Дозиметрия и радиометрия ионизирующих излучений. II. Дозиметрия ионизирующих излучений. Единицы измерения количества излучения

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.

Дозиметрия ионизирующих излучений рассматривает свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, а также принципы и методы их определения.

Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Эти величины обычно называют дозиметрическими. Установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом - важнейшее свойство дозиметрических величин. Вне этой связи дозиметрические измерения теряют смысл.

В зависимости от природы регистрируемого физико-химического явления, происходящего в среде под воздействием ионизирующего излучения, различают ионизационный, химический, сцинтилляционный, фотографический и другие методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Для любого вида ионизирующих излучений, первичными процессами, которые происходят в среде, являются ионизация и возбуждение. Поэтому биологические эффекты, наблюдаемые под воздействием заряженных частиц, нейтронов и квантов, обусловлены не их физической природой, а тем более не их источником (различные естественные и техногенные радионуклиды, генераторы излучений), а количеством поглощенной энергии и ее пространственным распределением (микрогеометрией), характеризуемые линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации или, иначе, линейная передача энергии (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Эта степень определяет относительную биологическую эффективность (ОБЭ) различного рода излучений.

Биологическое действие излучения является основой биологической дозиметрии и используется главным образом для установления ОБЭ - относительной биологической эффективности различных видов излучения. Биологические методы дозиметрии базируются на определении морфологических и функциональных изменений, возникающих в организме под влиянием облучения. Величину дозы оценивают по уровню летальности животных, изменению окраски кожи, выпадению волос, появлению или увеличению содержания некоторых веществ в моче, изменению количества кровяных клеток, т.е. состава крови и др. Биологические методы не очень точны.

Физические методы дозиметрии основаны на оценке степени ионизации вещества под влиянием ионизирующих излучений, изменения его электропроводности, характера свечения и др.

В процессе ионизации вещества наступает изменение его электропроводности. Так, газы в обычных условиях практически не обладающие электропроводностью, в момент ионизации становятся хорошими проводниками электричества. Ионизационные методы дозиметрии основаны на том, что число образованных пар ионов в каком-либо определенном объеме вещества находится в прямой зависимости от количества поглощенного в нем излучения. Другими словами, мерой количества ионизирующего излучения является ионизация, которая возникает в результате поглощения энергии излучения в веществе.

Химический метод основан на способности молекул некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучении распадаться, образуя новые химические соединения. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием хлороводородной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии).

Ионизационный метод основан на способности ионизирующего излучения вызывать ионизацию среды. Если взять какое-либо непроводящее электрический ток вещество и поместить его в поле действия ионизирующего излучения, то при взаимодействии излучения с веществом часть энергии передается атомам и молекулам этого вещества и расходуется на их ионизацию. В веществе появляются положительно и отрицательно заряженные ионы. При отсутствии электрического поля ионы рекомбинируют между собой и в результате в веществе устанавливается равновесная концентрация ионных пар (равенство скоростей ионизации и рекомбинации при постоянной интенсивности излучения).

Сцинтилляционный метод измерения ионизирующих излучений основан на том, что некоторые вещества (сульфит цинка, иодид натрия) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Количество световых вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов - фотоэлектронных умножителей.

Фотографический метод основан на способности молекул бромида серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаться на серебро и бром под воздействием ионизирующих излучений. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые вызывают почернение фотопленки при ее проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой .

Для обнаружения, измерения и преобразования ионизирующего излучения применяются следующие приборы и преобразователи.

Счётчик Гейгера представляет собой, как правило, цилиндрический катод, вдоль оси, которого натянута проволока - анод. Система заполнена газовой смесью.

При прохождении через счётчик заряженная частица ионизирует газ. Образующиеся электроны, двигаясь к положительному электроду - нити, попадая в область сильного электрического поля, ускоряются и в свою очередь ионизуют молекулы газа, что приводит к коронному разряду. Амплитуда сигнала достигает нескольких вольт и легко регистрируется. Счётчик Гейгера регистрирует факт прохождения частицы через счётчик, но не позволяет измерить энергию частицы.

