Климанов Дозиметрия ионизируюшчикх излучениы 2015

где A0 – назначенная активность.

Единицей измерения этой величины является (мкКи/(ч·мкКи = ч). Используя введенную величину, уравнение для поглощенной

Последняя форма уравнения дает возможность определять дозу на единицу назначаемой активности (мГр/МБк или рад/мкКи), что позволяет легко применять формулу к нескольким разным исследованиям пациента, каждое из которых назначается с разным количеством активности. Отсюда можно получить и другую формулу для расчета τ:

5. Программное обеспечение и ресурсы Интернета

5.1. Програмные комплексы MIRDOSE и OLINDA

Широкое распространение в сообществе ЯМ получил программный комплекс для персональных компьютеров MIRDOSE [35] для расчетов в области внутренней дозиметрии. Коды MIRDOSE 2 и 3 внедрили в практику использование человеческих фантомов MIRD, представляющих мужчин, женщин в качестве базиса, а также детей и беременных женщин. Эти программные комплексы автоматизируют расчеты внутренней дозы для широкого круга РФП (> 200) для различных органов и областей в этих фантомах, позволяют выполнять быстрое сравнение расчетов для разных случаев, исследовать дозовые распределения в разных органах и разных районах костного мозга. Эти коды также широко применяются как инструмент обучения внутренней дозиметрии в университетах и профессиональных тренировочных центрах.

Позднее комлекс MIRDOSE был усовершенствован и получил название OLINDA/EMX (Organ Level INternal Dose Assessment/Exponential Modeling) [36]. Этот комплекс написан на языке

Java, но основные принципы и функции MIRDOSE сохранились и

721

добавились новые. Увеличилось число органов и число радионуклидов (стало более 800, включая многие альфа-эмиттеры).

5.2. Система RADAR

Система RADAR была разработана для обеспечения сообщества ЯМ данными в электронной форме для выполнения расчетов дозы [37]. Группа, работавшая над этой системой, создала и поддерживает в Интернете вебсайт (адрес: www.doseinfo-radar.com), откуда можно получить оценки доз внутреннего и внешнего облучений. Большая часть данных доступна для прямой загрузки. Дозовые факторы преимущественно для р/н, предсталяющих интерес для ЯМ, сделаны сейчас доступными для распространения с программным обеспечением MIRDOSE [35], но сами факторы никогда не публиковались. Ситуация несколько изменилась с выходом моно-

графии Стабина [24], в которой дозовые факторы приводятся частично (в основном для 99mTc).

Сайт RADAR обеспечивает данными по схемам распада и дозовым факторам в геометрии фантомов Кристи и Еккермана для более чем 800 р/н [38]. Данные по дозовым факторам определяются на базе принципов, описанных в работе [25] и рассмотренных в настоящей главе.

Контрольные вопросы

1.Почему радиационная дозиметрия в ядерной медицине является в основном расчетной?

2.Какие международные организации оказали наибольшее влияние на развитие радиационной дозиметрии в ядерной медицине и в каких направлениях?

3.Охарактеризуйте особенности дозиметрии на разных стадиях разработки и внедрения РФП.

4.Какие величины входят в главное уравнение внутренней дозиметрии для расчета поглощенной дозы и как они связаны в этом уравнении?

5.Как определяется во внутренней дозиметрии кумулятивная доза?

722

6.Для чего создавались дозиметрические системы и в чем различие между ними?

7.Охарактиризуйте основные особенности метода Маринелли– Квимби–Хайна.

8.Какие величины входят в первоначальное уравнение подхода

MIRD?

9.Что такое S-фактор?

10.Как определяется S-фактор?

; Ei ,t) и как она

13.В каких случаях желательно учитывать вклад в дозу от тормозного излучения?

14.Каким образом учитывается изменение S-фактора при изменении масс области мишени и области источника?

15.Как определяется нормированная кумулятивная активность и

вчем удобство использования этого понятия?

16.Чем отличается целевая направленность метода ICRP от мето-

да MIRD?

