Ионизирующие излучения

ВОЕННО–МЕДИЦИНСКАЯ АКАДЕМИЯ имени С.М. Кирова Экз. № __ Кафедра биологической и медицинской физики УТВЕРЖДАЮ Заведующая кафедрой доцент Новикова Н.Г. «____» _____________ 20__ г. ЛЕКЦИЯ № 20 по дисциплине «Физика, математика» на тему: «Основы дозиметрии. Дозиметрические приборы» для курсантов и студентов I курса 2, 3, 4, 5, 7 факультетов Заведующая кафедрой биологической и медицинской физики, кандидат физико-математических наук, доцент, ЛГП МО РФ Н. Новикова Обсуждена и одобрена на заседании Протокол № _____ «____» _____________ 20__ г. Уточнено (дополнено): «____» _____________ 20__ г. 2 Содержание плана лекции Учебные вопросы Время (мин.) Введение 1. Доза 5 ионизирующего излучения. Мощность дозы. 15 Экспозиционная доза. Эквивалентная доза. Взвешивающий коэффициент 2. Расчет мощности дозы альфа-, бета- и гамма-источников 15 3. Безопасные уровни облучения. Предельно допустимые дозы. 10 Предельно допустимая мощность дозы 4. Структурная схема приборов для измерения ионизирующих излучений. Классификация приборов по назначению 5. Методы регистрации ионизирующих излучений - ионизационный и сцинтилляционный. Особенности регистрации нейтронов Выводы и заключение 5 Литература 1) Использованная при подготовке лекции: Медицинская и биологическая физика: Учеб. для вузов / А.Н. Ремизов, М.: Изд-во ГЭОТАР-Медиа, 2013. – 648 c. Антонов В.Ф., Коржуев А.В. Физика и биофизика. Курс лекций для студентов медицинских вузов. М.: Изд-во ГЭОТАР-Медиа, 2010. 240 с. Ионизирующие излучения (происхождение, свойства, основы дозиметрии): учебное пособие/ под ред. Н.Г. Новиковой. – СПб.; ВМедА, 2016. – 113 с. 3 Сивухин Д.В. Общий курс физики. В 5 т. Том 5. Атомная и ядерная физика. М.: ФИЗМАТЛИТ; Изд-во МФТИ, 2002. - 784 с. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. Т. 1. Физика атомного ядра. М.: Лань, 2009. – 384 с. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. Т. 2. Физика ядерных реакций. М.: Лань, 2009. – 330 с. 2) Рекомендуемая обучаемым для самостоятельной работы: Медицинская и биологическая физика: Учеб. для вузов / А.Н. Ремизов, М.: Изд-во ГЭОТАР-Медиа, 2013. – 648 c. Ионизирующие излучения (происхождение, свойства, основы дозиметрии): учебное пособие/ под ред. Н.Г. Новиковой. – СПб.; ВМедА, 2016. – 113 с. Новикова Н.Г. Курс лекций по дисциплине «Физика, математика». В 2х частях. Часть 1. Медицинская физика. Электронное учебное пособие. – СПб.: ВМедА, 2016. Лекция 10. Наглядные пособия Мультимедийная презентация лекции. Технические средства обучения 1) Компьютер. 2) Мультимедийный проектор. 3) Экран. 4 ТЕКСТ ЛЕКЦИИ Введение. Необходимость количественной оценки действия ионизирующих излучений на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии. Дозиметрией называют раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения. Первоначально развитие дозиметрии было обусловлено необходимостью учета действия рентгеновского излучения на человека. 1. Доза Экспозиционная ионизирующего доза. излучения. Эквивалентная Мощность доза. дозы. Взвешивающий коэффициент При облучении ионизирующим излучением какого-либо объекта, особенно если это излучение обладает высокой проникающей способностью, значительная часть излучений проходит через объект. Однако эффекты воздействия ионизирующего излучения на вещество определяются лишь той его частью, которая непосредственно взаимодействует с атомами и молекулами этого вещества. Поэтому вводят понятие дозы излучения или поглощенной дозы. Доза излучения – это величина, равная энергии излучения, поглощенной в единице массы вещества. D = Wпогл./m (1). Единицей измерения дозы в системе Си является грей (Гр). 1 Гр = 1 Дж кг-1. Используется также внесистемная единица рад (по первым буквам английского выражения «radiation absorbed dose», что переводится как поглощенная доза радиации). 1 рад = 0,01 Гр; (1Гр = 100 рад). Зная дозу, легко найти энергию, поглощенную в объекте. Так, например, доза рентгеновского излучения 6 Гр = 600 рад с 50%-ной 5 вероятностью является для человека смертельной. Ее обозначают LD50. При массе человека 75 килограммов в его теле поглощается 450 Дж энергии. Если сравнить эту энергию с тепловой энергией, то она равна количеству тепла, которое необходимо затратить, чтобы нагреть 100 граммов воды на один градус. Но для организма такое количество тепла не представляет никакой опасности, поскольку он имеет мощные механизмы терморегуляции. Организм имеет защитные механизмы и от ионизирующей радиации, однако при поглощении летальной дозы их эффективность равна 50 процентам. Имеет место понятие мощности дозы, которая равна дозе, полученной за единицу времени: P = D/t (2). Единицы мощности дозы – Гр/с; рад/с; Гр/час; рад/час. Понятие дозы является основным для дозиметрии, но измерить ее очень трудно, а в обычных условиях невозможно. Дозиметрические измерения проводят в падающем потоке излучения, используя для этого дозиметрические приборы, где датчиками служат ионизационные камеры, наполненные газом. Измеряемой величиной при этом служит заряд ионов, образующихся в результате облучения. Отсюда возникло понятие экспозиционной дозы. Экспозиционная доза – это величина, равная отношению общего заряда ионов одного знака, созданных излучением в веществе, к массе этого вещества. Dэксп = Q/m (3). Единицей измерения экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл кг-1). Часто используется и внесистемная единица измерения – рентген. Один рентген – это экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в результате полной ионизации в 1 см3 сухого воздуха образуются ионы, несущие заряд, равный 1 единице СГСQ каждого знака. Нетрудно подсчитать, что экспозиционная доза 1Р соответствует образованию 2,08109 6 пар ионов в 0,001293 г сухого воздуха. 