Романцов В.П., Романцова И.В., Ткаченко В.В. Сборник лабораторных работ по Дозиметрии и защите от ионизирующего излучени

Характеристикой взаимодействия косвенно ионизирующего излучения с веществом является сумма начальных кинетических энергий всех заряженных ионизирующих частиц, высвобожденных незаряженными ионизирующими частицами в веществе.

Отношение доли энергии d / косвенно ионизирующего излучения, которая преобразуется в кинетическую энергию заряженных частиц при прохождении элементарного пути dl в веществе, к длине этого пути называется линейным коэффициентом передачи энергии tr3 :

где – энергия косвенно ионизирующей частицы. Размерность – 1/см.

Линейный коэффициент поглощения энергии en – произведе-

ние линейного коэффициента передачи энергии tr на разность между единицей и долей g энергии вторичных заряженных частиц, переходящей в тормозное излучение в данном веществе:

Размерность – 1/см.

Массовые коэффициенты передачи энергии tr,m и поглоще-

ния энергии en,m связаны с линейными коэффициентами передачи энергии tr и поглощения энергии en через плотность среды, в которой распространяется излучение:

Размерность – см2/г.

Для радионуклидных источников фотонного излучения ( 3 МэВ) в воздухе g 0,01, поэтому с достаточной для прикладных задач точностью можно полагать tr,m en,m .

Величиной, отражающей взаимодействие поля косвенно ионизирующего излучения с веществом, является керма4. Она

3Индексы tr и en образованы начальными буквами слов transfer (передача) и energy (энергия).

4Русская транслитерация английской аббревиатуры термина kinetic energy released in matter (kerma).

11

определяется как отношение среднего значения суммы начальных кинетических энергий d tr всех первичных заряженных

ионизирующих частиц (электронов, позитронов, протонов, аль- фа-частиц и др.), образовавшихся под действием косвенно ионизирующего излучения в элементе объема вещества, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица кермы Дж/кг называется грей (Гр). Керму в воздухе принято обозначать Ка.

Значение кермы излучения в некоторой точке облучаемого вещества зависит только от свойств излучения и свойств облучаемой среды непосредственно в рассматриваемой точке. Керма не зависит от свойств среды, в которой затем распространяется излучение, и от направленности поля излучения. Например, значения кермы фотонов в элементе биологической ткани, окруженном вакуумом или водой, будут равны, если флюенс и энергия фотонов, взаимодействующих с этой тканью, в обоих случаях будут равными.

Для моноэнергетического излучения с энергией керма К

где tr,m( ) массовый коэффициент передачи энергии фотонов с энергией веществу, см2/г.

Первой количественной мерой ионизирующего излучения была экспозиционная доза. Экспозиционная доза отражает взаимодействие поля фотонного излучения с воздухом. Она пропорциональна той энергии фотонного излучения, которая будет затрачена только на ионизацию молекул воздуха, и равна средней

величине суммарного заряда ионов d Q одного знака, которые

затем образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в единице массы воздуха, отнесенному к массе dm этого воздуха:

dm

Размерность – Кл/кг.

12

Для моноэнергетического фотонного излучения с энергией экспозиционная доза Х связана с флюенсом Ф соотношением

где en,m( ) массовый коэффициент поглощения энергии фотонов с энергией в воздухе, см2/г; е – заряд электрона, Кл; w – средняя энергия ионообразования в воздухе, w 34 эВ.

Экспозиционная доза связана с кермой фотонов в воздухе. В значение экспозиционной дозы, в отличие от кермы, не входят акты передачи энергии вторичных частиц на образование тормозного излучения, поэтому соотношение между экспозиционной дозой Х и кермой Кa будет выглядеть как

где g – доля энергии вторичных заряженных частиц, переходящая в тормозное излучение; Ка/w – число образовавшихся ионов после передачи энергии единице массы воздуха.

Мощность экспозиционной дозы X моноэнергетических фо-

тонов с энергией равна

где – плотность потока фотонов в воздухе, 1/(см2 с). Единица измерения X – А/кг.

Внесистемная единица экспозиционной дозы – рентген [Р]. Рентген – это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через воздух в 0,001293 г (1 см3) воздуха в результате завершения всех ионизационных процессов образуются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака; 1 Р = 2,58 10-4 Кл/кг.

Энергия, переданная излучением ограниченному объему вещества, равна разности между суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, входящих в рассматриваемый объем, и суммарной кинетической энергией всех заряженных и незаряженных частиц и квантов, выходящих из этого объема:

13

где Rin – энергия поля излучения, входящая в рассматриваемый объем (без учета энергии покоя); Rout – энергия поля излучения, выходящая из рассматриваемого объема (без учета энергии покоя); Q – изменения энергии покоя ядер или частиц, которые

произошли в объеме. Индекс im (сокращение английского imparted to – переданный кому-либо или чему-либо) указывает, что рассматривается только та часть энергии излучения, переданной веществу, которая была поглощена в рассматриваемом объеме вещества.