17.Какие величины входят в формулу для определения дозового эквивалента в ICRP в системе II?

18.Какие величины входят в формулу для определения дозового эквивалента в ICRP в системе 30?

19.Какой физический смысл имеет SEE(T ← S) в ICRP в си-

стеме 30?

20.Рассчитайте поглощенную дозу в щитовидной железе у пациента, страдающего гипертиреозом, после инъекции ему 30 мКи 131I,

предполагая 60 %-ное усвоение, биологический период полувыведения 4 дня и значение величины S = 2,2×10-2 рад/(мкКи·ч).

21.Определите какие из нижеперечисленных величин и параметров влияют на значение поглощенной фракции для радионуклида, испускающего γ-излучение: а) энергия фотонов; б) форма органамишени; в) элементный состав органа-мишени; г) количество радиоактивности в органе-источнике; д) форма органа-источника.

22.Зависит ли средняя поглощенная доза на единицу кумулятивной активности от нижеперечисленных величин и параметров: а)

723

поглощенная фракция; б) масса мишени; в) энергия фотонов; г) количество испускаемых фотонов?

23.В чем принципиальное отличие воксельных фантомов от антропоморфных фантомов?

24.Как определяется эффективное время полувыведения р/н?

25.Что такое резидентное время?

26.Рассчитайте кумулятивную активность в органе-источнике весом 55 г, содержащим 3 мКи (111 МБк) 99mTc (Tp = 6 ч) и период

биологического полувыведения Tb =14 ч.

27. Орган-мишень имеет массу 35 г и содержит 1 мКи (37МБк) р/н, испускающего β-частицы с 1 =0,3 г·рад/(мкКи·ч) и φ =1,0, и

γ-излучение с 2 =0,2 г·рад/(мкКи·ч) и φ =0,35. Определите среднюю поглощенную дозу на единицу кумулятивной активности.

28.При облучении внешним пучком быстрых нейтронов в 3 г ткани поглощается 360 эрг энергии. Определите поглощенную дозу

врад и сГр, и эквивалентную дозу в сЗв.

29.Источник излучения активностью 20 мКи (370 МБк), испускающий два вида излучения со взвешивающими коэффициентами WR =1 и 10, создает поглощенную дозу в органе А, равную 10 сГр,

воргане Б, равную 5 сГр, в органе В, равную 6 сГр. Определить

эффективную дозу, если взвешивающие коэффициенты WT для каждого органа равны 0,30; 0,22 и 0,46 соответственно.

30.Для расчета каких задач предназначены программные ком-

плексы MIRDOSE и OLINDA?

31.С какой целью создана система RADAR?

Список литературы

1.ICRP (1977) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 26. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

2.ICRP (1987) Biokinetics and dosimetry: general considerations – ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

3.ICRP (1991) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 60. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

724

4.ICRP (2007) Recommendations of the International commission on radiological protection – ICRP publication 103. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

5.ICRP (1979) Limits for intakes of radionuclide workers – ICRP publication 103. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

6.ICRP (1994) Human respiratory tract model for radiological protection – ICRP publication 66. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

7.ICRP (1995) Basic anatomical and physiological data for use in radiation protection: skeleton – ICRP publication 70. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

8.ICRP (2006) Human alimentary tract model for radiological protection – ICRP publication 100. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

9.ICRP (1991) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 1 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

10.ICRP (1998) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 2 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

11.ICRP (2008) Radiation dose to patient from radiopharmaceuticals: addendum 3 to ICRP publication 53. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

12.ICRP (1975) Report on the task group on reference man – ICRP publication 23. International commission on radiological protection. Pergamon. Oxford.

13.Loevinger R., Berman M. A shema for absorbed-dose calculations for biologically-distributed radionuclides – MIRD pamphlet number 1 // J. Nucl. Med. V. 9 (suppl. 1), 1968. P. 7 – 120.