1 Кл кг-1 = 3876 Р; 1 Р = 2,58 10-4 Кл кг-1. Имеет место мощность экспозиционной дозы, определяемая как: Pэксп = Dэксп./t (4). Доза ионизирующего излучения пропорциональна экспозиционной дозе: D = Dэксп. (5), при этом коэффициент  зависит от природы облучаемого вещества, вида излучения и его энергии. Так для мягких тканей человека при облучении их рентгеновскими или гамма-лучами с энергией от 40 кэВ до 3 МэВ коэффициент  приблизительно равен 36. Поэтому D (Гр) = 36 Dэксп(Кл кг-1). Из обратного соотношения следует, что летальной дозе в 6 Гр соответствует экспозиционная доза в 1/36 Кл кг-1. Для внесистемных единиц коэффициент  приблизительно равен единице, и доза в радах приблизительно равна экспозиционной дозе в рентгенах. Однако для других излучений или тканей с другой поглощающей способностью это соотношение будет другим. Так для костей  для внесистемных единиц равен 2,5, что существенно для оценки действия на них ионизирующего излучения. Для оценки биологического действия на организм человека ионизирующих излучений вводится понятие эквивалентной дозы облучения. Эквивалентную дозу определяют производимому излучением. Это по биологическому определение не является эффекту, строгим, поскольку под биологическим действием можно понимать разные эффекты (летальный исход, возникновение лучевой болезни и др.). В большинстве случаев определяют эквивалентную дозу по LD50. Между дозой и эквивалентной дозой имеет место соотношение: Dэкв = WRD (6). Символом WR здесь обозначен взвешивающий коэффициент, который характеризует относительную биологическую эффективность разных видов 7 излучений. При этом за единицу принимают биологическую эффективность рентгеновых лучей. Ориентировочные значения взвешивающих коэффициентов приведены в следующей таблице: Вид излучения WR Альфа-частицы 20 Протоны 5 Быстрые нейтроны 20 Медленные нейтроны 5 Бета-частицы 1 Рентгеновы и гамма-лучи 1 Более детальные таблицы, учитывающие энергию частиц и условия облучения, можно найти в соответствующей литературе. Из таблицы видно, что взвешивающие коэффициенты имеют большее значение для излучений с большей ионизирующей способностью. Эквивалентная доза измеряется в единицах зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада). Поскольку 1 Гр = 100 рад, то 1 Зв = 100 бэр; 1 бэр = 0,01 Зв. При оценке действия ионизирующих излучений на человеческий организм необходимо учитывать именно значение эквивалентной дозы облучения, поскольку именно она служит для оценки тяжести лучевого поражения. Если на человека одновременно действуют несколько разных видов излучений, то общий эффект облучения будет характеризоваться суммарной эквивалентной дозой: Dэкв. =  (WR)i Di (7). 8 Мощность эквивалентной дозы равна: Рэкв = Dэкв/t (8). Единицами измерения мощности эквивалентной дозы являются Зв/с, бэр/с, мбэр/час и т.д. 2. Расчет мощности дозы альфа-, бета- и гамма-источников В случае чистых альфа- или бета-излучателей расчет мощности дозы сравнительно прост. Все альфа- и бета-частицы поглощаются в тканях организма, поэтому поглощенная в тканях энергия равна просто произведению числа частиц на среднюю энергию одной частицы. Разделив эту величину на массу тела, получим значение дозы: D = Wпогл/ m = NEср/m. Мощность дозы, соответственно, будет: P = D/t = N Eср/m t Число частиц, испускаемых в единицу времени (N/t), равно активности радиоактивного вещества, содержащегося в организме А. Поэтому: P = A Eср/m. При оценке биологического эффекта действия того или иного вида излучения расчетах нужно учитывать их биологическую эффективность, то есть находить мощность эквивалентной дозы облучения: Pэкв = WR P (12). Наряду с особенностями излучения, характерного для того или иного изотопа, надо учитывать, что многие вещества обладают способностью избирательно накапливаться в каком-то определенном органе, который в этом случае называют критическим органом. Например, для йода критическим органом является щитовидная железа. В таком случае в формулу надо подставлять активность в критическом органе и массу этого органа. Для гамма-излучения, как правило, представляет интерес расчет мощности дозы от внешних источников облучения. Для точечного источника 9 с активностью А, на расстоянии R от него мощность экспозиционной дозы равна: Рэксп = КА/R2 (Кл кг-1с-1) Коэффициент К называется ионизационной постоянной. Для изотопа Со60, используемого в медицине она равна 27 10-19 в единицах Си. 3. Предельно допустимые дозы. Предельно допустимая мощность дозы На население земного шара постоянно воздействует природный радиационный фон. Это необходимый компонент обитания в биосфере. Он складывается из трех составляющих. К ним относятся: космическая радиация, излучение естественных радиоактивных веществ, присутствующих в почве и излучение тех радиоактивных веществ, которые попадают к нам в организм с воздухом, пищей, водой. Суммарная доза, создаваемая естественным излучением, довольно сильно варьирует в различных районах Земли. В Европейской части России она колеблется от 70 до 200 мбэр/год. Естественный уровень излучения в некоторых районах Франции, Швеции и США достигает 200-300 мбэр/год. В Бразилии около 50 тысяч человек проживает в области, где почвы создают среднюю годовую дозу в 500 мбэр, а в штате Керала (Индия) 100 тысяч человек постоянно живут при уровне облучения в 1270 мбэр/год. В этих двух районах все время работают специальные медицинские группы. Полученные ими данные не дают оснований считать, что по каким-то демографическим показателям здоровье проживающих там людей отличается от контрольных групп. Естественный фон дает примерно одну треть так называемой популяционной дозы общего фона, то есть средней дозы ионизирующего излучения, которая приходится на долю каждого жителя планеты. 