Энергия, поглощенная в единице массы вещества в форме ионизаций и возбуждений атомов и молекул, получила название поглощенной дозы. Она является величиной, характеризующей воздействие ионизирующего излучения на вещество, и отражает изменение состояния элементарного объема вещества под дей-

ствием излучения. Она равна отношению средней энергии d im ,

переданной ионизирующим излучением веществу в элементе объема, к массе dm вещества в этом объеме:

Единица поглощенной дозы Дж/кг называется грей (Гр). 1 Гр = 1 Дж/кг.

Определенная таким образом величина поглощенной дозы характеризует изменение состояния элементарного объема вещества, расположенного в окрестности некоторой точки облучаемой ткани. Ее называют «поглощенная доза в точке». Значение поглощенной дозы в точке зависит не только от свойств излучения и свойств облучаемой ткани непосредственно в рассматриваемой точке, но и от свойств среды, в которой распространяется излучение. Она зависит также и от направленности радиационного поля. Например, значения поглощенной дозы фотонов в элементе биологической ткани, окруженном вакуумом или водой, будут не равны, даже если направление распространения, флюенс и энергия фотонов, взаимодействующих с этой тканью, в обоих случаях будут равными.

14

В одной и той же точке вещества поглощенная доза и керма численно равны, когда энергия излучения, переданная веществу, и энергия излучения, поглощенная веществом, равны. Это требование выполняется в условиях электронного равновесия для фотонного излучения и равновесия вторичных заряженных ча-

стиц для нейтронов (для фотонов керма не более, чем на 1 % превышает дозу в диапазоне энергий менее 3 МэВ).

Для фотонного моноэнергетического излучения с энергией в условиях электронного равновесия можно записать связь по-

где en,m ( ) – массовый коэффициент поглощения энергии фотонов с энергией в веществе, см2/г.

Мощность поглощенной дозы D моноэнергетического фотонного излучения с энергией при электронном равновесии равна

Обозначения те же, что в формуле (26). Размерность D – грей в секунду [Гр/с].

Мощность дозы характеризует среднюю скорость изменения дозы в течение промежутка времени dt, поэтому длительность этого промежутка должна быть достаточно малой, чтобы различия между средним и мгновенным значениями мощности дозы в этом промежутке были невелики. Величина мощности дозы не используется для представления изменения дозы за большие промежутки времени. В этом случае говорят о приращении дозы за определенное время – сутки, месяц, год. Такое приращение называют суточной, месячной или годовой дозой и выражают в единицах Гр в сут, Гр в мес, Гр в год соответственно.

Поглощенная доза D является основной физической величиной в радиационной защите. Она определяется как ожидаемое значение поглощённой энергии ионизирующего излучения в объеме вещества, она может быть точно определена в любой точке вещества. Поглощенная доза является измеряемой величиной, и для неё можно ввести эталоны.

Сравнивая формулы (21) и (26), можно заключить, что экспозиционная и поглощённая дозы в воздухе при электронном рав-

15

новесии совпадают с точностью до константы e/w. Таким образом, измеряя экспозиционную дозу в любой точке пространства, при условии знания энергии фотонов, можно получить значение флюенса в этой точке. Знание флюенса в свою очередь позволяет оценить потенциальную опасность для человека, если его поместить в такое поле излучения.

Если радионуклид в источнике имеет достаточно простую схему распада, то керму или экспозиционную дозу легко рассчитать по формулам (19) и (21). Если же источник испускает много фотонов с различной энергией, то обычно проводится расчет с использованием гамма-постоянных радионуклида. Мощность

дозиметрической величины G (кермы, поглощенной или экспозиционной дозы) в воздухе на расстоянии r от точечного изотропного источника активностью А, испускающего n различных-квантов, можно выразить как

(см. формулу (21)).

Данные, характеризующие источник (энергия фотонов i, его квантовый выход i) и его взаимодействие с воздухом ( mB ( i ) )

можно объединить в некоторую константу, которая называется гамма-постоянной Г по мощности дозиметрической величины. Тогда мощность дозиметрической величины (воздушной кермы или экспозиционной дозы) можно записать в виде

r 2

В этом случае мощность экспозиционной дозы равна

16

здесь А – активность источника; r – расстояние от источника; ГХ – ионизационная гамма-постоянная радионуклида.

Размерность ионизационной гамма-постоянной радионукли-

зиционной дозы, создаваемой точечным изотропным источником активностью 1 мКи на расстоянии 1 см. Аналогично можно ввести керма-постоянную для воздушной кермы ГК, которая

имеет размерность Гр см 2 .

с Бк

Ионизационные гамма-постоянные ГХ и керма-постоянные ГК радионуклидов представлены в справочной литературе, в которой приведены характеристики -излучающих радионуклидных источников. Знание этих постоянных позволяет градуировать измерители экспозиционной дозы и воздушной кермы в поле любых изотопных источников.

