Радиобиология

К содержанию

3. Радиометрия и дозиметрия ионизационных излучений

Основная цель занятия: ознакомиться с основными дозовыми характеристиками, приборами и оборудованием, применяемым в радиометрии.

Учебные вопросы:

● Методы и средства радиометрии и дозиметрии.

● Методы определения радиоактивности проб.

● Дозиметрия и ее задачи.

● Понятие о дозе излучения, виды доз, мощность дозы, единицы их измерения.

● Расчет доз при внешнем и внутреннем облучении.

● Приборы радиометрического контроля.

● Основные методы измерения радиоактивности.

● Таблица индивидуальных дозиметров.

● Контрольные вопросы.

● Тест.

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 дозиметрия ионизирующих излучений — 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 дозиметрий ионизирующих излучений  — описание дозного поля, сформированного в живом организме в реальных условиях облучения.

Необходимость разработки дозиметрии ионизирующих излучений  возникла вскоре после открытия Рентгеном (W.К. Röntgen) 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 ХХ в. основными источниками излучения были радий и рентгеновские аппараты, и дозиметрия ионизирующих излучений  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 дозиметрии ионизирующих излучений  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.

При дозиметрии ионизирующих излучений  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 дозиметрии ионизирующих излучений  использовались фотографическое действие ионизирующих излучений, химические превращения и выделение тепла. По мере развития методов регистрации элементарных частиц развивались и методы дозиметрии ионизирующих излучений.  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 дозиметрии ионизирующих излучений  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 настоящее время 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, показания которых, пропорциональные дозе излучения, определяются на специальном считывающем устройстве.

Радиометрия - совокупность методов измерений активности источников ионизирующего излучения. Базируется на различных физических эффектах, возникающих при воздействии излучения на вещество - люминесценция, ионизация, образование видимых следов и т. д. Радиометрия может быть абсолютной и относительной.

Абсолютная радиометрия - непосредственное определение активности источника ионизирующих излучений в беккерелях с помощью прямых методов без использования какого-либо радиоактивного стандарта. Для любого прямого метода радиометрии необходима определенная информация об источнике, например схема распада радионуклида (см. Радионуклиды), или введение ряда поправок к результатам измерений.

Относительная радиометрия реализуется непрямыми методами, основанными на измерении активности источника в условиях, полностью идентичных предварительно проведенным измерениям первичного стандарта с известной активностью. Это означает, что при радиометрии источника и стандарта должны быть полностью воспроизведены геометрия и режимы измерений с использованием одной и той же радиометрической аппаратуры.

Из прямых методов чаще других применяют метод β-γ-совпадений, пригодный только для радиометрии радионуклидов с одновременным испусканием β-частиц и γ-квантов. Наиболее известна его разновидность - 4π β- γ-совпадения, когда пропорциональный газонаполненный счетчик с 4π-геометрией регистрации β-частиц помещают между двумя сцинтилляционными детекторами γ-излучения с кристаллами NaI (Tl) (четырёхпийная система). Сигналы от сцинтилляционных детекторов суммируются, после чего они регистрируются только при совпадении с сигналом от 4π-счетчика β-частиц. Основное преимущество метода - отсутствие необходимости введения поправок на эффективность регистрации β-частиц и γ-квантов, однако для повышения точности абсолютной радиометрии необходимо введение поправок на «мертвое» время детекторов, лабораторный фон и разрешающее время блока совпадений. Метод β- γ -совпадений может быть использован также для радиометрии смесей различных β- γ-излучающих радионуклидов.

Самостоятельно 4π-пропорциональные счетчики могут использоваться для радиометрии α- и β- излучателей. В этом случае необходимо введение поправок на поглощение и обратное рассеяние α- или β-частиц в подложке, самопоглощение в материале самого источника, а также на фон и «мертвое» время счетчика

Калориметрический метод абсолютной радиометрии требует информации о величине средней энергии излучения на 1 распад и обеспечивает наибольшую точность среди других прямых методов радиометрии, позволяя стандартизовать источники радия и других радионуклидов с погрешностью всего 0,1-0,2 %.