10 Еще треть человек получает при медицинских диагностических процедурах – рентгеновских снимках, флюорографии, просвечиваниях и т.д. В нашей стране эта доза в год составляет примерно 140 миллирентген. А разовое лучевое воздействие на те или иные участки тела колеблется в зависимости от типа процедуры. Например, при рентгеновских снимках доза составляет от 0,04 рентгена до 7 рентген, а при просвечивании может быть и больше. Остальную часть популяционной дозы общего фона дает пребывание человека в современных зданиях. В кирпиче и бетоне присутствуют, хотя и в очень малых количествах, такие радиоактивные элементы, как уран, торий, радий и другие. Эта часть составляет примерно еще 150 миллирентген в год. Вклад в техногенно-усиленный фон вносят и выбросы из современных тепловых станций, работающих на угле, поскольку уголь также содержит рассеянные радиоактивные элементы. При полетах на самолетах человек также получает небольшую дозу ионизирующего излучения. На высоте 12 тысяч метров, где проходят трассы авиалайнеров, естественный фон усиливается в 1,5-2 раза. В общем, в нашей стране техногенно-усиленный фон колеблется от 200 до 400 млР/год. Но все это очень малые величины. Исследования в области радиобиологии убедительно доказали, что популяционная доза общего фона безвредна для человека. При оценке безопасности работы с источниками ионизирующих излучений (или пребывания на загрязненной радиоактивными веществами территории) используют понятие предельно допустимой дозы (ПДД). Это такая доза, которая еще не вызывает сколько-нибудь существенных изменений в состоянии здоровья. Для однократного облучения за ПДД принимают значение 0,05 Зв или 5 бэр. Данное значение относится к облучению всего организма. Отдельные небольшие участки можно облучать значительно большими дозами. Поэтому те дозы, которые пациенты 11 получают при медицинских исследованиях (до 15-20 бэр), являются вполне безопасными. В экстремальных условиях (авария, боевые действия и т.п.) допускается облучение в дозах до 20 бэр (0,2 Зв). Однако при повседневной работе человек не должен получать такие дозы. Для лиц, постоянно работающих с активностью, применяется другой подход к нормированию. В этом случае установлено допустимое значение для мощности дозы. Этот предел равен 0,02 Зв или 2 бэра в год, что соответствует 0,0004 Зв = 0,04 бэра в неделю. Исходя из этих цифр, можно рассчитать предельно допустимую мощность дозы для конкретных условий. Пусть, например, оператор АЭС работает по 6 часов в день при двух выходных, то есть продолжительность рабочего времени составляет 30 часов в неделю. Тогда находим, что допустимая мощность дозы (ДМД) равна: ДМД = 0,04 бэр/30час = 1,310-3бэрчас-1 = 0,3610-6 бэрс-1. Другой результат получится для членов экипажа атомной подводной лодки, которые все время находятся на корабле. В этом случае время пребывания в зоне действия излучения составляет 247 = 168 часов в неделю, и ДМД = 0,04бэр/168 час = 0,24 10-3 бэр в час, что в пять с лишним раз меньше, чем в первом случае. Отсюда ясно, что на атомной подводной лодке должна быть обеспечена более мощная защита от излучений, чем на атомной электростанции. Данные ограничения относятся к лицам, профессионально работающим с ионизирующими излучениями. Все они должны проходить специальное обучение, а также постоянный медицинский контроль. Для лиц, не имеющих профессионального отношения к радиоактивности, допустимая мощность дозы установлена в 10 раз меньше – 0,2 бэра в год или приблизительно 0,3 микрозиверта в час (30 микробэр в час). В большинстве районов России (в частности, в Санкт-Петербурге) естественный радиационный фон составляет 12 12-16 микробэр в час. Таким образом, допустимая мощность дозы для населения всего в два раза превышает естественный радиоактивный фон. Следует помнить, что допустимая мощность дозы – это предельно допустимая мощность дозы. На практике следует всегда стремиться к тому, чтобы реальный уровень облучения был как можно ниже. 4. Структурная схема приборов для измерения ионизирующих излучений. Классификация приборов по назначению Несмотря на большое разнообразие приборов для измерения ИИ, почти все они имеют довольно простую структурную схему (см. рис.). Основной частью прибора является датчик (детектор излучения), т.