Отечественные рутениевые терапевтические источники бета-излучения_Тимофеев_Л.В

Сигнальный экземпляр

Парциальные дозные распределения Pi(x) рассчитывались двухгрупповым методом для следующей последовательности чередующихся сферических слоев гетерогенной системы: стальное основание корпуса офтальмеоаппликатора, матрица (материал которой эквивалентен стали по дозиметрическим характеристикам) со со90Sr + 90Y, стальная крышка и, наконец, мягкая биологическая ткань. Отпуская все промежуточный выкладки расчета приводим окончательное выражение для Piот каждого парциального спектра:

Таким образом, мощность дозы P(x) на расстоянии «х» от источника со 90Sr + 90Yсогласно // равна следующей позиции мощностей доз Pi(х)от трех спектральных квазиравновесных составляющих:

Где ai парциальный вес i-го (i = 1,2,3)квазиравновесного спектра в разложении спектра 90Sr + 90Y.

Парциальные дозные распределения Pi(x) рассчитывались двухгрупповым методом для следующей последовательности чередующихся сферических слоев гетерогенной системы: стальное основание корпуса офтальмеоаппликатора, матрица (материал которой эквивалентен стали по дозиметрическим характеристикам) со со90Sr + 90Y, стальная крышка и, наконец, мягкая биологическая ткань. Отпуская все промежуточный выкладки расчета приводим окончательное выражение для Piот каждого парциального спектра:

Здесь Pi(х) мощность дозы в ткани глаза на расстоянии х (мг·см-2) от поверхности аппликатора по центру его активной части; индексы С и Tобозначают принадлежность параметров, входящих в формулу, к различным средам гетерогенной системы: С сталь, T ткань; Wот среднее по парциальному спектру значение тормозной способности мягкой ткани (кэВ мг-1 см2); τ величина удельной активности радионуклида (мг-1сек-1); коэффициент, характеризу-

121

ющий поглощение нерассеянной части флюенса электронов; коэффициент поглощения диффузионной части флюенса (мг-1см2); F функция Кинга, затабулированная, например, в (7); D коэффициент диффузии для диффузионного флюенса (мг см-2); R радиус кривизны рабочей поверхности аппликатора (R = 14 мм = 1400 мг см-2 мягкой ткани); ho толщина крышки аппликатора (ho= 117 мг см-2 стали), h толщина матрицы (h = 122 мг см-2).

Величины, необходимые для расчета параметров приведены в таблице для двух первых квазиравновесных спектров, входящих в разложение спектра 90Sr

+90Y (см. формулу (2)). Дело в том, что бета-частицы последнего третьего

спектра вследствие своей низкой граничной энергии практически полностью поглощаются материалом крышки аппликатора и поэтому при расчете не учитываются.

На рис.8 представлены глубинные дозные распределения в ткани глаза (по центру зоны офтальмоаппликаторов), полученные экспериментальным (сплошная кривая) и расчетным (штриховая линия) методами1. Как следует из рис.8, результаты расчетов и измеоений отличаются не более, чем на ±15% для всего практически значимого диапазона расстояний от поверхности аппликаторов, т.е. для всех расстояний, где поглощается более 90% энергии радионуклида. Полученное согласие данных, по-видимому, свидетельствует о коректности проведенных исследований дозных полей офтальмологическихаппликаторов.

Центральная часть относительных дозных распределений от большинства типов аппликаторов одинакова. Исключения составляют аппликаторы типа С1, С2, С7 и С13 С16, дозное поле которых спадает более круто с увеличением расстояния от источника из-за малой площади активной зоны.

122

Сигнальный экземпляр

3.6. Эталонные дозиметрические источники. Метрологическое сопровождение разработок и применения рутениевых источников

Проект авторской заявки на изобретение Изобретение относится к области метрологии ионизирующих излу-

чений и может быть использовано для сохранения, передачи и определения значений дозиметрических параметров закрытых терапевтических источников бета-излучения (ЗТИБИ). Кроме того, оно может быть применено для решения некоторых задач радиационной безопасности, в частности, для поверки (градуировки) дозиметрических приборов.