Основной метод относительной радиометрии - спектрометрический анализ излучения источника, позволяющий по энергии и интенсивности γ-линий спектра идентифицировать все радионуклиды источника, в т.ч. и его радиоактивные примеси, а также определять их активность при калибровке спектрометра по стандартным источникам тех же радионуклидов. Наиболее часто для относительной радиометрии по γ-излучению используют спектрометры с полупроводниковыми детекторами из сверхчистого Ge или Ge (Li) и со сцинтилляционными кристаллами из NaI (Tl). Спектры регистрируют на многоканальных амплитудных анализаторах и обрабатывают на ЭВМ по программам, позволяющим вводить поправки на эффект комптоновского рассеяния γ-излучения от материалов детектора и его защиты, а также лабораторный фон и влияние на форму регистрируемого спектра импульсной загрузки.

Для относительной радиометрии используют также специальные ионизационные камеры, при калибровке которых с пересчетом показаний к нормальным условиям погрешность может быть снижена до 0,02%.

Методы относительной радиометрии широко применяют для решения медико-биологических задач, основными из которых являются:

1) радиационная гигиена и контроль радиационной безопасности, в т.ч. определение уровней радиоактивного загрязнения различных поверхностей оборудования, помещений, одежды и обуви, оценка содержания искусственных и естественных радиоактивных аэрозолей в воздухе помещений, определение концентрации радионуклидов в пробах почвы, воды, биологических тканей, пищевых продуктов и объектах ветеринарного контроля;

2) радионуклидная диагностика, включая радиоиммунологический анализ, определение объема циркулирующей крови, плазмы и эритроцитов, объема операционных кровопотерь, радиометрия фасовок радиофармпрепаратов диагностического и лечебного применения.

При решении обеих указанных задач одним из важнейших методов является радиометрия человека и животных, проводимая со следующими целями:

1) идентификация и определение активности инкорпорированных радионуклидов, попадающих в организм при хроническом поступлении и (или) при радиационных авариях, с дальнейшей оценкой доз внутреннего облучения отдельных органов и всего тела;

2) определение содержания калия в организме по уровню естественного радиоактивного 40К при различных заболеваниях сердечно-сосудистой системы, желудочно-кишечного тракта и др.;

3) клиническая диагностика, основанная на радиометрии всего тела и отдельных органов после введения в организм соответствующего радиофармпрепарата и позволяющая выявлять и оценивать тяжесть заболеваний органов желудочно-кишечного тракта, нарушений белкового и водного обмена, диагностировать новообразования кожи полостных органов (по β-излучению 32Р) и др.

Детекторы ядерных излучений

Приборы для регистрации альфа- и бета-частиц, рентгеновского и гамма-излучения, нейтронов, протонов и т.п. служат для определения состава излучения и измерения его интенсивности (см. также Дозиметрия), измерения спектра энергий частиц. Действие всех детекторов ядерных излучений основано на ионизации или возбуждении заряженными частицами атомов вещества, заполняющего рабочий объём детектора ядерных излучений. В случае γ-квантов и нейтронов ионизацию и возбуждение производят вторичные заряженные частицы, возникающие в результате взаимодействия гамма-квантов или нейтронов с рабочим веществом детектора (см. Гамма-излучение, Нейтрон). Таким образом, прохождение всех ядерных частиц через вещество сопровождается образованием свободных электронов, ионов, возникновением световых вспышек сцинтилляций, а также химическими и тепловыми эффектами. В результате этого излучения могут быть зарегистрированы по появлению электрических сигналов (тока или импульсов напряжения) на выходе Д. я. и. либо по почернению фотоэмульсии и др. Электрические сигналы обычно невелики и требуют усиления (см. Ядерная электроника). Мерой интенсивности потока ядерных частиц является сила тока на выходе Д. я. и., средняя частота следования электрических импульсов, степень почернения фотоэмульсии и т.д.

Важной характеристикой детекторов ядерных излучений, регистрирующих отдельные частицы, является их эффективность - вероятность регистрации частицы при попадании её в рабочий объём детектора ядерных излучений. Эффективность определяется конструкцией детектора ядерных излучений и свойствами рабочего вещества. Для заряженных частиц (за исключением очень медленных) она близка к 1; эффективность регистрации нейтронов и γ-квантов обычно меньше 1 и зависит от их энергии. Нередко необходимо, чтобы детектор ядерных излучений был чувствителен только к частицам одного вида (например, нейтронный детектор не должен регистрировать γ-кванты).

Простейшим детектором ядерных излучений является Ионизационная камера. Она представляет собой помещённый в герметическую камеру заряженный электрический конденсатор, заполненный газом. Если в камеру влетает заряженная частица, то в электрической цепи, связанной с электродами камеры, возникает ток, обусловленный ионизацией атомов газа; сила тока является мерой интенсивности потока частиц. Камеры используются также и в режиме регистрации импульса напряжения, вызываемого отдельной частицей; величина импульса пропорциональна энергии, потерянной частицей в газе камеры. Ионизационные камеры регистрируют все виды ядерных излучений, но их конструкция и состав газа зависят от типа регистрируемого излучения.