Так же как в счетчике Гейгера и пропорциональном счетчике в ионизационной камере используется газовая смесь. Однако по сравнению с пропорциональным счетчиком напряжение питания в ионизационной камере меньше и усиления ионизации в ней не происходит. В зависимости от требований эксперимента для измерения энергии частиц используется либо только электронная компонента токового импульса, либо электронная и ионная.

Принцип работы камеры Вильсона основан на конденсации пересыщенного пара и образовании видимых капель жидкости на ионах вдоль следа пролетевшей через камеру заряженной частицы. Для создания пересыщенного пара происходит быстрое адиабатическое расширение газа с помощью механического поршня. После фотографирования трека, газ в камере снова сжимается, капельки на ионах испаряются. Электрическое поле в камере служит для "очистки" камеры от ионов, образовавшихся при предыдущей ионизации газа.

Сцинтилляционный детектор использует свойство некоторых веществ светиться (сцинтиллировать) при прохождении заряженной частицы. Кванты света, образующиеся в сцинтилляторе, затем регистрируются с помощью фотоумножителей. Используются как кристаллические сцинтилляторы, например, NaI, так и пластиковые и жидкие. Кристаллические сцинтилляторы в основном используются для регистрации гамма-квантов и рентгеновского излучения, пластиковые и жидкие - для регистрации нейтронов и временных измерений. Большие объёмы сцинтилляторов позволяют создавать детекторы очень высокой эффективности, для регистрации частиц с малым сечением взаимодействия с веществом.

Принцип действия пузырьковой камеры основан на вскипании перегретой жидкости вдоль трека заряженной частицы. Пузырьковая камера представляет собой сосуд, заполненный прозрачной перегретой жидкостью. При быстром понижении давления, вдоль трека ионизирующей частицы образуется цепочка пузырьков пара, которые освещаются внешним источником и фотографируются. После фотографирования следа давление в камере повышается, пузырьки газа схлопываются и камера снова готова к работе. В качестве рабочей жидкости в камере используется жидкий водород одновременно служащий водородной мишенью для исследования взаимодействия частиц с протонами.

Камера Вильсона и пузырьковая камера имеют огромное преимущество, которое заключается в том, что можно непосредственно наблюдать все заряженные частицы, образующиеся в каждом акте реакции. Для того, чтобы определить тип частицы и ее импульс камеры Вильсона и пузырьковые камеры помещают в магнитное поле. Пузырьковая камера имеет большую плотность вещества детектора по сравнению с камерой Вильсона и поэтому пробеги заряженных частиц полностью заключены в объёме детектора. Расшифровка фотографий с пузырьковых камер представляет отдельную трудоемкую проблему.

Аналогично, как это происходит в обычной фотографии, заряженная частица нарушает вдоль своего пути структуру кристаллической решётки зерен галоидного серебра, делая их способными к проявлению. Ядерная эмульсия является уникальным средством для регистрации редких событий. Стопки ядерных эмульсий позволяют регистрировать частицы очень больших энергий. С их помощью можно определить координаты трека заряженной частицы с точностью ~1 микрона. Ядерные эмульсии широко используются для регистрации космических частиц на шарах-зондах и космических аппаратах .

Рассмотрим величины, которыми оперирует дозиметрия. Независимо от природы излучения эффект его воздействия на вещество объективно будет определяться количеством энергии, которую передаёт пучок ионизирующего излучения единице массы облучаемого тела. Эту величину называют поглощённой дозой :

Единицей дозы в СИ называется грей (Гр), . Внесистемной единицей являетсярад . 1 рад = 10 -2 Гр.