е. элемент, непосредственно воспринимающий излучение. При попадании в датчик частиц или квантов в нем возникают электрические сигналы в виде либо непрерывного тока, либо отдельных электрических импульсов. Ток проходит через резистор R, создавая на нем разность потенциалов (напряжение). Ток почти всегда очень мал, поэтому необходим усилитель с большим коэффициентом усиления. На выходе усилителя имеется то или иное регистрирующее устройство, которое и показывает интересующую нас величину (дозу, мощность дозы и т. п.). Энергия для работы прибора обеспечивается за счет блока питания (сетевого или батарейного). По назначению все приборы для измерения ИИ делят на три типа: 1) приборы для измерения дозы излучения — дозиметры; 2) приборы для 13 измерения мощности дозы — рентгенометры; 3) приборы для измерения активности РВ — радиометры. Первые два типа имеют много общего, так что нередко один и тот же прибор может выполнять функции как дозиметра, так и рентгенометра. 5. Методы ионизационный и регистрации ионизирующих сцинтилляционный. излучений Особенности - регистрации нейтронов В медицинских приборах используются, в основном, два метода регистрации излучений: ионизационный и сцинтилляционный (люминесцентный). 5.1. Ионизационный метод регистрации излучений В газах (в частности в воздухе) всегда есть небольшое число ионов, однако переносимый ими ток ничтожен. Появление заметного числа ионов в газе может быть обусловлено двумя причинами: 1) воздействием внешнего ионизатора, в частности — ионизирующего излучения, и 2) наличием электрического поля достаточно высокой напряженности. В первом случае ток не может существовать без внешнего ионизирующего влияния; такой ток называют несамостоятельным. Во втором случае возможен самоподдерживающийся самостоятельный газовый разряд. Самостоятельный газовый разряд становится возможным потому, что ионы, разогнавшиеся до больших скоростей в электрическом поле, при ударе о нейтральные молекулы отрывают от них электроны. Таким образом создаются новые ионы, которые, в свою очередь, разгоняются и ионизируют новые молекулы и т. д. Такой процесс называется ударной ионизацией. На рисунке приведена так называемая вольт-амперная характеристика газового разряда, т.е. зависимость тока в газе от напряжения, приложенного к электродам, между которыми находится газ. 14 При низких значениях напряжения ток мал, но возрастает по мере роста напряжения (начальная область). При некотором напряжении U1 достигается насыщение: при повышении напряжения ток сохраняет постоянное значение. Причиной насыщения является то, что все ионы, создаваемые ионизатором, участвуют в переносе заряда, и увеличение тока невозможно. Величина тока насыщения пропорциональна заряду ионов одного знака, создаваемых в газе ионизатором в единицу времени, поэтому регистрируемый ток является мерой мощности экспозиционной дозы. Кривая «I2» на рисунке соответствует большей мощности дозы, а кривая «I1» - меньшей. Устройства, работающие в режиме насыщения, называются ионизационными камерами. Увеличение напряжения до значения U2 приводит к возникновению ударной ионизации и возрастанию силы тока. Однако, если напряжение ненамного больше U2, эта ударная ионизация еще не может обеспечить развитие устойчивого цепного процесса и самоподдержание тока в газе. Поэтому в данной области (переходной области III) по-прежнему нужен внешний ионизирующий фактор. Лавина ионов, возникающих в газе при каждом попадании частицы или кванта, воспринимается измерительным прибором как кратковременный импульс тока. Это дает возможность использовать режим ударной ионизации в переходной области для счета 15 отдельных частиц (или квантов). Датчики такого типа называются счетчиками Гейгера. При достижении напряжения U3 ударная ионизация приобретает такую интенсивность, что даже без внешнего ионизатора развивается устойчивый цепной процесс ионизации газа и через газ идет достаточно сильный ток, т. е. газовый разряд становится самостоятельным (область IV). Ясно, что с точки зрения регистрации излучений такой режим не представляет интереса. В этом режиме работают лампы дневного света, ртутные медицинские лампы и другие газоразрядные приборы. Таким образом, на основе использования тока в газах создаются два типа датчиков ИИ: ионизационные камеры и счетчики Гейгера. Ионизационная камера конструктивно представляет собой полый цилиндр (или полость другой формы), в котором находится сухой воздух. Вдоль центральной оси камеры на хорошем изоляторе укрепляют электрод в виде стержня; вторым электродом обычно служит стенка камеры. Между электродами подается такая разность потенциалов, чтобы напряженность поля внутри камеры соответствовала режиму насыщения; обычно для этого требуется 100—300 В. В отсутствие ионизирующих излучений ток через камеру практически ранен нулю. Когда в камеру попадают частицы или кванты ИИ, в ней возникает ионизация и создается ток насыщения. Величина этого тока 16 пропорциональна заряду ионов одного знака, создаваемых в единицу времени, т. е. мощности экспозиционной дозы: где ρ - плотность газа (для воздуха ≈1,2 кг · м-3); V - объем камеры. Например, при мощности экспозиционной дозы гамма-излучения 10-6 рентген в секунду или 2,58 · 10-10 Кл.