При увеличении разности потенциалов между электродами камеры электроны, возникающие в рабочем объёме камеры, при своём движении к электроду приобретают энергию, достаточную для вторичной ионизации нейтральных молекул газа. Благодаря этому импульс напряжения на выходе возрастает и его легче регистрировать. На описанном принципе основана работа пропорционального счётчика (См. Пропорциональный счётчик), применяемого для измерения интенсивности потока и энергии частиц и квантов.

Рис.3.1. Схема работы ионизационной камеры:

1 - камера, заполненная воздухом или газом; 2 - анод; 3 - катод; 4 - изолятор; 5 - прибор для измерения ионизационного тока камеры; 6 - источник питания

В Гейгера-Мюллера счётчике напряжённость электрического поля между электродами имеет ещё большую величину, что приводит к возрастанию ионизационного тока за счёт вторичной ионизации. Амплитуда импульса на выходе перестаёт быть пропорциональной энергии первичной частицы, однако эта амплитуда становится весьма большой, что облегчает регистрацию импульсов. Счётчики Гейгера-Мюллера благодаря простоте конструкции получили широкое распространение для регистрации α-, β-частиц и γ-квантов.

Действие сцинтилляционного детектора основано на явлении флуоресценции, возникающей при взаимодействии ядерных частиц со сцинтилляторами — специальными жидкостями, пластмассами, кристаллами, а также благородными газами. Световая вспышка регистрируется фотоэлектронным умножителем, преобразующим её в электрический импульс. Сцинтилляционные детекторы ядерных излучений  обладают высокой эффективностью для γ-квантов и быстродействием. Амплитуды выходного сигнала пропорциональны энергии, переданной сцинтиллятору частицей, что позволяет использовать эти детекторы для измерения энергии ядерных частиц. Высокая эффективность сцинтилляционных детекторов ядерных излучений обусловлена тем, что, в отличие от ионизационных камер, пропорциональных счётчиков и счётчиков Гейгера-Мюллера, рабочее вещество детектора является плотным и поглощающая способность его примерно в 103 раз превосходит поглощающую способность газа при давлении 1 атм.

Высокой эффективностью обладает также кристаллический счётчик. Его действие аналогично действию ионизационной камеры. Если в ионизационной камере заряженная частица образует свободные электроны и ионы, то в кристаллическом диэлектрическом (алмаз, сернистый цинк и др.) счётчике возникают электронно-дырочные пары. Кристаллические счётчики применяются сравнительно редко.

Дозы излучения и единицы измерения

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

Основные дозовые характеристики

Производные единицы (рентгена, рада, зиверта):

● Кило…...-1×103     (1кР=103Р)

● Милли…-1×10-3   ((1мР=10-3 Р)

● Микро…-1×10-6   ((1мР=10-6 Р)

● Нано…..-1×10-9   ((1мР=10-9 Р)

● Пико … -1×10-12   ((1мР=10-12 Р)

Для описания влияния ионизирующих излучений на вещество используются следующие понятия и единицы измерения.

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

A = dN/dt

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

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

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

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

m = 2.410-24 M T1/2 A

      где М - массовое число радионуклида, А - активность в Беккерелях, T1/2 - период полураспада в секундах. Масса получается в граммах.

Экспозиционная доза – суммарный заряд всех ионов одного знака, созданных в 1 кг. воздуха при полном торможении ионизирующего излучения. Единица экспозиционной дозы – кулон на килограмм. Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген (Р). Один рентген равен 2,58х10-4 Кл/кг. При экспозиционной дозе один рентген в одном кубическом сантиметре сухого воздуха образуется 2,0×109 пар ионов, при этом они несут суммарный заряд 0,33 ×10-9 Кл каждого знака.

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза.

Поглощенная доза ионизирующего излучения – энергия, поглощенная 1 кг. облучаемого вещества. В системе СИ единица поглощенной дозы называется грей (Гр). Один грей равен поглощенной дозе, при которой энергия излучения 1 Дж передается облучаемому веществу массой 1 кг; 1 Гр = 1 Дж/кг. Внесистемная единица поглощенной дозы называется рад: 1 рад = 0,01 Гр. Внесистемная единица Рад определялась как поглощенная доза любого ионизирующего излучения, равная 100 эрг на 1 грамм облученного вещества.