В лучевой терапии опухолевых и некоторых неопухолевых заболеваний успешно применяются закрытые радионуклидные источники бетаизлучения/I/. Основной радиационной характеристикой, определяющей эффективность лечебного действия подобных источников, является создаваемая источником в биологической ткани мощность поглощённой дозы бетаизлучения. При определении основных дозиметрических характеристик ЗТИБИ необходимо стремиться к наиболее высокой точности их измерения, ибо облучению организма сопутствует серия технических процедур, при которых погрешности в отпускаемой пациенту дозе накапливаются, что отрицательно влияет на эффективность лучевой терапии.

Аттестацию радионуклидных источников удобно проводить, особенно в производственных условиях, относительным методом ( методом сличения), с помощью специально колиброванных, в частности – образцовых мер( источников) различных разрядов, используемых для передачи размера единиц от эталонов к рабочим мерам и приборам. В Советском Союзе и за рубежом разработаны образцовые источники альфа-, бета-, гамма- и нейтронного излучений, а также образцовые растворы ряда радионуклидов /2,3/. В зависимости от назначения образцовые растворы и источники аттестуются по одной или более из нижеперечисленных характеристик: активность радионуклида в источнике, поверхностная активность и поток ионизирующего излучения, энергия фотонного излучения и частиц, мощность экспозиоционной дозы и некоторым другим.

Однако источников излучения, образцовых по мощности поглощённой дозы бета-излучения в материале, эквивалентном мягкой биологической ткани, к настоящему моменту не имеется.

Для измерения дозиметрических характеристик ЗТИБИ используют различные экспериментальные методы прямых измерений – ионизационный, сцинтилляционный, фото-метод и др. /4/. Наиболее высокая точность абсолютных измерений МПД бета-излучения обычно достигается с помощью ионизационной экстраполяционной плоскопараллельной камеры /5/. Однако подобные измерения, как правило, трудоёмки, и осуществляются в основном на уникальных эталонных установках.

123

Отметим попутно, что в состав эталонных установок должны входить средства, обеспечивающие хранение единиц МПД, контроль условий хранения и стабильности измерений, а также передачу размера единиц МПД другим средствам измерений.

При массовом выпуске ЗТИБИ удобны для измерений сцинтилляционные дозиметры. В этом случае требуется переносить единицу МПД с эталона на рабочее средство измерения, каким и является сцинтилляционный дозиметр.

При решении частных задач, например, при аттестации серийных офтальмоаппликаторов (ОА) с 90Sr+90Y значение МПД бета-излучения переносят на OA с помощью компаратора с терапевтического с теми же радионуклидами и близкого по конструкции , но плоской геометрии источника /6/, дозиметрические характеристики которого предварительно изучены с помощью ионизационной экстраполяционной камеры.

Погрешность измерения основных дозиметрических параметров ЗТИБИ в подобных случаях бывает не меньше 20% при доверительной вероятности 0,95.

Таким образом, известные способы и средства определения дозиметрических параметров закрытых терапевтических источников бета-излучения за счёт недостаточной точности или большой сложности процедуры измерения снижают качество выпускаемой радиоизотопной продукции (бета-источников)

иэффективность контактной терапии, а также не обеспечивают единства измерений соответствующих дозиметрических параметров при при производстве

иприменении ЗТИБИ, либо ведут к высокой трудоёмкости их аттестации.

Эти недостатки в принципе успешно могут быть устранены при использовании метода сличения рабочих бета-источников с обладающими соответствующими дозиметрическими параметрами ,образцовыми источниками , которых, как указано выше, в настоящее время не имеется.

Целью настоящего изобретения является повышение точности и упрощение процедуры измерений дозиметрических параметров ЗТИБИ путём создания набора образцовых дозиметрических источников бета-излучения (ОДИБИ), предназначенных для передачи от эталона и хранения размеров, указанных параметров, аттестации рабочих бета-источников методом сличения. Эта цель достигается тем, что ОДИБИ изготавливаются и калибруются как образцовые по нужным дозиметрическим параметрам, а именно – по значению мощности поглощённой дозы, создаваемой у рабочей поверхности источника, находящегося в контакте с веществом эквивалентным по радиационному подобию мягкой биологической ткани, по поверхностному и глубинному распределению мощности дозы в тканеэквивалентном материале. При этом, для обеспечения аттестации терапевтических бета-источников разного типа и назначения, ОДИБИ выполняются на основе различных радионуклидов, применяемых в ЗТИБИ, обладающих граничными энергиями испускаемого ими бета-излучения в диапазоне от 200 до 3500 кэВ и создающих мощность поглощённых дох в тканеэквивалентной среде от 20 до 300 сГр/мин.