кг-1·с-1 в камере объемом 1 л = 10-3 м3 ионизационный ток насыщения составит: Iнасыщ = 2,58 · 10-10 · 1,2 · 10-3 = 3,1 · 10-13 А. Для регистрации столь малого тока требуется усилитель с большим коэффициентом усиления. На выходе усилителя обычно ставят микроамперметр со шкалой, градуированной в единицах мощности дозы, поскольку ток прямо пропорционален этой величине. Из сказанного ясно, что прибор с ионизационной камерой является рентгенометром. Однако такой прибор может работать и как дозиметр. Для этого достаточно параллельно входу усилителя поставить вместо резистора конденсатор. Возникающие под действием ионизирующего излучения заряды будут накапливаться на конденсаторе; при этом заряд конденсатора будет пропорционален уже не мощности дозы, а самой экспозиционной дозе. На выходе усилителя в этом случае целесообразно поставить вольтметр, т. к. напряжение на конденсаторе пропорционально накопленному заряду. Шкала вольтметра градуируется в единицах экспозиционной дозы (рентгенах или кулонах на килограмм). Ионизационная камера может регистрировать только достаточно сильные потоки частиц или квантов (в рассмотренном примере поток гаммаквантов, падающих на камеру, составляет около 10 000 квантов в секунду). Для регистрации отдельных частиц или квантов применяется другой тип датчика — счетчик Гейгера. 17 Конструктивно он похож на ионизационную камеру, но внутренний электрод делается в виде тонкой проволочки или иголки. Так как напряженность электрического поля около центрального электрода обратно пропорциональна радиусу этого электрода, в газе в этом случае создается гораздо более высокая напряженность поля, и прибор работает в режиме ударной ионизации. При попадании в счетчик частицы или кванта возникают ионы, которые разгоняются полем и при столкновении с молекулами газа ионизируют их. Создаются новые ионы, которые тоже разгоняются полем, и т. д. Процесс приобретает цепной характер; иными словами, в газе возникает ионная лавина. В результате общее число ионов оказывается достаточно большим, чтобы прибор мог «почувствовать» одну попавшую в него частицу. После пролета частицы возникшие ионы частично уходят на электроды, частично захватываются специальными добавками, введенными в газ. Поэтому ток в счетчике возникает в виде коротких импульсов длительностью около 10-4 с. Усилитель, связанный со счетчиком, делают импульсным, т. е. способным хорошо усиливать такие короткие импульсы тока. На выходе усилителя ставится электронный счетчик импульсов. В результате показания прибора оказываются пропорциональными числу частиц, попавших в счетчик. Поскольку число частиц, в свою очередь, пропорционально активности источника излучения, прибор со счетчиком Гейгера по своему назначению является радиометром. Его шкала градуируется в числе импульсов (иногда — в числе импульсов в секунду). Основными параметрами (характеристиками) счетчика являются: 18 Рабочее напряжение — это та необходимая разность потенциалов, при которой ударная ионизация заметно усиливает ток, проходящий через нее, но в то же время она еще не настолько велика, чтобы ток в газе стал самостоятельным. Эффективность счетчика - величина, равная доле частиц, зарегистрированных счетчиком, по отношению ко всем попавшим в него частицам. Для бета-частиц эффективность близка к единице (обычно 0,8-0,9 и более); для рентгеновских и гамма-квантов эффективность значительно ниже (меньше 0,01). Последнее объясняется тем, что только отдельные кванты взаимодействуют с молекулами газа, а большая часть их пролетает черев газ без взаимодействия с молекулами и не вызывает ионизации. Мертвое время - минимальный промежуток времени, при котором две следующие одна за другой частицы могут быть зарегистрированы по отдельности. Если вторая частица влетит в то время, когда еще не закончилась ионная лавина от первой частицы, прибор зарегистрирует один общий импульс. В большинстве счетчиков Гейгера мертвое время составляет около 10-4 с. При больших потоках излучения, когда частицы следуют с малыми интервалами, наличие мертвого времени может приводить к существенным ошибкам при подсчете частиц (в сторону занижения их числа). 5.2. Сцинтилляционный метод регистрации излучений Сцинтилляционный метод (от слова «сцинтилляция» — вспышка света) основан на явлении люминесценции. В определенных веществах (сцинтилляторах) попадание частицы или кванта ведет к возбуждению атомов или молекул, в результате чего возникает кратковременное свечение. Его можно наблюдать глазом, но на практике сейчас эти вспышки света воспринимаются чувствительными фотоэлементами, носящими название фотоэлектронных умножителей (ФЭУ). В них световой импульс 19 преобразуется в импульс тока, который усиливается и регистрируется соответствующими электрическими приборами. Излучение падает на сцинтиллятор; возникающий свет прямо или через световод направляется на фотоэлектронный умножитель и вызывает в нем импульсы тока, которые в дальнейшем поступают на вход импульсного усилителя. Для того чтобы повысить чувствительность ФЭУ, на него подают высокое напряжение (1000 В и более). Прибор со сцинтилляционным датчиком может работать в двух вариантах. Если на выходе усилителя поставить счетчик импульсов, прибор будет подсчитывать число частиц (квантов), т.