Если сравнить формулы (19) и (26), можно сделать вывод, что поглощённая доза фотонов в точке в биологической ткани при электронном равновесии и тканевая керма фотонов в той же точке совпадают с точностью до поправки (1 − g) (формула (16)). Поправка g не превышает 1 % при энергиях фотонов меньше 3 МэВ, что позволяет по измерениям кермы тканеэквивалентным измерителем оценить возможную поглощённую дозу в конкретной точке биоткани, если обеспечено электронное равновесие.

Таким образом, все базовые дозиметрические величины для фотонов (D, K, X) можно определить (или оценить) экспериментально. Для нейтронного излучения возможность экспериментальной оценки базовых величин затруднена. В точке нейтронного поля можно определить флюенс и его энергетическое распределение методами нейтронной спектрометрии. Керму нейтронов можно определить для известного состава вещества детектора при условии равновесия заряженных частиц в виде среднего значения по всему чувствительному объёму. Что же касается поглощённой дозы, её можно определить только в конкретной точке конкретного фантома со всеми искажениями поля

17

нейтронов, вносимыми фантомом и образованным в нём захватным фотонным излучением.

Эквидозиметрические величины

Величины, которые служат для оценки действия ионизирующего излучения на человека, называются эквидозиметрическими. К эквидозиметрическим величинам относятся поглощенная и эквивалентная дозы в органе или ткани, ОБЭ-взвешенная доза, эффективная доза, индивидуальный и амбиентный эквиваленты дозы, ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения. Все эти величины получают расчётным путём, опираясь на взвешивающие коэффициенты и на результаты некоторых косвенных измерений. Общая схема получения эквидозиметрических величин показана на рис.2.

В настоящее время развитие эффектов излучения не до конца изучено, и пока не создана универсальная теория биологического действия излучения. Поэтому применяемая система эквидозиметрических величин постоянно модифицируется и совершенствуется для того, чтобы наилучшим образом обеспечить безопасность человека при работе с источниками ионизирующего излучения.

Согласно современным представлениям, биологические эффекты излучения делятся на детерминированные и стохастические. Развитие этих эффектов может привести к преждевременной смерти или существенному сокращению периода нормальной жизни.

Детерминированные эффекты излучения – это клинически выявляемые вредные эффекты, возникающие при облучении большими дозами, при этом существует дозовый порог, ниже которого эффект отсутствует, а выше которого тяжесть эффекта зависит от дозы. Для этих процессов связь между дозой облучения и развитием эффекта причинно-следственная (детерминированная), а развитие происходит по объёму ткани. К таким эффектам относят заболевания, которые никогда не возникают у необлученных людей.

18

НОРМИРУЕМЫЕ

ВЕЛИЧИНЫ

Рис 2. Система дозиметрических величин, предназначенных для оценивания облучения человека

Стохастические эффекты излучения – это такие вредные биологические эффекты, для которых от дозы зависит только вероятность возникновения, а не их тяжесть и отсутствует дозовый порог. Основными стохастическими эффектами являются канцерогенные (злокачественные новообразования и опухоли) и генетические (врожденные уродства). Поскольку в настоящее время зависимость «доза-эффект» в области малых доз неизвестна, условно была принята линейная беспороговая зависимость между дозой и вероятностью возникновения стохастического эффекта. Таким образом, вероятность возникновения стохастического эффекта не исключается и при воздействии любых малых доз. Поскольку эти эффекты имеют длительный латентный (скрытый) период, измеряемый десятками лет после облучения, их достаточно трудно обнаруживать. В общем случае ве-

19

роятность возникновения какого-либо стохастического эффекта зависит от многих причин: от дозы, от того, какой орган облучен, от возраста облученного и т.д. Стохастические эффекты неразличимы от эффектов при других нерадиационных воздействиях.

Согласно определению дозы облучения, эффект облучения органа или ткани человека пропорционален величине поглощенной дозы излучения в этом органе и величине, характеризующей качество излучения. Величина средней поглощенной дозы излучения вида R в органе или ткани Т, DT,R, равна поглощенной дозе в точке, усредненной по массе ткани или органа:

где mТ – масса органа или ткани; DТ,R – поглощенная доза излучения R в элементарном объеме dm органа или ткани; T,R – энергия излучения вида R, переданная массе рассматриваемого органа или ткани. Единица поглощенной дозы в органе или ткани – Дж/кг (Гр).

Из выражения (30) можно заключить, что значение DТ,R не может быть измерено для конкретного человека, его можно только рассчитать. Для этого нужно описать поле излучения, форму и расположение в поле самого органа Т и расположение окружающих предметов, органов и тканей.

Для учета отличий в поглощенных дозах различных видов излучения в одних и тех же органах, приводящих к одному и тому же радиобиологическому эффекту, вводится понятие от-

носительной биологической эффективности излучения (ОБЭ).

Численным выражением ОБЭ является коэффициент RBET,R ,

В качестве образцового излучения принято рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ.

20