Однако изменения, которые происходят в веществе, зависят не только от величины поглощённой дозы, но и от вида ионизирующего излучения, энергии его частиц и времени облучения. Чем быстрее накоплена данная доза, тем больше её поражающее действие. Быстрота накопления дозы определяется мощностью дозы – количества энергии переданной единице массы вещества за единицу времени :

[Р D ] = Гр/с. Внесистемной единицей мощности дозы является рад/с.

Казалось бы, для определения поглощённой дозы следует измерить энергию ионизирующего излучения, падающего на тело, энергию, прошедшую сквозь тело и разделить их разность на массу тела. Однако, на практике это сделать крайне трудно: во-первых, из-за рассеяния излучения в веществе; во-вторых, из-за неоднородности тел; в-третьих, из-за сложного состава излучений и др. Особенно трудно это сделать для биологических объектов. Тем не менее, оценить поглощённую дозу можно по ионизирующему действию излучения на воздух, окружающий тело.

В этой связи, для описания поля внешнего облучения объекта (экспозиции) вводится понятие экспозиционная доза , которая представляет собой дозу, поглощённую воздухом. Использовать эту величину для оценки поглощённой дозы биологических объектов можно только при условии равномерного распределения излучения в пространстве, что выполняется только для рентгеновского и γ-излучения. Количественно экспозиционная доза и мощность экспозиционной дозы определяются в СИ по величине заряда, образующегося под воздействием рентгеновского и γ-излучения в 1 кг сухого воздуха:

И . (14)

Единицей экспозиционной дозы является Кл/кг. Старая единица экспозиционной дозы называется рентген. 1 Р – это такая доза, при которой в результате полной ионизации в 1 см 3 сухого воздуха (при t = 0 0 С и Р=760 мм.рт.ст.) образуется 2,08·10 8 пар ионов. 1 Р = 2,58·10 -4 Кл/кг. Единицей мощности экспозиционной дозы в СИ является 1 А/кг, а внесистемными единицами 1 Р/с; мР/час; мкР/час.

Биологические эффекты ионизирующих излучений в большей степени зависят от вида излучений. При одной и той же поглощённой дозе тяжёлые частицы (α, n, р) производят гораздо большие физиологические нарушения, чем β-, рентгеновское или γ-излучение. Особенно опасны для биоситем потоки нейтронов. В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных излучений с такими же эффектами, создаваемыми рентгеновским и γ-излучением.

Количественно оценка биологического воздействия разных излучений осуществляется с помощью «коэффициента качества» (КК), иначе его называют коэффициентом относительной биологической эффективности (ОБЭ). Значение КК (ОБЭ) определяют опытным путём. Для рентгеновского и γ-излучений коэффициент качества принят равным 1, тогда для β-частиц КК = 1; для медленных нейтронов – 5, быстрых нейтронов и протонов – 10, α-частиц – 20.

С учётом коэффициента качества оценка степени воздействия радиации на человека и другие биологические объекты производится величиной – эквивалентная доза :

D экв = k кк · D п. (15)

Единица D экв имеет ту же размерность, что и D п, однако, называются в СИ по-другому – зиверт. Внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (биологический эквивалент рада). 1бэр=10 -2 Зв.

Однако эквивалентная доза не в полной мере отражает степень радиационной опасности, т.к. разные органы и виды биотканей человека имеют разную радиочувствительность. При облучении в первую очередь поражаются красный костный мозг, половые железы, молочные железы и лёгкие. Напротив, нервные ткани очень устойчивы к радиации.

Учёт радиационной чувствительности разных тканей производится с помощью введения коэффициентов радиационного риска (КРР). Значения КРР для органов и тканей: гонады – 0,25; мозг – 0,12; молочные железы – 0,15. Если умножить эквивалентные дозы, полученные отдельными органами и частями тела, на КРР, и сложить полученные произведения, то получим величину, называемую эффективной эквивалентной дозой .