14.Bolch W.E., Eckerman K.F., Sgouros G., Tomas S.P. MIRD pamphlet number 21: a generalized schema for radiopharmaceutical dosimetry – standardization of nomenclature // J. Nucl. Med. V. 50. 2009. P. 477 – 4820.

15.McParland. Nuclear medicine radiation dosimetry. Advanced theoretical principles // Springer. 2010.

16.Marinelli L.D. Dosage determination with radioactive isotopes // Am. J. Roentgen Radium Therapy. V. 47. 1942. P. 210 –216.

725

17.Marinelli L.D., Quimby E.H., Hine G.J. Dosage determination with radioactive isotopes I. Fundamental dosage formulae // Nucleonics. V. 2. 1948. P. 56 – 66.

18.Marinelli L.D., Quimby E.H., Hine G.J. Dosage determination with radioactive isotopes II. Practical considerations in therapy and protection // Nucleonics. V. 2. 1948. P. 56 – 66.

19.Hine G., Brownell G. Radiation dosimetry / New York. 1956. Academic Press.

20.Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующего излучения. Справочник / 4-е издание. М.: Энергоатомиздат.1995.

21.Loevinger R., Budinger T., Watson E. MIRD primer for absorbed dose calculations // New York. 1988. Society of Nuclear Medicine.

22.Watson E.E., Stabin M.G., Siegel J.A. MIRD formulation // Med. Phys. V. 20. 1993. P. 511 – 5120.

23."S" absorbed dose per unit cumulated activity for selected radionuclides and organs // MIRD pamphlet no.11. New York. 1975. Society of Nuclear Medicine.

24.Stabin M.G. Fundamental of nuclear medicine dosimetry // New York. 2008. Springer.

25.Stabin M.G., Siegel J.A. Physical models and dose factors for use in personal dose assessment // Health Phys. V. 85. 2003. P. 294 – 310.

26.Williams L.,Wong J., Findley D., Forell B. Measurement and estimation of organ bremsstrahlung radiation dose // J. Nucl. Med. V. 30. 1989. P. 1373 – 1377.

27.Stabin M.G., Eckerman K.F., Ryman J.C., Williams L.E. Bremstrahulung radiation dose in yttrium-90 therapy applications // J. Nucl. Med. V. 35. 19920. P. 1377 – 1380.

28.ICRP (1960) Report of committee II on permissible dose for internal radiation – ICRP Publication II // Health Phys. V. 3. 1960. P. 1 – 380.

29.ICRP (1979) Limits for intakes of radionuclides by workers – ICRP Publication 30 // New York. 1979. Pergamon Press.

30.Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений. М.: Энергоатомиздат,1989.

31.Snyder W., Ford M., Warner G., Watson S. "S," absorbed dose per unit cumulated activity for selected radionuclides and organs // MIRD Pamphlet 11. New York. 1975. Society of Nuclear Mtdicine.

726

32.Snyder W., Ford M., Warner G.,Fisher H. MIRD Pamphlet no. 5: Estimation of absorbed fractions for monoenergetic photon sources uniformly distributed in various organs of a heterogeneous phantom // J. Nucl. Med. V. 3 (suppl). 1969. P. 7 – 52.

33.Cristy M., Eckerman K. Specific absorbed fractions of energy at various ages from internal photon sources // ORNL/TM-8381V1-V7. Oak Ridge. Tenn. 1987. OaK Ridge National Laboratory.

34.Mathematical models and specificabsorbed fractions of photon energy in the nonpregnant adult female and at the end of each trimester of pregnancy / M. Stabin, E. Watson, M. Cristi et al // ORNL/TM-12907. Oak Ridge.Tenn. 1995. Oak Ridge National Laboratory.

35.Stabin M.G. MIRDOSE: personal computer software for internal dose assessment in nuclear medicine // J. Nucl. Med. V. 37(3). 1996. P. 538 – 546.

36.Stabin M.G., Sparks R.B. MIRDOSE4 does not exist // J. Nucl. Med. V. 40 (suppl.). 1999. P. 309.