Эквивалентная доза

Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы. Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент — коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Коэффициент относительной биологической эффективности

для различных видов излучений

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада), 1 Зв = 100 бэр.

Эффективная доза

Эффективная доза (Е) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска. Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу, отражающую суммарный эффект для организма.

Значение коэффициента радиационного риска для отдельных органов

Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу. Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы. Она также измеряется в зивертах или бэрах.

Коллективная эффективная эквивалентная доза. Для оценки ущерба здоровью персонала и населения от стохастических эффектов, вызванных действием ионизирующих излучений, используют коллективную эффективную эквивалентную дозу S, определяемую как:

,

        где N(E) - число лиц, получивших индивидуальную эффективную эквивалентную дозу Е. Единицей S является человеко-Зиверт(чел-Зв).

Мощность дозы

Мощность дозы (интенсивность облучения) - приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/ч, бэр/мин, сЗв/год и др.).

Расчет доз при внешнем и внутреннем облучении

Определить дозу, полученную организмом,  как правило, можно с помощью дозиметра. При этом необходимо учитывать, что дозиметр показывает поглощённую дозу гамма-излучения. Альфа-излучение при внешнем облучении организма не оказывает какого-либо влияния на жизнедеятельность организма. Бета-излучение при внешнем облучении вызывает появление лучевых ожогов кожи. При определении поглощенной дозы с помощью  дозиметра необходимо учитывать поправки на саморазряд дозиметра. Желательно отдельно учитывать дозу, полученную за первые четверо суток облучения (однократная доза), так как в этот период в организме ещё не происходят ответные реакции на облучение.

Определить дозу, полученную в  результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество радиоактивного вещества, поступившего в организм.

Следует отметить, что при одних и тех же количествах радиоактивного вещества внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:

- резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

- расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на организм, достигает 4π;

- внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);

- наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом ОБЭ. Особенно это относится к альфа-излучению.

Для расчёта дозы, полученной при внутреннем облучении, необходимо знать:

● вид радионуклидов, загрязняющих организм;

● концентрацию радионуклидов в организме;

● Вид и энергию распада для каждого радионуклида, период полураспада (Тф);

● биологический период полувыведения радионуклида из организма (Тб);

● время нахождения радионуклида в организме;

● коэффициент относительной биологической эффективности (Кобэ);

● для гамма-излучающих изотопов – геометрический размер тела, плотность тканей.

Содержание радионуклидов, попавших в организм, со временем уменьшается в результате одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения их из организма. При расчете доз при внутреннем облучении применяется величина эффективный период полувыведения (Тэфф).

Эффективный период полувыведения показывает, за какое время количество радионуклида в организме уменьшается в 2 раза.

Расчет дозы облучения проводится для какого-либо определённого органа. При загрязнении органов альфа- и бета-распадающимися радионуклидами применяют следующий порядок расчета.

Dαβ=73.8 C0 E (Кобэ)Тэфф(1-e-0.693t/),

         Где 73,8 - постоянный расчётный коэффициент поглощенных доз, если концентрация изотопа С0 выражена в мКи/г, а Тэфф - в сутках; Е – средняя энергия частиц в МэВ; t - время облучения в сутках. Для бета-излучающих изотопов доза рассчитывается в радах, для альфа-излучающих изотопов в биологических эквивалентах рада (бэрад).

Определить дозу при загрязнении организма радионуклидом с гамма-распадом можно по следующей формуле.

Dγ=0,032 Кγ C0 ρ q Тэфф(1-e-0.693t/),

         Где 0,032 - постоянный расчётный коэффициент поглощенных доз, Кγ –постоянная гамма изотопа, C0 – начальная концентрация в ткани, мКи/г, ρ – плотность ткани, г/см3, q – геометрический фактор, зависящий от формы и размера органа.

Если в органе присутствуют различные по типу распада радионуклиды, то дозы рассчитывают отдельно для каждого радионуклида, а полученные величины складывают.

Приборы для дозиметрического и радиометрического контроля

Все многообразие приборов для радиометрии и дозиметрии можно условно разбить на три группы.

● Радиометры – эти приборы с газоразрядными, сцинтилляционными счетчиками и другими детекторами, предназначенные для измерения активности радиоактивных препаратов и источников излучения, для определения плотности потока или интенсивности ионизирующих излучений, удельной  поверхностной активности предметов, удельной  и объёмной активности аэрозолей, газов и жидкостей, продуктов животного и растительного происхождения.