. (16)

Облучение, которому подвергаются живые организмы, в том числе и человек, делится на внешнее и внутреннее. Источниками внешнего облучения могут быть ядерные взрывы, ядерные реакторы на АЭС, ускорители, рентгеновские аппараты, а также естественные источники: космические лучи, радиоактивные руды, солнечная радиация, излучение горных пород, некоторые изотопы, присутствующие в почве и воздухе , , . Внутреннее облучение обусловлено долгоживущими радиоактивными элементами, поступающими в организм с воздухом (родон, торон), с пищей (калий, уран, рубидий, радий) и через кожу или вводятся внутрь организма с лечебными и диагностическими целями. Считается, что внутреннее облучение более опасно, т.к. при этом непосредственному воздействию подвергаются незащищённые ткани, органы и системы тела.

В течение всего биологического развития человек подвергался воздействию радиации связанной с естественным радиационным фоном Земли. Естественный радиоактивный фон окружающей нас среды по экспозиционной дозе составляет 10 ÷ 20 мкР/час или 25 мкКл/кг в год, что соответствует эквивалентной дозе примерно в 125 мбэр. Предельно допускаемая эквивалентная доза при профессиональном облучении равна 5 бэр/год. Минимальная летальная доза для человека при равномерном облучении всего организма γ или рентгеновским излучением около 600 бэр. Величина смертельной дозы зависит от вида биоорганизмов. Некоторые микроорганизмы прекрасно себя чувствуют даже в ядерном реакторе.

Мы рассмотрели только основные специальные величины дозиметрии. Следует отметить, что наряду со специальными, дозиметрия использует и такие общефизические параметры, как скорость и энергия частиц, частота и длина волны излучения, спектр излучения и др.

Необходимость количественной оценки действия ионизи­рующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии. Дозиметрией называют раздел ядерной физики и измери­тельной техники, в котором изучают величины, характери­зующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения. Первоначально развитие дозиметрии было обусловлено необходимостью учета действия рентгеновского излучения на человека.

§ 28.1. Доза излучения и экспозиционная доза. Мощность дозы

Уже отмечалось, что ионизирующее излучение только тогда оказывает действие на вещество, когда это излучение взаимодей­ствует с частицами, входящими в состав вещества.

Независимо от природы ионизирующего излучения его взаи­модействие количественно может быть оценено отношением энер­гии, переданной элементу облученного вещества, к массе этого элемента. Эту характеристику называют дозой излучения (по­глощенной дозой излучения) D.

Различные эффекты ионизирующего излучения прежде все­го определяются поглощенной дозой. Она сложным образом за­висит от вида ионизирующего излучения, энергии его частиц, состава облучаемого вещества и пропорциональна времени об­лучения. Дозу, отнесенную ко времени, называют мощностью дозы.

Единицей поглощенной дозы излучения является грей (Гр), который соответствует дозе излучения, при которой облучен­ному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующе­го излучения 1 Дж; мощность дозы излучения выражается в грeях в секунду (Гр/с).

Внесистемная единица дозы излучения -рад 1 (1 рад = 10~ 2 Гр = 100 эрг/г), ее мощности -рад в секунду (рад/с).

Казалось бы, для нахождения поглощенной дозы излучения следует измерить энергию ионизирующего излучения, падающего на тело, энергию, прошедшую сквозь тело, и их разность разде­лить на массу тела. Однако практически это сделать трудно, так как тело неоднородно, энергия рассеивается телом по всевозмож­ным направлениям и т. п. Таким образом, вполне конкретное и яс­ное понятие «дозы излучения» оказывается малопригодным в экс­перименте. Но можно оценить поглощенную телом дозу по иони­зирующему действию излучения в воздухе, окружающем тело.

В связи с этим вводят еще одно понятие дозы для рентгенов­ского и g-излучения - экспозиционную дозу излучения X, ко­торая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и g-лучами.

