опаснее бета или гамма излучения. Причиной этого является различное пространственное распределение ионизации. При одном и том же общем количестве ионов более высокая их концентрация (например, в треках альфа частиц) представляет и большую опасность для клеток организма.

Если принять во внимание этот факт, для оценки последствий облучения дозу следует умножать на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой , а пересчетный множитель – коэффициентом качества излучения.

Эквивалентная доза ионизирующего излученияН – произведение поглощённой дозы D на средний коэффициент качества K ионизирующего излучения в данном элементе объема биологической ткани стандартного состава

(4)

Численные значения коэффициентов качества для различных излучений приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Коэффициенты качества для различных видов излучений .

Единицей измерения эквивалентной дозы излучения является Дж/кг, имеющей специальное название – зиверт (Sv,Зв). Отметим, что для рентгеновского, бета и гамма излучения численные значения поглощенной и эквивалентной дозы совпадают.

Эквивалентная доза более адекватно учитывает возможный ущерб здоровью человека от воздействия ионизирующего излучения произвольного состава. Однако необходимо принять во внимание и тот факт, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к действию радиации, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Для учета неодинаковой чувствительности различных органов к радиации вводится специальная дозовая характеристика - эффективная эквивалентная доза.

Эффективная эквивалентная доза определяется как сумма произведений эквивалентных доз, полученных каждым органом, на соответствующие коэффициенты радиационного риска:

(5)

Где – эквивалентная доза в данной ткани или органе, – взвешивающий коэффициент для данной ткани или органа.

Список органов и тканей, по которым производится суммирование, а также значения взвешивающих коэффициентов приведены в таблице 2.

Таблица 2.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов .

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения для организма и используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения. Она также измеряется в зивертах.

Доза в 1 Гр, получаемая водой, сможет нагреть ее только на 0,00024  С. Тем не менее, для человека доза в 1 Зв приблизительно соответствует порогу появления детерминированных последствий после облучения или, как говорят, «лучевой болезни». При дозе 6 Зв смертность достигает 50%. При дозе менее 1 Зв явных последствий облучения не наблюдается, однако возрастает вероятность раковых заболеваний или генетических нарушений у потомства. При этом считается, что возрастание вероятности неблагоприятных последствий пропорционально полученной дозе.

Поскольку 1Зв – это очень большая доза, обычно пользуются тысячной или миллионной дозой зиверта: мЗв, мкЗв.

Мощность экспозиционной дозы фонового гамма излучения, типичная для равнинных территорий, сложенных осадочными породами, соответствует 10 – 20 мкР/час (или 0,1 – 0,2 мкЗв/час для мощности поглощенной дозы). Такой фон характерен для территории Беларуси. Годовая доза при этом составляет приблизительно 1 – 2 мЗв, что существенно ниже порога «лучевой болезни».

Радиационная безопасность

В Республике Беларусь основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения определены в законе о радиационной безопасности населения.

Для обеспечения радиационной безопасности применяется принцип нормирования – непревышение определенных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения. При этом запрещаются все виды деятельности с использованием источников ионизирующего излучения, при которых получаемая польза не превышает риск возможного вреда для человека и общества. Кроме того, с учетом экономических возможностей и социальных факторов поддерживается на достижимо низком уровне число облучаемых лиц, и минимизируются дозы их облучения.

Допустимые пределы средних годовых эффективных доз облучения на территории Республики Беларусь устанавливаются законодательно и составляют 0,001 зиверта в год для всего населения, 0,02 зиверта в год для персонала, работающего с источниками излучения.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при медицинском облучении.

Для определения получаемых доз облучения необходимо измерять не только уровень внешнего облучения, обусловленный источниками, находящимися вне тела человека. Необходимо также определять так называемое внутреннее облучение, вызываемое радиоактивными веществами, содержащимися во вдыхаемом воздухе и потребляемой пище. Внутреннее облучение непосредственно не измеряется – контроль над внутренним облучением осуществляется путем измерения содержания радионуклидов в воздухе и продуктах питания и расчета получаемых при этом доз облучения.

Основным количественным критерием внутреннего облучения человека является годовое поступление (количество радиоактивных веществ, попавших в организм через органы дыхания и пищеварения). Годовое поступление нормируется путем установления допустимых уровней содержания радионуклидов в воздухе и в различных продуктах питания с учетом их среднего годового потребления.

Например, допустимый уровень содержания радионуклида 137 Cs в питьевой воде составляет 10 Бк/кг, а в молоке – 100 Бк/кг.

