Чабрец маршалла. Душистые тимьяны и их эфирные масла. Сбор и хранение урожая

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.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ПРИБОРЫ

Приборы, которые служат для изучения и контроля ионизирующих излучений, называются дозиметрическими.

Дозиметрические приборы условно можно разделить на пять основных видов: индикаторы, спектроскопы, рентгенометры, радиометры, дозиметры.

Индикаторы – приборы для обнаружения и ориентировочной оценки радиационного поля.

Спектроскопы – служат для определения вида излучения и его энергетического спектра.

Рентгенометры – применяются для измерения экспозиционной дозы и мощности рентгеновского и γ-излучения.

Радиометры – предназначены для измерения активности нуклида или плотности потока частиц.

Дозиметры – используются для измерения дозы или мощности дозы ионизирующего излучения.

Основной узел любого дозиметра - это детектор ионизирующего излучения – устройство, обеспечивающее преобразование энергии ионизирующего излучения в другой вид энергии удобной для регистрации : электрический ток, заряд или электрический импульс. С некоторой условностью детекторы можно разделить на три группы: следовые (или трековые), счётчики, интегральные.

Следовые названы так потому, что позволяют наблюдать трек (траекторию движения) частиц радиоактивного излучения. К ним относятся: камера Вильсона, пузырьковая камера, искровая камера, фотопластинки и фотоэмульсии.

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. Rontgen) 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 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.

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.

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.

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.

люминесценцию, сцинтилляцию и др.

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 и предполагаемую зону ее распространения).

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.

1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы.

2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы.

3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения.

4. Способы защиты от ионизирующего излучения.

5. Основные понятия и формулы.

6. Задачи.

34.1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы

Необходимость количественной оценки действия ионизирующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии.

Дозиметрия - раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения.

Процессы взаимодействия излучения с тканями протекают поразному для различных типов излучений и зависят от вида ткани. Но во всех случаях происходит преобразование энергии излучения в другие виды энергии. В результате часть энергии излучения поглощается веществом. Поглощенная энергия - первопричина всех последующих процессов, которые в конечном итоге приводят к биологическим изменениям в живом организме. Количественно действие ионизирующего излучения (независимо от его природы) оценивается по энергии, переданной веществу. Для этого используется специальная величина - доза излучения (доза - порция).

Поглощенная доза

Поглощенная доза (D) - величина, равная отношению энергии Δ Ε, переданной элементу облучаемого вещества, к массе Δm этого элемента:

В СИ единицей поглощенной дозы является грей (Гр), в честь английского физика-радиобиолога Луи Гарольда Грея.

1 Гр - это поглощенная доза ионизирующего излучения любого вида, при которой в 1 кг массы вещества поглощается энергия 1 Дж энергии излучения.

В практической дозиметрии обычно пользуются внесистемной единицей поглощенной дозы - рад (1 рад = 10 -2 Гр).

Эквивалентная доза

Величина поглощенной дозы учитывает только энергию, переданную облучаемому объекту, но не учитывает «качество излучения». Понятие качества излучения характеризует способность данного вида излучения производить различные радиационные эффекты. Для оценки качества излучения вводят параметр - коэффициент качества (quality factor). Он является регламентированной величиной, его значения определены специальными комиссиями и включены в международные нормы, предназначенные для контроля над радиационной опасностью.

Коэффициент качества (К) показывает, во сколько раз биологическое действие данного вида излучения больше, чем действие фотонного излучения, при одинаковой поглощенной дозе.

Коэффициент качества - безразмерная величина. Его значения для некоторых видов излучения приведены в табл. 34.1.

Таблица 34.1. Значения коэффициента качества

Эквивалентная доза (Н) равна поглощенной дозе, умноженной на коэффициент качества для данного вида излучения:

В СИ единица эквивалентной дозы называется зивертом (Зв) - в честь шведского специалиста в области дозиметрии и радиационной безопасности Рольфа Максимилиана Зиверта. Наряду с зивертом используется и внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр (биологический эквивалент рентгена): 1 бэр = 10 -2 Зв.