● Дозиметры - приборы, измеряющие экспозиционную и поглощенную дозы излучения или соответствующие мощности доз. Дозиметры состоят из трех основных частей: детектора, радиотехнической схемы, усиливающей ионизационный ток, и регистрируемого (измерительного) устройства.

● Спектрометры – приборы, предназначенные для определения изотопного и массового состава загрязняющих объекты ветеринарного контроля радионуклидов.

Рассмотрим каждую группу приборов. В группе радиометров можно выделить «чистые» радиометры, которые предназначены для определения суммарной (объемной, удельной) альфа-, бета-активности, радиометры – измерители мощности дозы, комбинированные приборы.

Радиометры имею одинаковую блок - схему прибора. Как правило, это:

● детектор;

● импульсный усилитель;

● расчетное устройство и (или) специальное компьютерное обеспечение;

● регистрирующее устройство для считывания информации;

● источник питания.

Радиометры позволяют определить суммарную активность (Асум) в Бк, Ки, β расп/мин, объемную активность (Аоб), удельную активность (Ауд) в количестве распадов за единицу времени на единицу объема, массы (Бк/л, Ки/кг и т.д.).

Радиометры – измерители мощности дозы позволяют определять поверхностную β–активность (плотность потока β-излучения) в β - распадах в мин./см2. Также с их помощью определяют мощность дозы γ- излучения в рад/ч, зиверт/ч или их производных.

Комбинированные приборы могут соединять в себе функции радиометров, измерителей мощности дозы и дозиметров.

Дозиметры состоят из трёх основных частей: детектора излучений, усилителя, регистрирующего (считывающего) устройства.

Дозиметр гамма-излучения индивидуальный ДКГ-05Д. Прямопоказывающий электронный дозиметр для контроля дозовой нагрузки на персонал. Выключение, очистка памяти, настройка осуществляются программно через считывающее устройство, персонал без права доступа не может вмешаться в работу дозиметра .Считыватель УС-05С. Зарядное устройство КЗУ-27.

Комплекты индивидуальных дозиметров гамма- и рентгеновского излучения ДВГИ-8Д. Индивидуальные дозиметры на основе ионизационных камер, разработанные с применением современных технологий. Имеют электронный считыватель и электронные идентификаторы. В состав входят дозиметры ДВГ-03Д – 10 шт. и контрольно-считывающее устройство КСУ-01.

контрольно-считывающее устройство КСУ-01 с дозиметром ДВГ-03Д.

Спектрометры состоят из детектора и регистрирующей аппаратуры.

Портативный гамма-спектрометр «Спутник–гамма» Полевые или лабораторные измерения активности гамма-излучающих радионуклидов, сертификация продукции по радиационному признаку, определение содержания гамма-излучающих радионуклидов в продуктах питания, образцах почвы, лесоматериалах и других объектах внешней среды, поиск источников гамма-излучения.

Комплекс спектрометрический для измерений активности альфа-, бета- и гамма-излучающих нуклидов «ПРОГРЕСС». Комплекс представляет собой совокупность измерительных (спектрометрических или радиометрических) трактов, объединенных единой программной оболочкой. Пользователь имеет возможность независимо управлять всеми трактами и обрабатывать результаты измерений с одной ПЭВМ. Результаты измерений пробы на одном измерительном тракте могут учитываться при измерениях ее на других трактах, что значительно повышает точность результата. Благодаря гибкой структуре комплекса пользователь может формировать его состав в соответствии с поставленной задачей.

Основные задачи радиационного контроля, решаемые с помощью комплекса «Прогресс 2000»

1. Гамма-спектрометр сцинтилляционный, СИЧ (стационарные):

- определение содержания Cs-137 и др. р/н в пробах пищевых продуктов, органики растительного и животного происхождения;

- определение содержания Ra-226, Th-232, K-40, Cs-137 и др. р/н в пробах почвы, стройматериалов и др. объектах внешней среды;

- определение удельной объемной активности Rn-222 в воздухе, воде, потока радона с поверхности почвы (с комплектом доп. оборудования);

- определение удельной объемной активности аэрозолей в воздухе (с пробоотборником воздуха);

- определение содержания Cs-137 в теле человека, I-131 в щитовидной железе, нейтронно-активационных р/н (Co-60, Cs-137, Mn-54, Cr-51) в легких человека (СИЧ).