За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). На практике используют единицу, называемую рентге­ном (Р), - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения, при которой в результате полной ионизации в 1 см 3 сухого возду­ха (0,001293 г) при 0 °С и 760 мм рт. ст. образуется 2,08 10? пар ионов. 1 Р = 2,58 10" 4 Кл/кг.

Единицей мощности экспозиционной дозы является 1 А/кг, а внесистемной единицей - 1 Р/с.

Так как доза излучения пропорциональна падающему ионизи­рующему излучению, то между ней и экспозиционной дозой должна быть пропорциональная зависимость

где f - некоторый переходный коэффициент, зависящий от ряда причин и прежде всего от облучаемого вещества и энергии фото­нов.

Наиболее просто установить значение коэффициента f, если облучае­мым веществом является воздух. При X - 1 Р в 0,001293 г воздуха об­разуется 2,08 10 9 пар ионов; следовательно, в 1 г воздуха содержится 2,08 10 9 /0,001293 пар ионов. В среднем на образование одной пары ионов расходуется энергия 34 эВ. Это означает, что в 1 г воздуха погло­щается энергия излучения, равная

2,08*10 9 /0.001293 34 1,6 10- 19 Дж/г = 88 10 4 Дж/кг. 0,001293

Итак, поглощенная доза 88 10 4 Дж/кг в воздухе энергетически эквивалентна 1 Р. Тогда по формуле (28.1) имеем

если D измеряется в радах, а X - в рентгенах.

Коэффициент f для воздуха мало зави­сит от энергии фотонов.

Для воды и мягких тканей тела челове­ка f = 1; следовательно, доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это и обусловливает удобство использования внесис­темных единиц - рада и рентгена.

Для костной ткани коэффициент f уменьшается с увеличением энергии фотонов приблизительно от 4,5 до 1.

Установим связь между активностью радиоактивного препара­та - источника g-фотонов - и мощностью экспозиционной дозы. Из источника И (рис. 28.1) у-фотоны вылетают по всем направле­ниям. Число этих фотонов, пронизывающих 1 м 2 поверхности не­которой сферы в 1 с, пропорционально активности А и обратно пропорционально площади поверхности сферы (4pr 2). Мощность экспозиционной дозы (X/t) в объеме V зависит от этого числа фото­нов, так как именно они и вызывают ионизацию. Отсюда получаем

где k - гамма-постоянная, которая характерна для данного ра­дионуклида.

1 Единица рад является аббревиатурой английских слов Radiation Ab­sorbed Dose.

§ 28.2. Количественная оценка биологического действия ионизирующего излучения. Эквивалентная доза

Для данного вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше доза излучения. Однако различные излу­чения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают раз­ные воздействия.

В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных излучений с соответствующими эффектами, вызван­ными рентгеновским и g-излучениями.

Коэффициент К, показывающий, во сколько раз эффектив­ность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или g-излучения, при одинаковой дозе излу­чения в тканях, называется коэффициентом качества. В радио­биологии его называют также относительной биологической эффективностью (ОБЭ).

Коэффициент качества устанавливают на основе опытных дан­ных. Он зависит не только от вида частицы, но и от ее энергии. Приведем приближенные значения К (табл. 33) для некоторых излучений (в скобках указана энергия частиц).

Таблица 33

Поглощенная доза совместно с коэффициентом качества дает представление о биологическом действии ионизирующего излуче­ния, поэтому произведение DK используют как единую меру это­го действия и называют эквивалентной дозой излучения Н :

Так как К - безразмерный коэффициент, то эквивалентная доза излучения имеет ту же размерность, что и поглощенная доза излучения, но называется зивертом (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр 1 , 1 бэр = 10~ 2 Зв.

Эквивалентная доза в бэрах равна дозе излучения в радах, ум­ноженной на коэффициент качества.

Естественные радиоактивные источники (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела, и др.) создают фон, соответствующий приблизительно эквивалентной дозе 125 мбэр в течение года. Пре­дельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении считается 5 бэр в течение года. Минимальная леталь­ная доза от у-излучения около 600 бэр. Эти данные соответствуют облучению всего организма.

