Основы дозиметрии ионизирующих излучений. Дозиметрия ионизирующих излучений. Основные понятия и формулы

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

Методы дозиметрии и радиометрии, НРБ

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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 (Ионизирующие излучения). 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. Röntgen) в 1895 г. излучения, названного его именем (см. Рентгена лучи (Рентгеновское излучение)). 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 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 его последствий не позволяют обходиться единственной дозиметрической величиной, приспосабливая ее к изменению этих условий и факторов. Необходим целый дозиметрических величин, из которых в зависимости 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 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 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 твердых , люминесценцию, сцинтилляцию и др.

Особое место занимает биологическая 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 , 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 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), 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 (Лучевая терапия). Основная задача клинической дозиметрии состоит в количественном описании пространственного и временного распределения поглощенной энергии излучения в облучаемого больного, а также в поиске, обосновании и выборе индивидуально оптимизируемых условий его облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза (см. ионизирующих излучений (Доза ионизирующего излучения)), дозиметрический фантом, . Дозное поле - это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем 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).

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 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.

1. Малая медицинская энциклопедия. - М.: Медицинская энциклопедия. 1991-96 гг. 2. Первая медицинская помощь. - М.: Большая Российская Энциклопедия. 1994 г. 3. Энциклопедический словарь медицинских терминов. - М.: Советская энциклопедия. - 1982-1984 гг .

Смотреть что такое "Дозиметрия ионизирующих излучений" в других словарях:

дозиметрия ионизирующих излучений - радиационная дозиметрия — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы радиационная дозиметрия EN radiation dos … Справочник технического переводчика

Основные методы регистрации ионизирующих излучений: ионизационный регистрируются ионы, образованные излучением сцинтилляционный регистрируются световые вспышки, возникающие в специальном материале калориметрический регистрация… … Википедия

- (от греч. dosis доля, порция, приём и metreo измеряю), измерение, исследование и теор. расчёты тех характеристик ионизирующих излучений (и их вз ствия со средой), от к рых зависят радиац. эффекты в облучаемых объектах живой и неживой природы.… … Физическая энциклопедия

ДОЗИМЕТРИЯ - совокупность методов определения (см.) ионизирующих излучений, измерения уровней радиоактивных загрязнений и воздействия радиоактивных излучений на организм человека с помощью (см.) … Большая политехническая энциклопедия

- (от Доза и...метрия) область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучений на различные объекты (см. Доза излучения) … Большой Энциклопедический словарь

ДОЗИМЕТРИЯ - ионизирующих излучений, область прикладной ядерной физики, изучающая физические величины, характеризующие воздействие ионизирующих излучений на среду, в том числе на биологические объекты (организмы, ткани), а также методы и средства для… … Ветеринарный энциклопедический словарь

ДОЗИМЕТРИЯ, ДОЗИМЕТРИЯ, и; ж. [от греч. dosis доза и metreō измеряю] 1. Совокупность методов определения дозы радиоактивного излучения. 2. Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих… … Энциклопедический словарь

Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучении (См. Ионизирующие излучения) на объекты живой и неживой природы, в частности дозы (См. Доза) излучения, а также методы и… … Большая советская энциклопедия

- (см. ..метрия) совокупность методов определения дозы ионизирующих излучений, уровней радиоактивных загрязнений, воздействия радиоактивных излучений на организм человека и т. п.; дозиметрические измерения осуществляются дозиметрами. Новый словарь… … Словарь иностранных слов русского языка

дозиметрия - I дозиме/трия = дозиметри/я; (от греч. dósis доза и metréō измеряю) 1) Совокупность методов определения дозы радиоактивного излучения. 2) Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих… … Словарь многих выражений

Ж. Совокупность методов определения дозы ионизирующих излучений, уровня радиоактивных загрязнений, воздействия радиоактивных излучения на организм человека, животного и т.п. Толковый словарь Ефремовой. Т. Ф. Ефремова. 2000 … Современный толковый словарь русского языка Ефремовой

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 .

Дозиметрия ионизирующих излучений

Цель работы:

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

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

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

Дозы ионизирующего излучения

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

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

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

. (1)

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

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

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

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

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

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

. (2)

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

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

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

1Р ≈ 0,873·10 –2 Гр или 1 Гр ≈ 115 Р.

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

. (3)

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

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

Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма.

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

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

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

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

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

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

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

(4)

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

Таблица 1.

Коэффициенты качества для различных видов излучений .

Виды излучений	K
Рентгеновское и γ-излучение	1
Электроны и мюоны	1
Нейтроны с энергией:
менее 10 КэВ	5
от 10 КэВ до 100 КэВ	10
от 100 КэВ до 2 МэВ	20
от 2 МэВ до 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
Альфа- частицы, осколки деления, тяжёлые ядра отдачи	20

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

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

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

(5)

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

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

Таблица 2.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов .

Орган, ткань	R
гонады	0,20
костный мозг (красный)	0,12
толстый кишечник	0,12
легкие	0,12
желудок	0,12
мочевой пузырь	0,05
грудная железа	0,05
печень	0,05
пищевод	0,05
щитовидная железа	0,05
кожа	0,01
клетки костных поверхностей	0,01
остальное	0,05
Всё тело	1,00

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

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

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

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

Радиационная безопасность

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

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

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

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

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

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

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

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

, (6)

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

Cs-137 3,24 Р·см 2 /час·мКи,

Со-60 12,85 Р·см 2 /час·мКи,

Na-22 11,85 Р·см 2 /час·мКи.

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

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

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

D(x) = D 0 ·exp(– x). (7)

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

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

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

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

Экспериментальная часть

Задание 1.

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

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

Задание 2.

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

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

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

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

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

Задание 3.

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

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

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

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

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

Сравнить оценку ожидаемой годовой дозы с допустимым пределом доз.

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

Сделать выводы.

Задание 4.

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

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

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

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