Измерение поглощенной ионизирующей радиации и дозиметрия.

Введение

Измерение поглощенного ионизирующего излучения

Дозиметрия излучения в области физики здоровья и радиационной защиты – это измерение, расчет и оценка дозы ионизирующего излучения, поглощенной объектом, как правило, человеческим организмом. Это относится как к внутреннему облучению, вызванному поступлением с пищей или вдыханием радиоактивных веществ, так и к внешнему облучению, вызванному источниками излучения. Оценка внутренней дозиметрии опирается на различные методы мониторинга, биоанализа или радиологической визуализации, в то время как внешняя дозиметрия основана на измерениях с помощью дозиметра или на данных, полученных другими приборами радиационной защиты. Дозиметрия излучения широко используется для радиационной защиты, регулярно применяется для контроля за состоянием здоровья работников, подвергающихся воздействию радиации, как в ожидаемых, так и в непредвиденных ситуациях, например, при ликвидации последствий радиологических аварий на Три Майл Айленд, в Чернобыле или на Фукусиме. Доза, получаемая населением, измеряется и рассчитывается на основе различных показателей, таких как измерения гамма-излучения в окружающей среде, мониторинг радиоактивных частиц и определение уровня радиоактивного загрязнения. К другим важным областям дозиметрии излучения относятся медицинская, где контролируется необходимая поглощенная доза при лечении и любая сопутствующая поглощенная доза, и экологическая, например, мониторинг радона в помещениях.

Внешняя доза

Существует несколько способов измерения поглощенных доз ионизирующего излучения. Люди, контактирующие с радиоактивными веществами в профессиональной деятельности или подвергающиеся риску облучения, обычно носят с собой персональные дозиметры. Они специально разработаны для регистрации и индикации полученной дозы. Традиционно это были значки, закрепляемые на внешней одежде обследуемого, содержащие фотопленку, известную как дозиметры-пленочные значки. В настоящее время они в значительной степени заменены другими устройствами, такими как термолюминесцентная дозиметрия (TLD), оптически стимулированная люминесценция (OSL) или дозиметры с флуоресцентными ядерными треками (FNTD). В рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите (ICRP) указано, что если персональный дозиметр носится в положении на теле, отражающем его облучение, и предполагается облучение всего тела, то значение персонального эквивалента дозы Hp(10) достаточно для оценки эффективной дозы, пригодной для радиационной защиты. Персональный эквивалент дозы – это величина излучения, специально предназначенная для использования в измерениях излучения персональными дозиметрами. Дозиметры считаются «юридическими дозиметрами», если они одобрены для использования при регистрации индивидуальных доз в регуляторных целях. В случаях неравномерного облучения такие персональные дозиметры могут не отражать дозу, полученную определенными участками тела, поэтому в этих областях используются дополнительные дозиметры. Широкое распространение получили электронные персональные дозиметры (EPD), использующие полупроводниковую детекцию и программируемую процессорную технологию. Они носятся как значки, но могут отображать мгновенную дозиметрическую мощность и подавать звуковой и визуальный сигнал тревоги при превышении дозиметрической мощности или общей накопленной дозы. Значительный объем информации о зарегистрированной дозе и текущей дозиметрической мощности может быть немедленно предоставлен пользователю через локальный дисплей. Они могут использоваться как основной автономный дозиметр или в качестве дополнения к другим устройствам. ЭПД особенно полезны для мониторинга дозы в реальном времени, когда ожидается высокая дозиметрическая мощность, что позволяет ограничить время облучения. В определенных ситуациях дозу можно оценить по показаниям стационарных приборов в зоне, где работал человек. Это обычно используется только в том случае, если персональный дозиметр не был выдан, поврежден или утерян. Такие расчеты основываются на пессимистичной оценке вероятной полученной дозы.