1 Бэр - аббревиатура слов «биологический эквивалент рентгена».

§ 28.3. Дозиметрические приборы

Дозиметрическими приборами, или дозиметрами называ­ют устройства для измерения доз ионизирующих излучений или величин, связанных с дозами.

Конструктивно дозиметры состоят из детектора ядерных излу­чений и измерительного устройства. Обычно они проградуированы в единицах дозы или мощности дозы. В некоторых случаях предусмотрена сигнализация о превышении заданного значения мощности дозы.

В зависимости от используемого детектора различают дозимет­ры ионизационные, люминесцентные, полупроводниковые, фото­дозиметры и др.

Дозиметры могут быть рассчитаны на измерение доз како­го-либо определенного вида излучения или регистрацию смешан­ного излучения.

Дозиметры для измерения экспозиционной дозы рентгеновско­го и у-излучения или ее мощности называют рентгенометрами. В качестве детектора у них обычно применяется ионизацион­ная камера. Заряд, протекающий в цепи камеры, пропорциона­лен экспозиционной дозе, а сила тока - ее мощности. На рис. 28.2 показан микрорентгенометр МРМ-2 со сферической иониза­ционной камерой, вынесенной отдельно от прибора.

Состав газа в ионизационных камерах, а также вещество сте­нок, из которых они состоят, подбирают такими, чтобы осуществ­лялись тождественные условия с поглощением энергии в биологи­ческих тканях.

На рис. 28.3 показан комплект индивидуальных дозиметров ДК-0,2 с общим измерительным устройством. Каждый индивиду­альный дозиметр представляет собой миниатюрную цилиндрическую ионизационную камеру, которая предварительно заряжает­ся. В результате ионизации происходит разрядка камеры, что фиксируется вмонтированным в нее электрометром. Показания его зависят от экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

Существуют дозиметры, детекторами которых являются газо­разрядные счетчики.

Для измерения активности или концентрации радиоактивных изотопов применяют приборы, называемые радиометрами. Принцип их работы в основном изложен в § 27.5.

В заключение заметим, что общая структурная схема всех до­зиметров аналогична той, которая изображена на рис. 17.1. Роль датчика (измерительного преобразователя) выполняет детектор ядерных излучений. В качестве выходных устройств могут ис­пользоваться стрелочные приборы, самописцы, электромеханиче­ские счетчики, звуковые и световые сигнализаторы и т. п.

§ 28.4. Защита от ионизирующего излучения

Работа с любыми источниками ионизирующих излучений тре­бует защиты персонала от их вредного действия. Это большая и специальная проблема, в значительной степени выходящая за пределы чисто физических вопросов. Рассмотрим кратко некото­рые аспекты этой проблемы.

Различают три вида защиты: защита временем, расстоя­нием и материалом.

Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечно­го источника у-излучения. Преобразуем формулу (28.2):

Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем больше экспозиционная доза. Следовательно, необходимо на­ходиться под воздействием ионизирующего излучения минималь­ное время и на максимально возможном расстоянии от источника этого излучения.

Защита материалом основывается на различной способности веществ поглощать разные виды ионизирующего излучения.

Защита от а-излучения проста: достаточно листа бумаги или слоя воздуха толщиной в несколько сантиметров, чтобы полно­стью поглотить а-частицы. Однако, работая с радиоактивными источниками, следует остерегаться попадания ос-частиц внутрь организма при дыхании или приеме пищи.