37.Radar – the radiation dose assessment resource. An online source of dose information for nuclear medicine and occupational radiation safety / M. Stabin, J. Siegel, J. Hunt et al // J. Nucl. Med. V. 42(5). 2001. P. 243.

38.Stabin M.G., da Luz P.L. New decay data for internal and external dose assessment // Health Phys. V. 83(4).2002. P. 471 – 475.

727

Глава 21. Некоторые вопросы микродозиметрии

1. Введение

Классическое определение дозы применимо к существенно большим объёмам вещества, и доза представляет среднюю макроскопическую величину процессов энергопоглощения ионизирующего излучения. Оно неприменимо в случае малого количества облучаемого вещества (атомов, молекул или других структурных единиц), где велики случайные флуктуации поглощенной энергии.

Микроскопическое распределение поглощенной энергии ионизирующего излучения в ограниченных объёмах вещества и установление связи между параметрами микродозиметрических распределений и радиационноиндуцированными эффектами – сфера задач микродозиметрии. Пространственные и временные дискретные события передачи энергии малым объёмам вещества играют существенную роль в интерпретации радиационных эффектов в различных областях исследований (радиобиология, радиационная химия, твердотельные структуры).

Величины стохастических флуктуаций поглощенной в объёме энергии частиц зависит от его размера, энергии заряженных частиц, линейной потери энергии (ЛПЭ) и от величины поглощенной дозы. Детали процесса поглощения энергии в облучаемой среде необходимы для интерпретации механизма радиационных эффектов.

В микродозиметрии облучаемые объёмы вещества различных структур (микрообъёмы) имеют типичные линейные размеры ~ 1

мкм.

Как переданная микрообъёму энергия частиц, так и поглощенная энергия, являются случайными величинами с некоторыми вероятностными распределениями. Чем меньше микрообъём, меньше значение макроскопической дозы и больше величина линейной потери энергии, тем значительнее флуктуации поглощенной энергии относительно среднего значения дозы. Учет этих флуктуаций различных дозиметрических величин с целью интерпретации эффек-

728

тов воздействия ионизирующего излучения на различные структуры живой и неживой природы – цель микродозиметрии.

Наличие чувствительных микроструктур в облучаемых объектах (биологических, элементах микросхем, твердотельных детекторах и т.д.) определяет закономерности поглощения энергии ионизирующего излучения и соответствующие количественные параметры пострадиационных изменений

2. Микродозиметрические величины и распределения

В микродозиметрии с учетом специфики решаемых задач в качестве основных величин, отражающих стохастический характер взаимодействия частиц с веществом микрообъектов, используются следующие величины:

поглощенная энергия (энерговыделение) ε ; линейная энергия y ;

удельная энергия z.

Удельная энергия z как мера поглощенной энергии в случае единичного события передачи энергии или при облучении определяется следующим отношением:

где ε – поглощенная энергия в массе вещества m; эта величина является микродозиметрическим аналогом поглощенной дозы.

Энергия, передаваемая веществу на единице пути траектории заряженной частицы, определяется величиной линейных потерь

Величина L является макроскопической, аналог её в случае единичного случайного события передачи энергии ε в малом объёме

со средней длиной хордыl определяется как линейная энергия y :

729

За вычетом суммарной кинетической энергии частиц (электронов) с энергией больше , покидающих объём, в котором реализуется взаимодействие первичной частицы, используется величина

где Scol – полная ионизационная тормозная способность частиц и

В микродозиметрии основными являются две функции: плотность вероятности линейной энергии f(y) и поглощенной энергии dy от линейной энергии y.

Частицы, взаимодействующие с микрообъёмом вещества, могут передавать ему различные значения энергии, формируя спектр линейных энергий f(y). Дозовое распределение d(y) характеризует долю поглощенной энергии со значением соответствующей микродозиметрической величины и определяется как нормированное распределение произведения y f(y):

Частотные распределения определяет частоту реализации конкретного значения микродозиметрической величины:

Среднее значение этой стохастической величины равно дозе D. Определяется также средняя удельная энергия одного события

730