е. работать как радиометр. Однако такой прибор можно использовать и как рентгенометр; для этого вместо, импульсного усилителя надо поставить усилитель постоянного тока, а к выходу усилителя подключить микроамперметр. В этом случае прибор будет показывать среднее значение тока, которое пропорционально мощности дозы излучения. Подключив к выходу ФЭУ конденсатор, можно прибор преобразовать в дозиметр, как это было разъяснено по отношению к приборам с ионизационной камерой. Однако есть принципиальная разница между рентгенометрами (дозиметрами) с ионизационной камерой и со сцинтилляционными датчиками. В ионизационной камере по самому принципу ее работы ток прямо пропорционален мощности экспозиционной 20 дозы. Эта пропорциональность имеет место всегда, независимо от рода излучения и от его энергии. В сцинтилляционном приборе однозначной связи между показаниями прибора и мощностью дозы, вообще говоря, нет. Это объясняется существенной зависимостью процессов взаимодействия частиц (квантов) со сцинтиллятором от свойств измеряемого излучения. В зависимости от рода и энергии излучения вероятность преобразования энергии частицы (кванта) в световую энергию может очень сильно изменяться. Поэтому прибор со сцинтилляционным датчиком должен быть проградуирован по рентгенометру (дозиметру) с ионизационной камерой. Нетрудно понять, что такой прибор корректно будет применен в измерениях излучений только того вида и той энергии, при которых он был проградуирован. Медицинские приборы чаще всего градуируют по гамма-излучению 60 Со (Еγ ≈1,25 МэВ). Они дают точные результаты для гамма- и рентгеновского излучения с такой или близкой энергией. Если же измерять таким прибором мощность дозы рентгеновских лучей, возникающих при напряжении, например 100 кэВ, ошибка может составить 30%, а для мягкого рентгеновского излучения - еще в несколько раз больше. Зависимость показаний сцинтилляционных рентгенометров и дозиметров от вида и энергии излучения является безусловным недостатком таких приборов. Тем не менее, сцинтилляционный метод регистрации ИИ широко распространен. Это объясняется рядом положительных особенностей, присущих данному методу. Основные из них следующие: 1. Большинство сцинтилляторов специфичны, т. е. избирательно чувствительны только к какому-то одному виду излучения (только к альфа-частицам, или только к гамма-квантам и т.п.). Это позволяет по отдельности регистрировать разные типы излучений. 2. Эффективность сцинтилляционных датчиков к рентгеновским и гамма-лучам значительно выше (50—70% вместо 1% у счетчиков Гейгера). 21 Это объясняется тем, что твёрдые сцинтилляторы во много раз сильнее поглощают кванты, чем газ в счетчике Гейгера; в результате чувствительность прибора значительно повышается. 3. У сцинтилляционных приборов значительно короче мертвое время. 4. При определенной конструкции сцинтилляционные приборы позволяют измерять не только число частиц (квантов), но и их энергию. Сцинцилляторы делаются съемными; люди получают такие кристаллы, (в кассете) из комплекта дозиметра и носят их определённое время (обычно 3—4 дня). После этого производится измерение дозы, полученной каждым человеком. Приборы такого типа сейчас считаются самыми лучшими для индивидуальной дозиметрии. 5.3. Особенности регистрации нейтронов Поскольку сами по себе нейтроны не вызывают ионизации, они плохо регистрируются обычными приборами. Для измерения нейтронных потоков используют создаваемые ими вторичные излучения. Быстрые нейтроны удобнее всего регистрировать по ядрам отдачи. Ионизирующее действие ядер отдачи используется в сцинтилляционных приборах; при этом применяются органические сцинтилляторы. Быстрые нейтроны создают в сцинтилляторе ядра отдачи (протоны), которые хорошо регистрируются датчиком. Можно использовать и ионизационный метод; в этом случае стенки ионизационной камеры или счетчика Гейгера покрывают изнутри веществом, богатым водородом (парафин, пластмасса и др.). Однако ионизационные приборы для регистрации нейтронов менее чувствительны. Для регистрации медленных нейтронов в сцинтиллятор вводят соли бора или лития; при этом используются реакции: или В обоих случаях возникают альфа-частицы, которые с высокой эффективностью регистрируются прибором. 22 Удобен фотографический метод измерения нейтронных потоков. Этим способом регистрируются как быстрые, так и медленные нейтроны. Быстрые нейтроны создают в эмульсии ядра отдачи (протоны), а для измерения медленных нейтронов в фотоэмульсию вводят соли бора или лития, испускающие альфа-частицы по уже описанным реакциям. В обоих случаях в фотопленке создаются четкие следы частиц, которые после проявления пленки легко подсчитать под микроскопом. Ясно, что число следов пропорционально числу нейтронов, попавших на пленку, а значит, и на человека, носившего ее при себе. Если имеется аналогичная эталонная пленка, облученная известной дозой нейтронов D0, то , где n и n0 -число следов на измеряемой и эталонной пленках (на одинаковой площади). Фотографический метод широко используется для индивидуальной дозиметрии нейтронного облучения в атомной промышленности и на кораблях с ядерными энергетическими установками. Наконец, для определения дозы нейтронного облучения можно использовать активацию элементов под воздействием нейтронов. Если облучить нейтронами вещество с известным эффективным сечением захвата σ и после облучения измерить наведенную активность А, то по формуле можно написать: , где m — масса облученного вещества; М — его молярная масса; Т — период полураспада образующегося под воздействием нейтронного облучения радиоактивного изотопа. Отсюда можно найти величину , т. е. число нейтронов, попавших на один квадратный сантиметр объекта за время облучения: 23 На опыте определено, что для быстрых нейтронов дозе 1 грей соответствует 5·108 нейтронов на квадратный сантиметр, а в случае медленных нейтронов 1 грей соответствует 1011 нейтронов на квадратный сантиметр. Зная число нейтронов, попавших на 1 см2 объекта, можно легко рассчитать полученную дозу облучения. В качестве облучаемого объекта можно взять пластинку из вещества, хорошо активируемого нейтронами (т. е, имеющего большое эффективное сечение захвата нейтронов σ), такую пластинку человек может носить при себе и после облучения сдать для измерения. Это, однако, не обязательно: можно выделить изотопы, возникающие в самом организме при облучении нейтронами, и измерить их активность. Наиболее удобен для этой цели натрий - его много в организме, и он хорошо активируется по реакции . Зная активность выделенного из крови натрия-24, можно рассчитать дозу нейтронного облучения по приведенным формулам. 