Если организм подвергается действию нескольких видов излучения, то их эквивалентные дозы (Н i) суммируются:

Эффективная доза

При общем однократном облучении организма разные органы и ткани обладают различной чувствительностью к действию радиации. Так, при одинаковой эквивалентной дозе риск генетических повреждений наиболее вероятен при облучении репродуктивных органов. Риск возникновения рака легких при воздействии α-излучения радона в равных условиях облучения выше, чем риск возникновения рака кожи и т.д. Поэтому понятно, что дозы облучения отдельных элементов живых систем следует рассчитывать с учетом их радиочувствительности. Для этого используются весовые коэффициенты b T (Т - индекс органа или ткани), приведенные в табл. 34.2.

Таблица 34.2. Значения весовых коэффициентов органов и тканей при расчете эффективной дозы

Окончание табл. 34.2

Эффективная доза (Н эф) - это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека с учетом радиочувствительности отдельных его органов и тканей.

Эффективная доза равна сумме произведений эквивалентных доз в органах и тканях на соответствующие им весовые коэффициенты:

Суммирование ведется по всем тканям, перечисленным в табл. 34.2. Эффективные дозы, как и эквивалентные, измеряются в бэрах и зивертах.

Экспозиционная доза

Поглощенная и связанная с ней эквивалентная дозы облучения характеризуют энергетическое действие радиоактивного излучения. В качестве характеристики ионизирующего действия излучения используют другую величину, называемую экспозиционной дозой. Экспозиционная доза является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и γ-лучами.

Экспозиционная доза (Х) равна заряду всех положительных ионов, образующихся под действием излучения в единице массы воздуха при нормальных условиях.

В СИ единицей экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон - это очень большой заряд. Поэтому на практике пользуются внесистемной единицей экспозиционной дозы, которая называется рентгеном (Р), 1 Р = 2,58х10 -4 Кл/кг. При экспозиционной дозе 1 Р в результате ионизации в 1 см 3 сухого воздуха при нормальных условиях образуется 2,08х10 9 пар ионов.

Связь между поглощенной и экспозиционной дозами выражается соотношением

где f - некоторый переводной коэффициент, зависящий от облучаемого вещества и длины волны излучения. Кроме того, величина f зависит от используемых единиц доз. Значения f для единиц рад и рентген приведены в табл. 34.3.

Таблица 34.3. Значения переводного коэффициента из рентген в рад

В мягких тканях f ≈ 1, поэтому поглощенная доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это обусловливает удобство использования внесистемных единиц рад и Р.

Соотношения между различными дозами выражаются следующими формулами:

Мощность дозы

Мощность дозы (N) - величина, определяющая дозу, полученную объектом за единицу времени.

При равномерном действии излучения мощность дозы равна отношению дозы ко времени t, в течение которого действовало ионизирующее излучение:

где κ γ - гамма-постоянная, характерная для данного радиоактивного препарата.

В табл. 34.4 приведены соотношения между единицами доз.

Таблица 34.4. Соотношения между единицами доз

34.2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы

Биологическое действие излучения с различной эквивалентной дозой указано в табл. 34.5.

Таблица 34.5. Биологическое действие разовых эффективных доз

Предельные дозы

Нормы радиационной безопасности устанавливают предельные дозы (ПД) облучения, соблюдение которых обеспечивает отсутствие клинически выявляемых биологических эффектов облучения.

Предельная доза - величина годовой эффективной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Величины предельных доз различны для персонала и населения. Персонал - это лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) и находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Для группы Б все пределы доз установлены вчетверо меньшими, чем для группы А.

Для населения пределы доз меньше в 10-20 раз, чем для группы А. Значения ПД приведены в табл. 34.6.

Таблица 34.6. Основные предельные дозы

Естественный (природный) радиационный фон создается естественными радиоактивными источниками: космическими лучами (0,25 мЗв/год); радиоактивностью недр (0,52 мЗв/год); радиоактивностью пищи (0,2 мЗв/год).

Эффективная доза до 2 мЗв/год (10-20 мкР/ч), получаемая за счет естественного радиационного фона, считается нормальной. Как и при техногенном облучении, высоким считается уровень облучения более 5 мЗв/год.