Для защиты от b-излучения достаточно пластин из алюминия, плексигласа или стекла толщиной в несколько сантиметров. При взаимодействии b-частиц с веществом может появиться тормоз­ное рентгеновское излучение, а от b + -частиц - b + -излучение, воз­никающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наибо­лее сложна защита от «нейтрального» излучения: рентгеновское и у-излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и поэтому глубже прони­кают в вещество. Ослабление пучка рентгеновского и у-излучений приближенно соответствует закону (26.8). Коэффициент ослабле­ния зависит от порядкового номера элемента вещества поглотите­ля [см. (26.12)] и от энергии у-фотонов (см. рис. 27.5). При расчете защиты учитывают эти зависимости, рассеяние фотонов, а также вторичные процессы. Некоторые из них для рентгеновского излу­чения показаны на рис. 26.10. Защита от нейтронов наиболее сложна. Быстрые нейтроны сначала замедляют, уменьшая их скорость в водородсодержащих веществах. Затем другими веще­ствами, например кадмием, поглощают медленные нейтроны.

Заключение

В медицине достаточно давно используются физические мето­ды. Еще в древности для лечения применяли охлаждение и нагре­вание различных участков тела, фиксирование конечностей при переломах и др.

Ряд ученых (врачи и физиологи) в своих профессиональных и жизненных увлечениях разрабатывали физические вопросы, ук­репляя своими трудами взаимопроникновение этих важных от­раслей естествознания. Поучительны в этом отношении жизне­описания некоторых великих ученых.

Юнг Томас (1773-1829) учился в ряде университетов, где сна­чала изучал медицину, но потом увлекся физикой. Объяснил явле­ние аккомодации глаза изменением кривизны хрусталика, первый объяснил явление интерференции света и ввел термин «интерфе­ренция», разрабатывал теорию цветового зрения, исследовал де­формацию тел.

Пуазейль Жан Луи Мари (1799-1869) - французский физик и физиолог. Изучал течение жидкости в тонких цилиндрических трубках и внутреннее трение, первый применил ртутный мано­метр для измерения давления крови.

Майер Юлиус Роберт (1814-1878) - немецкий врач. Как ко­рабельный врач во время плавания заметил, что цвет венозной крови матросов в тропиках приближается по яркости к арте­риальной. Это дало ему основание считать, что при высокой внешней температуре для поддержания температуры тела нужна меньшая степень окисления поступающих в организм веществ. Майер установил, что количество окисляемых продуктов в организме человека возрастает с увеличением выполняемой им работы. Майер один из первых открыл закон сохранения и пре­вращения энергии.

Гельмгольц Герман Людвиг Фердинанд (1821-1894) - не­мецкий врач, физиолог и физик. Математически обосновал закон сохранения энергии, отметив его всеобщий характер, разработал термодинамическую теорию химических процессов, существен­ные успехов достиг в области физиологической акустики и в фи­зиологии зрения, впервые измерил скорость распространения нервного возбуждения.

Дарсонваль Жак Арсен (1851-1940) - французский физик и физиолог. Проводил исследования в области электричества и его применения в медицине, основоположник электрофизиотерапии.

Применение достижений физики в медицине происходило и происходит постоянно. Проиллюстрируем это несколькими при­мерами из XX столетия: открытие электромагнитных волн - мик­роволновая терапия, открытие рентгеновских лучей - рентгено­диагностика и рентгенотерапия, открытие радиоактивности - ра­диодиагностика и радиотерапия, появление лазеров - лазерная терапия и лазерная хирургия и др.

Из учебника видно, что практически в любом разделе физики можно обнаружить медицинские приложения физических зна­ний и физической аппаратуры, а медицинская техника, по суще­ству, целиком основана на использовании физических законов, правил, закономерностей, физических явлений, физических свойств материалов и др.

Именно поэтому физико-математические и биофизические зна­ния являются существенным элементом высшего медицинского образования и способствуют всестороннему изучению организма человека. Это важно для формирования медицины как точной науки.

Освоение настоящего курса не просто, но затраченные время и усилия окупятся при изучении последующих курсов и в практи­ческой деятельности ВРАЧА - главной фигуры лечебного про­цесса.