При работе с радиоизотопными источниками гамма излучения можно рассчитать ожидаемую мощность дозы облучения, если известен радионуклид источника и его активность. Мощность экспозиционной дозы гамма излучения на расстоянии R от изотропного точечного источника с активностью А находится по формуле

, (6)

Где коэффициент Г (гамма-постоянная) определяется спектром излучения радионуклида. Значения коэффициентов Г для различных радионуклидов можно найти в справочной литературе. Для радионуклидов, используемых в лабораторном практикуме, гамма-постоянные Г следующие:

Cs-137 3,24 Р·см 2 /час·мКи,

Со-60 12,85 Р·см 2 /час·мКи,

Na-22 11,85 Р·см 2 /час·мКи.

Указанная размерность Г требует подставлять в формулу (6) активность в милликюри (1 мКи = 3,7·10 7 Бк), расстояние R в сантиметрах, при этом мощность экспозиционной дозы получится в рентгенах в час.

Формулу (6) можно использовать, если размеры источника и области наблюдения много меньше R, и нет существенного поглощения излучения на пути от источника к области наблюдения.

Наличие вещества, поглощающего гамма излучение, приводит к уменьшению мощности дозы. В первом приближении поглощение можно описать формулой

D(x) = D 0 ·exp(– x). (7)

Здесь D 0 – мощность дозы при отсутствии поглощения, D(x) – мощность дозы с учетом поглощения, x – путь гамма излучения в поглотителе,  – линейный коэффициент ослабления, зависящий от вещества поглотителя и энергии гамма излучения.

Формула (7) применима только для моноэнергетического гамма излучения и не учитывает вклад рассеянного в поглотителе излучения.

Если имеется пластинка толщиной d, поглощающая гамма излучение, то величина x будет совпадать с d только в случае нормального прохождения пучка гамма излучения через пластинку.

Значения коэффициентов  для различных веществ и энергий гамма излучения можно найти в справочной литературе. Для излучения Cs-137 с энергией 662 кэВ линейный коэффициент ослабления в свинце составляет 1,18 см –1 . Поглощением гамма излучения в воздухе для расстояний в несколько метров обычно можно пренебречь.

Экспериментальная часть

Задание 1.

Изучить руководство по эксплуатации дозиметра ДКГ – АТ2503А . Включить прибор, рассмотреть изображение на индикаторе. Перейти в подрежим меню. Перебрать все сообщения меню и научиться переводить прибор в подрежимы индикации мощности дозы и индикации накопленной дозы. Обнулить накопленную дозу. Проверить выбор порогов сигнализации по дозе и мощности дозы.

Последующие измерения мощности дозы проводить с погрешностью 50% в соответствии с краткой инструкцией для работы с дозиметром ДКГ-АТ2503А: время выдержки до первого снятия показаний – 4 мин, время до каждого последующего снятия показаний – 4 мин, всего снять три показания и усреднить.

Задание 2.

Измерить мощность дозы гамма излучения на рабочем столе. Проследить за изменением текущих показаний прибора со временем. Записать полученное значение мощности дозы и погрешность измерения.

Измерить мощность дозы в одном из следующих мест (по выбору преподавателя): у стены лаборатории, на подоконнике, на поверхности сейфа с радиоактивными источниками и др.

Сравнить полученные значения между собой и с результатами измерений на других столах.

Сравнить эти данные с типичным значением уровня естественного фона гамма излучения.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на рабочем столе.

Задание 3.

Получить радиоактивный источник. По номеру источника установить его активность. Положить источник на рабочий стол и поместить дозиметр над источником на специальной подставке.

Измерить расстояние между центром источника и геометрическим центром чувствительного объема детектора, который отмечен метками на корпусе дозиметра.

Измерить мощность поглощенной дозы при указанном выше размещении источника и дозиметра.

Сравнить результаты измерения мощности дозы с расчетным значением, учитывая ранее измеренную величину радиационного фона.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на выбранном расстоянии от источника.

Сравнить оценку ожидаемой годовой дозы с допустимым пределом доз.

В режиме индикации дозы дозиметра посмотреть значение дозы, накопленной за время проведения лабораторной работы.

Сделать выводы.

Задание 4.

Измерить мощности дозы, поместив между источником и дозиметром в прежнем расположении свинцовую пластину известной толщины (4 – 7 мм).

Сравнить полученные результаты измерений с расчетами по формуле (7).

Рассчитать активность источника при тех же условиях облучения, при которой годовой предел дозы набирается за один рабочий день. (При работе над атомным проектом в 40-е годы прошлого века в США применялся предел суточной дозы в 0,1 рентгена. Сейчас это – годовой предел дозы для населения.)