124

Сигнальный экземпляр

Кроме решения главной задачи (повышения точности измерений) применение ОДИБИ обеспечивает упрощение процедуры и сокращение продолжительности определения дозиметрических параметров ЗТИБИ, а также поверки (градуировки) дозиметрической аппаратуры. Набор ОДИБИ, состоящий из источников с радионуклидами, применяемыми в ЗТИБИ, обладающих бетаизлучением разной энергии и создающих разные МДП в рамках приведённых выше диапазонов, позволяет проводить аттестацию и поверку дозиметрических параметров любых используемых в медицинской практике закрытых терапевтических источников бета-излучения.

Кратко охарактеризуем устройство и параметры предлагаемых ОДИБИ. Схематический чертёж опытного образца ОДИБИ приведён на рис.1. Ис-

точник представляет собой плоский диск диаметром 36 мм и толщиной 6 мм. Геометрия источника (форма и размеры) выбрана с учётом того, что Государственный первичный эталон единиц МПД бета-излучения (ГЭТ9-82) и отраслевой рабочий эталон (ВЭТ9-2-84) включает в себя плоскопараллельную ионизационную камеру с собирающими электродами диаметром 3,10,15,20 и 30 мм. Толщина источника оптимальна с точки зрения возможности точного выставления его в строго определённом (аналогичном при многократных измерениях) положении на предметном столе перед входным окном эталонной ионизационной камеры и снижения уровня облучения с нерабочей стороны источника.

Принципиальный вопросвыбор конструктивных материалов ОДИБИ. При этом мы принимали во внимание , что технология должна быть перспективной не только для изготовления ОДИБИ, но по возможности и для терапевтических источников, что позволяет с меньшими потерями в точности проводить аттестацию ЗТИБИ.

Для изготовления матриц опытных образцов ОДИБИ с радионуклидами 204Tl, 90Sr+90Y и 106Ru+106Rh мы использовали радиационностойкие модифицированные ткани на основе кремнеземных пористых волокон /7/. Активная матрица в виде диска диаметром 25 мм и толщиной(0,2+0,5)мм закладывается в полость, образуемую углублениями в крышке и подложке. Радионуклид прочно фиксирован в матрице. Дополнительная герметизация резьбового соединения осущетсвляется эпоксидной композицией.

В целях удобства работы с дистанционными инструментами на боковой поверхности крышки ампулы сделаны два среза (4). Углубления (5) в подложке облегчают сборку источника.

Источник можно применять либо в том виде как он изображён на РИС.1, либо поместив его в специальный контейнер-пенал (см.рис.2) в котором к тому же можно ОДИБИ транспортировать и хранить.

Ампула ОДИБИ типа ТЛ1, СИ1, СИ2, и PP1 изготавливается из Al сплава марки Д-16. Эффективные атомные номера сплава Al и ткани из КПВ, из которой изготавливаются матрицы ОДИБИ и многих терапевтических источников, близки и это позволяет корректно сличать аттестуемые и образцовые источ-

125

ники. В тоже время механические свойства сплава позволяют качественно изготовлять тонкие выходные ока источника, толщиной 0,15 мм (38мг/cм2) при его диаметре 25 мм.

На основании системного анализа результатов медицинских лабораторных испытаний на животных, а также клинического исследования ЗТИБИ различного типа, удалось показать, что в настоящий момент наиболее значимым по значениям мощности поглощённой дозы в бета-терапии является диапазон 20+200 сГр/мин. В качестве базовых мы приняли два номинала МПД: 20 сГр/ мин на рабочей поверхности источника для неопухолевых и 200 сГр/миндля опухолевых заболеваний.

Одним из основных параметров ЗТИБИ является степень равномерности распределения МПД по рабочей поверхности источника, которую можно характеризовать коэффициентом вариации W, определяемым следующим образом: W=(Sn/PO)*100%, где Snсреднее квадратическое отклонение результата измерения мощности дозы в n различных участках на рабочей поверхности источника; Poсреднее арифметическое значение мощности дозы по n участкам поверхности источника. Этот параметр контролируется с помощью специальных устройствприборов, требующих обеспечения поверки работоспособности и воспроизводимости их показаний. Использование в эталонных установках источников с низкими значениями W позволит повысить точность воспроизведения единиц МПД, снизит погрешность при сличениях установок

сразными размерами детекторов.