Заведующий редакцией Б. В. Панкратов

Редактор И. Я. Ицхоки

Оформление Т. Е. Добровинская-Владимирова

Технический редактор М. В. Биденко

Компьютерная верстка А. В. Маркин

Корректоры Г. И. Мосякина, И. Т. Белугина

Изд. лиц. № 061622 от 07.10.97.

Подписано к печати 31.10.02. Формат 60*90 1/16.

Бумага типографская. Гарнитура «Школьная». Печать офсетная.

Усл. печ. л. 35,0. Тираж 5000 экз. Заказ № 2495.

ООО «Дрофа». 127018, Москва, Сущевский вал, 49.

Основные вопросы. Понятие о дозиметрии и радиометрии, их цель и задачи. Основные дозиметрические" величины и единицы ихизмерений: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная дозы и мощности излучений. Относительная биологическая эффективность (ОБЭ) и коэффициент качества (КК).

Расчет доз при внешнем и внутреннем облучении. Связь между активностью и дозой излучения. Гамма-постоянная, миллиграмм - эквивалент радия.

Методы дозиметрии, классификация и характеристика основных методов дозиметрии. Ионизационная камера, его устройство, принцип работы.

Классификация дозиметрических и радиометрических приборов. Основные методы измерения радиоактивности - сравнительный, расчетный, абсолютный.

ВЫПОЛНЕНИЕ РАБОТЫ

Изучая методы дозиметрии, следует четко уяснить, на ка­ких эффектах взаимодействия излучения с веществом основаны эти методы.

Выделить методы и средства детектирования, основанные на первичных эффектах взаимодействия (ионизационный, сцинтиляционный); изучить по учебнику устройство и принцип работы ионизационных камер, газоразрядных и сцинтиляционных счетчиков.

Необходимо ознакомиться с расчетом доз для основных ви­дов ионизирующих излучений. Для закрепления материала следует решить несколько задач с использованием данных приложения А и Б.

1. Задания по расчету доз облучения:

1. Определить величину экспозиционной дозы внесистемной единицы (Р) рентгеновского излучения, если в 1см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 9 и 1,04 × 10 9 ;

2. Определить величину экспозиционной дозы гамма-излучения в единицах СИ, если в 1 см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 5 и 1,04 × 10 5 ;

3. Вычислить поглощенную дозу в единицах СИ, если при облучении животного гамма-лучами при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении в 1 см 3 воздуха образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 4 и 1,04 × 10 4 .

4. Вычислить поглощенную дозу в радах, если при рентгеновском обследовании легких человека при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении в 1 см 3 воздуха образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 9 и 1,04 × 10 9 .

5.Определить количество пар ионов, образующихся в 1 см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении, если при исследовании желудка собак экспозиционная доза рентгеновских лучей была равна:

2,58 × 10 -4 , 2,58 × 10 -5 Кл/ кг,

7.Определить экспозиционную дозу в единицах СИ, если поглощенная доза равна: 10,0 и 13 мР; 20,0 и 25,0 Р;

8.Определить экспозиционную дозу в единицах СИ, если поглощенная доза равна: 1) 1,0 и 20,0 рад, 2) 50,0 и 100, мрад.

9. Выразить поглощенную дозу в радах, если она составила:

1) 1 Гр и 0,5Гр; 2) 20,0 мГр, 3) 300,0 мкГр;

10. Определить поглощенную дозу в единицах СИ, если экспозиционная доза составила: 2,58 × 10 -4 и 12,9 × 10 -4 Кл/кг.

11.Определить экспозиционную дозу в рентгенах, если поглощенная доза равна: 10,0 и 20,0 рад.

12. Определить поглощенную дозу в радах, если экспозиционная доза равна: 1) 10,0 и 45,0 Р; 2) 150,0 и 30,0 мР.

13.Определить экспозиционную дозу в рентгенах, если поглощенная доза равна: 1) 0,1 и 0,05 Гр; 2) 10,0 и 75,0 мГр.