2. Гамма-спектрометр полупроводниковый (стационарный):

- идентификация и определение содержания всех гамма-излучающих р/н в любых пробах.

3. Гамма-спектрометр (переносной):

- полевые спектрометрические измерения активности гамма-излучающих р/н в геометрии 4π без проведения пробоотбора;

- идентификация р/н в полевых условиях (кроме сложных спектров);

- определение удельной активности гамма-излучающих р/н в лабораторных условиях;

- измерение прижизненного содержания гамма-излучающих р/н в теле человека или животных (переносной СИЧ).

4. Бета-спектрометр сцинтилляционный (стационарный или переносной):

- определение содержания Sr-90 в пробах пищевых продуктов, органики растительного и животного происхождения;

- определение содержания Sr-90 в пробах почвы, воды, с предварительным радиохимическим концентрированием;

- определение суммарной бета-активности в пробах воды;

- определение содержания Sr-90 в любых пробах с радиохимической экстракцией.

5. Альфа-спектрометр:

- определение содержания альфа-излучателей в счетных образцах, полученных электролитическим осаждением или другими радиохимическими способами.

6. Альфа-радиометр:

- определение суммарной альфа-активности в пробах почвы, воды, пищевых продуктов и т.п. («толстые» счетные образцы, приготовленные путем истирания, озоления, выпаривания или химического концентрирования);

-  определение суммарной альфа-активности «тонких» счетных образцов.

7. Определение содержания альфа-излучателей в биосубстратах после их радиохимического выделения («Прогресс-БИО»).

Программный комплекс «Прогресс-2000»

«Прогресс-2000» – это комплекс программных средств, предназначенных для решения широкого спектра задач радиационного контроля – от измерений в области сертификации соответствия пищевой продукции, питьевой воды, строительных материалов, продукции лесного хозяйства и др. до мониторинга и задач радиационного контроля на предприятиях ядерного цикла, а также для решения ряда исследовательских задач, связанных с измерениями радиоактивности.

Портативные многофункциональные сцинтилляционные гамма-спектрометры, предназначенные для поиска, обнаружения, идентификации радионуклидов, измерения энергетического распределения гамма-излучения, мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения и плотности потока альфа- и бета-частиц.

Основные методы измерения радиоактивности

При организации радиобиологического контроля  над объектами ветеринарного надзора применяются следующие методы измерения радиоактивности: абсолютный, расчетный и относительный.

Абсолютный метод может быть применен в том случае, когда проба (жидкая, газообразная) помещается внутри счетчика, при этом воспринимаются все распады (4π система счета) и отпадает необходимость введения различных поправок.

Расчетный способ применяется при определении абсолютной активности альфа- и бета- излучающих изотопов. При этом проба размещается  в непосредственной близости от воспринимающего детектора.

В полученные результаты измерения вводят поправки на:

● геометрические условия измерения;

● на разрешающее время счетчика;

● на поглощение бета-частиц слоем воздуха и окном счетчика;

● на самопоглощение излучения в препарате;

● на обратное рассеяние;

● на схему распада;

● на γ-излучение.

Относительный (сравнительный) метод основан на сравнении активности исследуемого препарата с активностью эталона. В качестве эталона чаще всего используется К40, Sr90.

Активность препарата определяется по формуле

Апр=АэNпр/Nэ,

         Где Аэ – рассчитанная активность эталона; Nпр – скорость счета препарата; Nэ – скорость счета эталона.

При проведении исследования необходимо, чтобы схема распада, вид и энергия излучения препарата и эталона существенно не различались. Эталон и проба должны иметь одинаковую форму, площадь и толщину активного слоя, расположены на идентичных подложках.

Данный метод применяется наиболее часто из за его простоты и достаточно высокой достоверности.

Для определения химического состава загрязняющих объекты ветеринарного надзора и концентрации радионуклидов без предварительного выделения радионуклидов применяют спектрометрический метод.

Контрольные вопросы

1. 1. Чем объяснить необходимость радиометрии и дозиметрии в радиобиологии?
2. 2. Какие методы используются в радиометрии и дозиметрии при обнаружении ионизирующих излучений?
3. 3. Понятие «доза».  Её разновидности, единицы измерения.
4. 4. Мощность дозы, единицы измерения.
5. 5. Расчет доз при внутреннем облучении.
6. 6. Назначение и сфера применения радиометров.
7. 7. Комбинированные приборы дозиметрического контроля.
8. 8. Спектрометры, виды анализов, проводимых с применением спектрометров.
9. 9. Методы определения радиоактивности.