Оценить, во сколько раз ослабляет гамма излучение Cs-137 свинцовый блок типа «ласточкин хвост» толщиной 5 см.

Дозиметрия ионизирующих излучений - раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения и взаимодействие излучения с веществом (дозиметрические величины). В более узком смысле слова Д. и. и. - совокупность методов измерения этих величин. Важнейший признак дозиметрических величин - их связь с радиационно-индуцированными эффектами, возникающими при облучении объектов живой и неживой природы. Под радиационно-индуцированными эффектами в общем смысле понимают любые изменения в облучаемом объекте, вызванные воздействием ионизирующих излучений . Основной дозиметрической величиной является доза ионизирующего излучения и ее модификации. Задача Д. и. и. - описание дозного поля, сформированного в живом организме в реальных условиях облучения.

Необходимость разработки Д. и. и. возникла вскоре после открытия Рентгеном (W.К. Rö ntgen) в 1895 г. излучения, названного его именем (см. Рентгена лучи ). Интенсивное накопление данных по биологическому действию рентгеновского излучения, с одной стороны, открывало реальную перспективу его применения в медицине, а с другой - указывало на опасность неконтролируемого облучения живого организма. В результате встал вопрос о дозиметрическом обеспечении практического применения источников ионизирующих излучений. В начале 20 в. основными источниками излучения были радий и рентгеновские аппараты, и Д. и. и. сводилась фактически к дозиметрии фотонного ионизирующего излучения (рентгеновского и гамма-излучения). Затем по мере развития технических средств ядерной физики, создания и усовершенствования ускорителей заряженных частиц и особенно после пуска в 1942 г. первого ядерного реактора число источников и связанных с ними видов ионизирующих излучений существенно расширились. В соответствии с этим появились методы дозиметрии потоков заряженных частиц, нейтронов, высокоэнергетического тормозного излучения и др. Стал расти и список дозиметрических величин, соответствующих задачам многообразного практического применения ионизирующих излучений различной природы.

Физической основой Д. и. и. является преобразование энергии излучения в процессе его взаимодействия с атомами или их ядрами, электронами и молекулами облучаемой среды, в результате которого часть этой энергии поглощается веществом. Поглощенная энергия является первопричиной процессов, приводящих к наблюдаемым радиационно-индуцированным эффектам, и потому дозиметрические величины оказываются связанными с поглощенной энергией излучения.

Многообразие условий облучения и многофакторный характер его последствий не позволяют обходиться единственной дозиметрической величиной, приспосабливая ее к изменению этих условий и факторов. Необходим целый набор дозиметрических величин, из которых в зависимости от условий облучения и поставленной задачи выбирают наиболее адекватную меру радиационно-индуцированного эффекта. Примером такой величины является введенный Международной комиссией по радиологическим единицам (МКРЕ) для целей радиационной безопасности показатель эквивалентной дозы (см. Доза ионизирующего излучения ) в точке радиационного поля - максимальная эквивалентная доза внутри тканеэквивалентного шара диаметром 30 см при совмещении центра этого шара с данной точкой. Практическое применение этого показателя встречает определенные трудности, ибо проблему адекватности дозиметрии пока нельзя считать полностью решенной.

При Д. и. и. используют как инструментальные, так и расчетные методы. Все дозиметрические приборы устроены по принципу регистрации радиационно-индуцированных эффектов в некотором модельном объекте - детекторе ионизирующего излучения. В ранний период становления Д. и. и, использовались фотографическое действие ионизирующих излучений, химические превращения и выделение тепла. По мере развития методов регистрации элементарных частиц развивались и методы Д. и. и. В современных условиях используется широкий спектр радиационно-индуцированных эффектов. К уже упомянутым можно добавить ионизационные эффекты в газах и конденсированных средах, изменение электрических свойств полупроводников, деструктивные повреждения твердых тел, люминесценцию, сцинтилляцию и др.

Особое место занимает биологическая дозиметрия использующая в качестве меры дозиметрической величины количественные радиобиологические эффекты, например хромосомные аберрации, изменение морфологического состава крови и другие показатели, однозначно связанные с Д. и. и. (см. Лучевая болезнь , Радиочувствительность ).

Методы Д. и. и. можно классифицировать по разным признакам. Так, в зависимости от вида регистрируемого эффекта различают ионизационный, фотографический, химический, люминесцентный, калориметрический, сцинтилляционный методы, метод следов повреждения и др. При этом имеет место однозначная количественная связь между изменением физических или химических свойств детектора излучения и поглощенной энергией. В клинической дозиметрии распространены ионизационные методы, в которых детектором служат ионизационная камера, твердотельные люминесцентные кристаллы, полупроводники. Последние привлекают малыми размерами детектора.