На земном шаре есть места, где природный фон равен 13 мЗв/год.

34.3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения

Дозиметры - устройства для измерения доз ионизирующего излучения или величин, связанных с дозами. Дозиметр содержит в себе детектор излучения и измерительное устройство, которое градуировано в единицах дозы или мощности.

Детекторы - устройства, регистрирующие различные виды ионизирующего излучения. Работа детекторов основана на использовании тех процессов, которые вызывают в них регистрируемые частицы. Различают 3 группы детекторов:

1) интегральные детекторы,

2) счетчики,

3) трековые детекторы.

Интегральные детекторы

Эти устройства дают информацию о полном потоке ионизирующего излучения.

1. Фотодозиметр. Простейшим интегральным детектором является светонепроницаемая кассета с рентгеновской пленкой. Фотодозиметр - это индивидуальный интегральный счетчик, которым снабжаются лица, соприкасающиеся с излучением. Пленка проявляется через определенный промежуток времени. По степени ее почернения можно определить дозу облучения. Детекторы этого типа позволяют измерять дозы от 0,1 до 15 Р.

2. Ионизационная камера. Это прибор для регистрации ионизирующих частиц методом измерения величины ионизации (числа пар ионов), производимой этими частицами в газе. Простейшая ионизационная камера представляет собой два электрода, помещенных в заполненный газом объем (рис. 34.1).

К электродам приложено постоянное напряжение. Частицы, попадающие в пространство между электродами, ионизуют газ, и в цепи возникает ток. Сила тока пропорциональна числу образованных ионов, т.е. мощности экспозиционной дозы. Электронное интегрирующее устройство определяет и саму дозу Х.

Рис. 34.1. Ионизационная камера

Счетчики

Эти устройства предназначены для подсчета количества частиц ионизирующего излучения, проходящих через рабочий объем или попадающих на рабочую поверхность.

1. На рисунке 34.2 представлена схема газоразрядного счетчика Гейгера-Мюллера, принцип действия которого основан на образовании электрического импульсного разряда в газонаполненной камере при попадании отдельной ионизирующей частицы.

Рис. 34.2. Схема счетчика Гейгера-Мюллера

Счетчик представляет собой стеклянную трубку с напыленным на ее боковую поверхность слоем металла (катод). Внутри трубки пропущена тонкая проволока (анод). Давление газа внутри трубки составляет 100-200 мм рт.ст. Между катодом и анодом создается высокое напряжение порядка сотен вольт. При попадании в счетчик ионизирующей частицы в газе образуются свободные электроны, которые движутся к аноду. Вблизи тонкой нити анода напряженность поля велика. Электроны вблизи нити ускоряются настолько, что начинают ионизировать газ. В результате возникает разряд и по цепи протекает ток. Самостоятельный разряд надо погасить, иначе счетчик не среагирует на следующую частицу. На включенном в цепь высокоомном сопротивлении R происходит значительное падение напряжения. Напряжение на счетчике уменьшается, и разряд прекращается. Также в состав газа вводится вещество, соответствующее быстрейшему гашению разряда.

2. Усовершенствованным вариантом счетчика Гейгера-Мюллера является пропорциональный счетчик, в котором амплитуда импульса тока пропорциональна энергии, выделенной в его объеме регистрируемой частицей. Такой счетчик определяет поглощенную дозу излучения.

3. На другом физическом принципе основано действие сцинтилляционных счетчиков. Под действием ионизирующего излучения в некоторых веществах происходят сцинтилляции, т.е. вспышки, число которых подсчитывается с помощью фотоэлектронного умножителя.

Трековые детекторы

Детекторы этого типа используются в научных исследованиях. В трековых детекторах прохождение заряженной частицы фиксируется в виде пространственной картины следа (трека) этой частицы; картина может быть сфотографирована или зарегистрирована электронными устройствами.

Распространенным типом трекового детектора является камера Вильсона. Наблюдаемая частица проходит через объем, заполненный перенасыщенным паром, и ионизирует его молекулы. На образовавшихся ионах начинается конденсация пара, в результате чего след частицы становится виден. Камеру помещают в магнитное поле, которое искривляет траектории заряженных частиц. По кривизне трека можно определить массу частицы.