5. Механизмы поражения ионизирующим излучением живой ткани. Биологическое действие ионизирующих излучений является многоступенчатым. Создаваемая излучением ионизация – это лишь первое звено в сложной цепи процессов, приводящих в конце концов к радиационному поражению. В этой цепи можно выделить четыре основные стадии: 1. Физическая стадия (длительность 10-15 – 10-12 с). На этой стадии основным процессом является ионизация атомов и молекул. 2. Физико-химическая стадия (длительность до 10-6с), в течение которой происходит разрушение или перестройка облученных молекул. Эта 24 перестройка, в частности, приводит к возникновению большого числа свободных радикалов, обладающих высокой химической активностью. 3. Биохимическая стадия (длительность до 1 с). На этой стадии в результате повреждения биологически важных молекул (в первую очередь ДНК, а также белков и фосфолипидов) происходит инактивация ферментов, нарушается синтез белков, АТФ и других необходимых для организма веществ, повреждаются мембраны и другие структуры клеток. 4. Клиническая стадия (недели и месяцы), когда возникают видимые проявления радиационного поражения. Как правило, клинической стадии предшествует латентный период, длящийся, в зависимости от дозы и индивидуальных особенностей от нескольких часов до нескольких недель. Изменения, возникшие под действием облучения, во время латентного периода внешне никак не проявляются, что создает ложное впечатление благополучия. Нетрудно сообразить, что в течение первых трех стадий вмешательство в ход процесса практически невозможно. Все медицинские мероприятия проводятся либо до облучения, с целью предотвращения его последствий, либо во время латентного периода и клинической стадии. Ионизация, создаваемая облучением, и следующая за ней перестройка электронных оболочек влекут биологически важных молекул за – собой повреждение нуклеиновых кислот, или разрыв белков и фосфолипидов. Наиболее значимым является повреждение ДНК. Дело в том, что белки организма достаточно быстро обновляются, поэтому повреждение белковых молекул является преходящим. Повреждение же ДНК и РНК приводит к устойчивому нарушению синтеза белков. Изменение белкового состава клеток влечет за собой различные нарушения их структуры и функции, вплоть до гибели клетки. Повреждение ДНК, как и других молекул, может происходить двумя способами: 25 1) Частица или квант попадают прямо в молекулу и непосредственно вызывают ее разрыв или перестройку. Такой механизм получил название прямого действия радиации. 2) Значительная доля излучения может поглощаться молекулами воды. При этом возникают различные свободные радикалы, которые либо сами взаимодействуют с биологически важными молекулами, либо присоединяют атом кислорода и образуют перекисные соединения, обладающие высокой химической активностью (Н2О2, НО2-, органические перекиси), что в конечном итоге также приводит к повреждению ДНК, белков и других жизненно важных молекул. В этом случае имеет место непрямое (косвенное) действие ионизирующей радиации. Роль перекисных соединений отчетливо видна из так называемого кислородного эффекта. Он заключается в том, что при недостатке кислорода (гипоксии) перекиси почти не образуются, и повреждающее действие излучения несколько уменьшается. Например, в условиях высокогорья, где парциальное давление кислорода заметно снижено, LD50 на 20-30% больше, чем в обычных условиях. В состав радиопротекторов часто вводят вещества, вызывающие гипоксию. Основной же механизм действия радиопротекторов состоит в том, что они связывают свободные радикалы, возникающие в момент облучения, и тем самым уменьшают непрямое действие радиации. Прямое действие излучения предотвратить практически невозможно. В зависимости от объекта облучения и других условий на первый план может выйти как прямое, так и косвенное действие радиации. При облучении человека преобладает непрямое действие. Наряду с поражением ДНК заметную роль играет повреждение мембран. При этом существенно, что возникающее под действием свободных радикалов окисление фосфолипидов может приобрести цепной характер: среди продуктов реакции опять возникают свободные радикалы, которые 26 даже после окончания облучения могут поддерживать реакцию. В итоге это приводит к серьезным повреждениям клеточных мембран. Повреждение мембран сказывается на всех их функциях, в частности нарушаются процессы транспорта, снижается электрическая прочность мембран, что ведет к электрическому пробою, еще более нарушающему их функции. Так, электрический пробой мембран митохондрий нарушает синтез АТФ, необходимой для энергообеспечения всех внутриклеточных процессов. Степень и характер