В СССР выпускают стационарные, носимые и индивидуальные дозиметрические приборы. Стационарные дозиметры применяют в клинической практике, а носимые наиболее часто используют для оценки радиационной обстановки в целях радиационной защиты. Они имеют автономное питание и потому могут использоваться в любой обстановке, в т.ч. в полевых условиях. Индивидуальные дозиметры предназначены для оценки дозы, получаемой лицами, работающими в контакте с ионизирующим излучением. Они могут быть прямопоказывающими (рис. а, б ) или состоять из носимых персоналом ионизационных или термолюминесцентных детекторов (в), показания которых, пропорциональные дозе излучения, определяются на специальном считывающем устройстве.

Клиническая дозиметрия - раздел Д. и. и., занимающийся измерениями и расчетами величин, характеризующих физические и биофизические эффекты облучения больных, получающих лучевую терапию . Основная задача клинической дозиметрии состоит в количественном описании пространственного и временного распределения поглощенной энергии излучения в теле облучаемого больного, а также в поиске, обосновании и выборе индивидуально оптимизируемых условий его облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза (см. Доза ионизирующих излучений ), дозное поле, дозиметрический фантом, мишень. Дозное поле - это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем тело больного по физическим эффектам взаимодействия излучения с веществом, форме и размерам органов и тканей и их анатомическим взаимоотношениям. Информацию о дозном поле представляют в табличном, матричном виде, а также в виде кривых, соединяющих точки одинаковых значений (абсолютных или относительных) поглощенной дозы. Такие кривые называют изодозами, а их семейства - картами изодоз. За условную единицу (или 100%) можно принять поглощенную дозу в любой точке дозного поля, в частности максимальную поглощенную дозу, которая должна соответствовать подлежащей облучению мишени (т.е. области, охватывающей клинически выявленную опухоль и предполагаемую зону ее распространения).

Формирование дозного поля зависит от вида и источника излучения, от метода облучения (внешнего, внутреннего, статического, подвижного и др.), телосложения больного, а также от типа радиационного терапевтического аппарата. Поэтому в состав технической документации аппарата входят атлас дозных полей и рекомендации по его практическому использованию. При необходимости (для новых вариантов и сложных планов облучения) в лечебных учреждениях выполняют фантомные измерения дозных полей, пользуясь клиническими дозиметрами с малогабаритными ионизационными камерами или другими (полупроводниковыми, термолюминесцентными) детекторами, анализаторами дозного поля или изодозографами. Термолюминесцентные детекторы используют также для контроля поглощенных доз у больных.

Лучевой терапевт совместно с инженером-физиком ведет дозиметрическое планирование - выбирает метод облучения, оптимизирует условия облучения больного путем расчета конкурирующих вариантов дозных полей, определяет технологию облучения на конкретном аппарате, а также осуществляет контроль выполнения принятого плана и его динамическую корректировку в процессе лучевого лечения. В связи с развитием методов и средств вычислительной техники, появлением быстродействующих ЭВМ с большим объемом памяти и средств автоматизированного ввода в ЭВМ исходной графической и текстовой информации о больном происходит постепенный переход от ручного к компьютерному планированию облучения. При этом открываются возможности решения обратной задачи клинической дозиметрии - определения условий облучения по задаваемому врачом дозному полю.

В системе МЗ СССР имеется радиационная метрологическая служба, которая ведет проверку клинических дозиметров и дозиметрическую аттестацию радиационных аппаратов. В 1988 г. в СССР начат переход к метрологическому обеспечению лучевой терапии на основе непосредственных измерений поглощенной дозы в воде, прослеживаемых до государственного первичного эталона единицы ее мощности. Все это способствует повышению точности планирования и осуществления облучения.

Согласно современным международным требованиям, для повышения эффективности лучевой терапии в клинической дозиметрии нужно стремиться к дозированию облучения больного с погрешностью не более 5%, по поглощенной дозе в мишени, а измерения поглощенных доз вести с погрешностью не более 3%.

Библиогр.: Иванов В.И. Курс дозиметрии, М., 1988; Клеппер Л.Я. Формирование дозовых полей дистанциойными источниками излучения, М., 1986, библиогр.; Кронгауз А.Н., Ляпидевский В.К. и Фролова А.В. Физические основы клинической дозиметрии, М., 1969; Ратнер Т.Г. и Фадеева М.А. Техническое и дозиметрическое обеспечение дистанционной гамма-терапии, М., 1982, библиогр.