Вкачестве такого источника предлагается ОДИБИ с технецием-99. Активная матрица источникадиск из металлического технеция-99. Равновесное значение МПД достигается при толщине матрицы в 40 мкм и равно -20 сГр/мин.

Так как матрица в рассматриваемом случае состоит практически только из радиоактивных ядер(атомов), то можно ожидать особо высокой степени равномерности распределения МПД по рабочей поверхности источника. Опыты с 10 источниками показали, что среднее значение коэффициента вариации равно 0,65%. Измерения проводились в 25 точках цилиндрическим детектором с диаметром 2,5 мм.

Среднее значение МПД равно 20,24 сГр/мин и полностью соответствует медицинским требованиям по этому параметру.

Реальное использование опытных образцов ОДИБИ уже позволило повысить точность сличения рабочих эталонов с государственным до 1,5%; снизить погрешность рабочих средств аттестации ЗТИБИ до 12% в широком диапазоне по энергии и по МПД для большого числа различных типов источников. Это позволяет достичь мирового уровня качества аттестации радиационной продукции (ЗТИБИ), а в отдельных случаях и превысить его. Опытные образцы ОДИБИ фактически использовались при ликвидации последствий аварии на ЧАЭС.

Предложенное техническое решение является новым. Подобные источники не упоминаются в каталогах отечественных предприятий и зарубежных фирм, выпускающих радионуклидные источники излучения, а описанные в

126

Сигнальный экземпляр

данной заявке основные отличительные признаки устройства, определяют его существенные, принципиальные отличия от известных образцовых радионуклидных источников, придающие образцовому источнику бета-излучения указанные в заявке новые свойства.

Формула изобретения.

П.1. Образцовый источник бета-излучения для аттестации рабочих источников методом сличения, состоящий из радиоактивной матрицы в герметичной оболочке, отличающейся тем, что с целью повышения точности, достоверности, упрощение процедуры и сокращения продолжительности определения дозиметрических параметров терапевтических бета-источников, источник выполняется в виде устройства, содержащего в его матрице тот или иной радионуклид из числа обладающих граничными энергиями их бета-излучения от 200 до 3500 кэВ, и калибруется как образцовый по основным дозиметрическим параметрамзначению мощности поглощённой дозы, создаваемой у его рабочей поверхности, поверхностному и глубинному распределению дозы в контактирующем с источником материале эквивалентном мягкой биологической ткани.

П.2. Образцовый дозиметрический источник бета-излучения по п.1, отличающийся тем, что с целью обеспечения проверки работоспособности и воспроизводимости показаний аппаратуры, предназначенной для контроля равномерности распределения МПД по поверхности закрытых бета-источников, образцовый источник с особо высокой степенью равномерности распределения мощности дозы по его рабочей поверхности выполняется на основе техне- ция-99 в виде металлической фольги.

Авторы заявки: Тимофеев Л.В.; Бочкарев В.В.

Плоские источники для метрологического сопровождения разработок изготавливались из технециевой фольги оптимальной толщины 25 мкм, напаянной на плитку из нержавеющей стали в виде квадратов размером (50х50)мм2 и (200х150)мм2 и круга диаметром 25мм.

Значение мощности поглощённой дозы (МПД) бета-излучения на поверхности блока из тканеэквивалентного материала, находящегося в контакте с источником, измерялось с помощью рабочего ( вторичного ) эталона единиц ПД и МПД и ВЭТ-9-2-84 (ФМБЦ) и Государственного эталона ………( Ин-у метрологии им. Д.И.Менделеева, С.-П.). Значение МПД, усреднённое по десяти образцам источников оказалось равным ( 20.2-+.2) сГр/мин. Удивляет фант, что ранее рекомендованное значение клиницистами [ ] номинальное значение МПД на поверхности прометиевого офтальмоаппликатора равно 20 сГр/ мин. Заметим, что для технеция это и максимально возможное значение МПД, ибо матрица состоит практически из одних атомов технеция ( без примесей ) и толщина источника оптимальна в плане увеличения дозы с изменением её толщины. А тогда значение МПД можно рассчитать по формуле ДО~=0,5RE~/ (A.T1/2),где А- оптимальная масса=99, Е~ -средняя энергия бета-частиц =

127

96кэВ, R-значение R зависит от выбора единиц измерения. ДО~-29СгР/МИН. Покрытие тонким слоем лака источников приводит к некоторому рас-

хождению значений МПД, измеренных и рассчитанных.