There are several ways of measuring absorbed doses from ionizing radiation. People in occupational contact with radioactive substances, or who may be exposed to radiation, routinely carry personal dosimeters. These are specifically designed to record and indicate the dose received. Traditionally, these were lockets fastened to the external clothing of the monitored person, which contained photographic film known as film badge dosimeters. These have been largely replaced with other devices such as Thermoluminescent dosimetry(TLD), optically stimulated luminescence(OSL), or Fluorescent Nuclear Tract Detector(FNTD) badges. The International Committee on Radiation Protection (ICRP) guidance states that if a personal dosimeter is worn on a position on the body representative of its exposure, assuming whole body exposure, the value of Personal Dose Equivalent Hp(10), is sufficient to estimate an effective dose value suitable for radiological protection. Personal Dose Equivalent is a radiation quantity specifically designed to be used for radiation measurements by personal dosimeters. Dosimeters are known as "legal dosimeters" if they have been approved for use in recording personnel dose for regulatory purposes. In cases of non uniform irradiation such personal dosimeters may not be representative of certain specific areas of the body, where additional dosimeters are used in the area of concern. A number of electronic devices known as Electronic Personal Dosimeters (EPDs) have come into general use using semiconductor detection and programmable processor technology. These are worn as badges but can give an indication of instantaneous dose rate and an audible and visual alarm if a dose rate or a total integrated dose is exceeded. A good deal of information can be made immediately available to the wearer of the recorded dose and current dose rate via a local display. They can be used as the main stand alone dosimeter, or as a supplement to other devices. EPD's are particularly useful for real time monitoring of dose where a high dose rate is expected which will time limit the wearer's exposure. In certain circumstances, a dose can be inferred from readings taken by fixed instrumentation in an area in which the person concerned has been working. This would generally only be used if personal dosimetry had not been issued, or a personal dosimeter has been damaged or lost. Such calculations would take a pessimistic view of the likely received dose.

Внутренняя доза

Внутренняя дозиметрия используется для оценки эффективной дозы, обусловленной поступлением радионуклидов в организм человека.

Медицинская дозиметрия

Медицинская дозиметрия – это расчет поглощенной дозы и оптимизация доставки дозы при лучевой терапии. Этим обычно занимается профессиональный медицинский физик, прошедший специализированное обучение в этой области. Для планирования лучевой терапии излучение, испускаемое источниками, обычно характеризуется с помощью кривых процентной глубинной дозы и профилей дозы, измеренных медицинским физиком. В лучевой терапии трехмерные распределения дозы часто оцениваются с использованием метода, известного как гелевая дозиметрия.

Дозиметрия окружающей среды

Экологическая дозиметрия применяется в тех случаях, когда существует вероятность получения значительной дозы облучения от окружающей среды. Примером является мониторинг радона. Основным источником радиационного воздействия на население является естественный газ радон, составляющий около 55% годовой фоновой дозы. По оценкам, радон вызывает 10% случаев рака легких в Соединенных Штатах. Радон – это радиоактивный газ, образующийся в результате распада урана, который содержится в земной коре в различных количествах. В определенных географических районах, из-за геологических особенностей, постоянно образуется радон, проникающий на поверхность Земли. В некоторых случаях доза может быть значительной в зданиях, где газ может накапливаться. Для оценки дозы, которую могут получить люди, находящиеся в здании, используются различные специализированные методы дозиметрии.

Мониторинг радиационного воздействия

Записи результатов юридической дозиметрии обычно хранятся в течение определенного периода времени, зависящего от законодательных требований страны, в которой они применяются. Мониторинг радиационного воздействия в медицине – это практика сбора информации о дозах от радиологического оборудования и использования этих данных для выявления возможностей снижения ненужного облучения пациентов. Для применения в области радиационной защиты и дозиметрической оценки Международная комиссия по радиационной защите (ICRP) и Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям (ICRU) опубликовали рекомендации и данные, используемые для проведения соответствующих расчетов.

Эквивалентная доза

Поглощенная доза, необходимая для получения определенного биологического эффекта, варьируется в зависимости от типа излучения, такого как фотоны, нейтроны или альфа-частицы. Это учитывается при расчете эквивалентной дозы (H), которая определяется как средняя доза, полученная органом T от излучения типа R (DT,R), умноженная на коэффициент взвешивания WR. Это сделано для учета относительной биологической эффективности (RBE) данного типа излучения. Поскольку доза усредняется по всему органу, эквивалентная доза редко подходит для оценки острых радиационных эффектов или дозы на опухоль при лучевой терапии. В случае оценки стохастических эффектов, при условии линейной зависимости доза-ответ, такое усреднение не должно оказывать влияния, так как общая переданная энергия остается неизменной. +Коэффициенты взвешивания излучения WR (ранее известные как Q-факторы), используемые для представления относительной биологической эффективности в соответствии с отчетом ICRP 103: Энергия излучения WR (ранее Q) рентгеновские лучи, гамма-лучи, бета-лучи, мюоны 1 нейтроны < 1 МэВ 2.5 + 18.2·e−[ln(E)]²/6 1 МэВ – 50 МэВ 5.0 + 17.0·e−[ln(2·E)]²/6 > 50 МэВ 2.5 + 3.25·e−[ln(0.04·E)]²/6 протоны, заряженные пионы 2 альфа-лучи, продукты ядерного деления, тяжелые ядра 20