34.4. Способы защиты от ионизирующего излучения

Защита от негативных последствий излучения и некоторые способы уменьшения дозы облучения указаны ниже. Различают три вида защиты: защита временем, расстоянием и материалом.

Защита временем и расстоянием

Для точечного источника экспозиционная доза определяется соотношением

из которого видно, что она прямо пропорциональна времени и обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника.

Отсюда следует естественный вывод: для уменьшения поражающего радиационного действия необходимо находиться как можно дальше от источника излучения и, по возможности, меньшее время.

Защита материалом

Если расстояние до источника радиации и время облучения невозможно выдержать в безопасных пределах, то необходимо обеспечить защиту организма материалом. Этот способ защиты основывается на том, что разные вещества по-разному поглощают попадающие на них всевозможные ионизирующие излучения. В зависимости от вида излучения применяют защитные экраны из различных материалов:

альфа-частицы - бумага, слой воздуха толщиной несколько сантиметров;

бета-частицы - стекло толщиной несколько сантиметров, пластины из алюминия;

рентгеновское и гамма-излучения - бетон толщиной 1,5-2 м, свинец (эти излучения ослабляются в веществе по экспоненциальному закону; нужна большая толщина экранирующего слоя; в рентгеновских кабинетах часто используют резиновый просвинцованный фартук);

поток нейтронов - замедляется в водородсодеожащих веществах, например воде.

Для индивидуальной защиты органов дыхания от радиоактивной пыли используются респираторы.

В экстренных ситуациях, связанных с ядерными катастрофами, можно воспользоваться защитными свойствами жилых домов. Так, в подвалах деревянных домов доза внешнего облучения снижается в 2-7 раз, а в подвалах каменных домов - в 40-100 раз (рис. 34.3).

При радиоактивном заражении местности контролируется активность одного квадратного километра, а при заражении продуктов питания - их удельная активность. В качестве примера можно указать, что при заражении местности более чем 40 Ки/км 2 производят полное отселение жителей. Молоко с удельной активностью 2х10 11 Ки/л и более не подлежит употреблению.

Рис. 34.3. Экранирующие свойства каменного и деревянного домов для внешнего γ-излучения

34.5. Основные понятия и формулы

Продолжение таблицы

Окончание таблицы

34.6. Задачи

1. Изучение лучевых катаракт на кроликах показало, что под действием γ -излучения катаракты развиваются при дозе D 1 = 200 рад. Под действием быстрых нейтронов (залы ускорителей) катаракта возникает при дозе D 2 = 20 рад. Определить коэффициент качества для быстрых нейтронов.

2. На сколько градусов увеличится температура фантома (модели человеческого тела) массой 70 кг при дозе γ-излучения Х = 600 Р? Удельная теплоемкость фантома с = 4,2х10 3 Дж/кг. Считать, что вся полученная энергия идет на нагревание.

3. Человек весом 60 кг в течение 6 ч подвергался действию γ- излучения, мощность которого составляла 30 мкР/час. Считая, что основным поглощающим элементом являются мягкие ткани, найти экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения. Найти поглощенную энергию излучения в единицах СИ.

4. Известно, что разовая летальная экспозиционная доза для человека равна 400 Р (50 % смертности). Выразить эту дозу во всех других единицах.

5. В ткани массой m = 10 г поглощается 10 9 α-частиц с энергией Е = 5 МэВ. Найти эквивалентную дозу. Коэффициент качества для α-частиц K = 20.

6. Мощность экспозиционной дозы γ -излучения на расстоянии r = 0,1 м от точечного источника составляет N r = 3 Р/час. Определить минимальное расстояние от источника, на котором можно ежедневно работать по 6 ч без защиты. ПД = 20 мЗв/год. Поглощение γ -излучения воздухом не учитывать.

Решение (требуется аккуратное выравнивание единиц измерения) По нормам радиационной безопасности эквивалентная доза, полученная за год работы, составляет Н = 20 мЗв. Коэффициент качества для γ -излучения К = 1.

Приложения

Фундаментальные физические константы

Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц и их обозначения