Далее, если матрица состоит из одних активных атомов, то значение МПД можно оценивать для плоских источников простым взвешиванием (Л.В.Тимофеев, В.А.Баженов).

Образцовый дозиметрический источник бета-излучения

Разработана Методика тестирования по поглощенной дозе бета-излучения контактным способом тонкослойных (h=0,1мм или 10мг/см2) термолюминесцентных детекторов.

Методика не являясь альтернативной, расширяет возможности и повышает точность существующих способов. Число термолюминесцентных детекторов, применяемых в различных отраслях народного хозяйства страны, увеличивается с каждым годом. Одновременно возрастают требования к надежности результатов их тестирования (поверки). Расширяется парк дозиметрических приборов.

Тестирование - определение чувствительности по поглощенной дозе (или функции отклика детектора на облучение) вновь разрабатываемых ТЛД или оценка сохранения характеристик очередных изготовляемых партий серийно выпускаемых и прошедших испытания детекторов, а также партий детекторов в процессе их эксплуатации.

128

Сигнальный экземпляр

Тестирование проводится на предприятиях, разрабатывающих тонкослойные детекторы перед представлением их на испытание с целью утверждения типа или на предприятиях, использующих тестирование для предварительного контроля перед представлением на поверку.

Представленная Методика основана на применении разработанных в нашем Институте совместно ИФХАНР градуировочных (образцовых) источников бета-излучения с радионуклидом Технеций -99 (Егр = 296,4кэВ).

Отличительные параметры источников следующие.

Высокая степень равномерности распределения МПД по рабочей поверхности источников (=95%); сходимость результатов измерения МПД для произвольной выборки из 10 штук - 1%; возможность изготовления источников с большой развернутой поверхностью (в нашем распоряжении источник с S = (250x150)мм2); возможность упрощения методики аттестации по МПД - путем определения массы активной матрицы; технеций в источнике - невыщелачиваемое вещество (5000 часов в 3% растворе NaCl без перехода металла в раствор и без потери блеска); технеций твердый и прочный материал, начинает окисляться только при t° с >300°.

Источники аттестованы на Государственном эталоне в ВНИИМ (СанктПетербург) и рабочем эталоне в ИБФ. Отработка методики проводилась на детекторах типа ТТЛД-580 (в полиамидной смоле).

Унификация методов тестирования ТЛД, единство измерений, надежность результатов будет способствовать повышению качества термолюминесцентных детекторов, а через них - качества индивидуального дозиметрического контроля.

Методика должна быть введена в действие в 01.01.2007г. Требуются дополнительные мероприятия, в частности, по изготовлению источников.

В последнее время наблюдается определенный застой в разработке аппаратуры для метрологического обеспечения средств измерений ионизирующих излучений.

Внедрение Методики может привлечь внимание разработчиков к технециевым источникам для метрологии, для медицины (лучевая терапия и аттестация бетаисточников), других нужд народного хозяйства (определение содержания угольной пыли в воздухе шахт и т.д.)

Впервые предложен и затем совместно с ИФХ АН СССР и ВНИИМ реализовать набор образцовых дозиметрических источников бета-излучения (ОДИБИ) первого поколения, являющихся мерами МПД бета-излучения.

Источники выполняются с радионуклидами 99Tc, 204Tl, 90Sr+90Y, 106RU + 106Rh; граничные энергии их бета-излучения Егр, в 300, 3500 кэВ; номинальные значения МПД — 20 и 200 сГр/мин. Границы суммарной погрешности результата измерений МПД не превышает (4-7)% при Р=0,95.

Источники ОДИБИ обеспечивают требуемые нормативными документами условия хранения, передачи единиц ПД и МПД от эталонов образцовым и рабочим средствам измерения МПД бета-излучения.

129

ОДИБИ удобны также при решении некоторых задач радиационной безопасности, в частности, для поверки (градуировки) дозиметрических приборов.

Набор является составной частью отраслевой схемы поверки средств измерения дозиметрических параметров ЗТИБИ.

Источники типа ОДИБИ использованы при работах по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС.

Источники типа ОДИБИ выпускались малыми сериями в соответствии с техническими условиями на них. Апробация экспериментальных образцов ОДИБИ проводилась на предприятиях: СНИП приборостроения, Институт Геохимии АН СССР (г. Иркутск), в/ч 55215.

130