лучевых поражений в значительной степени зависят от линейной плотности ионизации. При высокой ЛПИ высока вероятность того, что несколько актов ионизации произойдут в одной и той же молекуле. Это обстоятельство имеет особо существенное значение при воздействии ионизирующего излучения на ДНК. В случае низкой ЛПИ повреждение ДНК происходит преимущественно в одной нити, а при высокой – повреждаются обе нити. В первом случае восстановление поврежденного участка гораздо более вероятно, чем во втором, так как неповрежденная нить служит матрицей для копирования. Во втором случае, даже если восстановление произошло, могут возникнуть сбои в воспроизводстве генетической информации. Особенно опасно воздействие ионизирующего излучения на ткани, находящиеся в состоянии интенсивного деления. Это связано с тем, что при митозе ДНК существует в виде одной нити, и даже малые дозы радиации могут приводить к серьезным последствиям. Именно поэтому органы и ткани, в которых интенсивно протекает клеточное деление, наиболее чувствительны к действию ионизирующей радиации. К таким органам относятся стволовые клетки кроветворной ткани костного мозга, половые органы, эпителий желудочно-кишечного тракта и др. Поражение наиболее чувствительных органов и тканей в значительной степени и определяет 27 клиническую картину лучевой болезни. По этой же причине повышенной радиочувствительностью отличаются клетки злокачественных опухолей, в которых происходит интенсивное деление. Это обстоятельство используется при лучевой терапии. Угнетается иммунитет, что приводит к развитию инфекционных осложнений, интоксикации и кровоизлияниям в ткани и органы. Как было сказано ранее, для оценки биологического эффекта действия ионизирующего излучения на человека используется эквивалентная доза облучения. Однако одна и та же доза у разных людей может приводить к разным последствиям из-за индивидуальных различий в радиочувствительности. Можно представить это графически, отложив по оси абсцисс величину эквивалентной дозы, а по оси ординат – процент выживших после облучения организмов. Кривая будет иметь S-образный характер. Подобный вид кривой «доза-эффект» объясняется тем, что наряду с лучевым поражением в тканях идут репаративные процессы. Организм активно борется с последствиями облучения, и при малых дозах происходит более или менее полное восстановление первоначального состояния. Процент погибших организмов очень низок и кривая на графике идет почти горизонтально. По мере увеличения дозы репаративных возможностей организма оказывается недостаточно и растет процент гибели. При очень больших дозах гибнут все облученные организмы – кривая сливается с осью абсцисс. Опыт, накопленный при анализе облучения в разных ситуациях, дает представление о результатах облучения разными дозами. Так, например, при дозе до 25 бэр (0,25 Зв) изменения в организме незначительны и на состоянии здоровья серьезно не отражаются. Доза 50 бэр (0,5 Зв) вызывает некоторые патологические изменения, однако серьезной медицинской помощи в этом случае не требуется. При дозах 100-200 бэр (1-2 Зв) 28 развивается легкая степень лучевой болезни; при дозах от 200 до 400 бэр (2-4 Зв) – лучевая болезнь средней тяжести, а при дозах выше 400 бэр (4 Зв) – тяжелая лучевая болезнь. Необходимо отметить, что индивидуальные особенности организмов приводят к большой вариабельности эффектов поражения. Так доза 250 бэр у мало чувствительного человека может привести к легкому лучевому поражению, а у человека с повышенной чувствительностью – вызвать тяжелую лучевую болезнь. Все приведенные величины относятся к общему облучению организма. При локальном воздействии человек может перенести значительно большие дозы. При этом, разумеется, важно, какие именно органы попадают в зону облучения. Важной особенностью ионизирующих излучений является кумулятивный эффект, который проявляется при длительном (хроническом) облучении. Те повреждения ДНК, которые клетки не смогли ликвидировать, постепенно накапливаются, что приводит к нарушению синтеза белков и расстройству различных функций организма. Кумулятивный эффект учитывается при определении предельно допустимых доз облучения. Так предельно допустимая доза устанавливается на всю продолжительность жизни. В настоящее время ПДД для населения принята в размере 35 бэр (0,35Зв). Исследования показали, что при такой суммарной дозе никаких отклонений в состоянии здоровья не наблюдается. При средней продолжительности жизни 70 лет это соответствует предельно допустимой мощности дозы 0,5 бэр в год. Следует отметить, что это всего в 3-4 раза выше естественного радиоактивного фона. Накопление дефектов в ДНК вызывает мутации, что сказывается на последующих поколениях. Этот эффект хорошо исследован на животных с малой продолжительностью жизни. Поскольку большинство мутаций приводит к нежелательным последствиям, а сам эффект может проявляться 29 независимо от дозы облучения, необходимо стремиться свести к минимуму воздействие ионизирующего излучения на организм человека. Выводы и заключение. Знание природы и свойств ионизирующих излучений необходимо врачу для того, чтобы оценивать последствия воздействия ионизирующих излучений на организм человека. Для количественной оценки этого воздействия и его последствий применяются дозиметрические приборы и измеряются дозы излучения. Исполнитель Доцент Новикова Н.Г.