Эффективная доза

Эффективная доза – это основная величина дозы в радиационной защите, используемая для установления пределов воздействия с целью поддержания вероятности возникновения стохастических эффектов для здоровья ниже недопустимого уровня и предотвращения реакций тканей. Сложно сравнивать стохастический риск от локализованного облучения различных частей тела (например, рентгенография грудной клетки и КТ головы) или от облучения одной и той же части тела, но с различными схемами воздействия (например, КТ сердца и сцинтиграфия сердца). Один из способов избежать этой проблемы – усреднить локальную дозу по всему телу. Однако проблема этого подхода заключается в том, что стохастический риск возникновения рака варьируется в зависимости от ткани. Эффективная доза E разработана для учета этой вариации путем применения специальных весовых коэффициентов для каждой ткани (WT). Эффективная доза представляет собой эквивалентную дозу для всего тела, которая создает тот же риск, что и локальное облучение. Она определяется как сумма эквивалентных доз для каждого органа (HT), умноженных на соответствующий весовой коэффициент ткани (WT). Весовые коэффициенты рассчитываются Международной комиссией по радиационной защите (ICRP) на основе риска возникновения рака для каждого органа с учетом связанной с этим летальности, качества жизни и потерянных лет жизни. Органы, удаленные от места облучения, получают лишь небольшую эквивалентную дозу (в основном из-за рассеяния) и, следовательно, вносят незначительный вклад в эффективную дозу, даже если весовой коэффициент для этого органа высок. Эффективная доза используется для оценки стохастических рисков для «среднего» человека, представляющего собой усредненные показатели для популяции. Она не подходит для оценки стохастических рисков при индивидуальном медицинском облучении и не используется для оценки острых эффектов радиации. +Весовые коэффициенты для различных органовОрганы Весовые коэффициенты тканей ICRP30(I36)1979 ICRP60(I3)1991 ICRP103(I6)2008 Гонады 0,25 0,20 0,08 Красный костный мозг 0,12 0,12 0,12 Толстая кишка – 0,12 0,12 Легкие 0,12 0,12 0,12 Желудок – 0,12 0,12 Молочные железы 0,15 0,05 0,12 Мочевой пузырь – 0,05 0,04 Печень – 0,05 0,04 Пищевод – 0,05 0,04 Щитовидная железа 0,03 0,05 0,04 Кожа – 0,01 0,01 Поверхность костей 0,03 0,01 0,01 Слюнные железы – – 0,01 Мозг – – 0,01 Остальное тело 0,30 0,05 0,12

Effective dose is the central dose quantity for radiological protection used to specify exposure limits to ensure that the occurrence of stochastic health effects is kept below unacceptable levels and that tissue reactions are avoided. It is difficult to compare the stochastic risk from localised exposures of different parts of the body (e. g. a chest x ray compared to a CT scan of the head), or to compare exposures of the same body part but with different exposure patterns (e. g. a cardiac CT scan with a cardiac nuclear medicine scan). One way to avoid this problem is to simply average out a localised dose over the whole body. The problem of this approach is that the stochastic risk of cancer induction varies from one tissue to another. The effective dose E is designed to account for this variation by the application of specific weighting factors for each tissue (WT). Effective dose provides the equivalent whole body dose that gives the same risk as the localised exposure. It is defined as the sum of equivalent doses to each organ (HT), each multiplied by its respective tissue weighting factor (WT). Weighting factors are calculated by the International Commission for Radiological Protection (ICRP), based on the risk of cancer induction for each organ and adjusted for associated lethality, quality of life and years of life lost. Organs that are remote from the site of irradiation will only receive a small equivalent dose (mainly due to scattering) and therefore contribute little to the effective dose, even if the weighting factor for that organ is high. Effective dose is used to estimate stochastic risks for a ‘reference’ person, which is an average of the population. It is not suitable for estimating stochastic risk for individual medical exposures, and is not used to assess acute radiation effects. +Weighting factors for different organsOrgans Tissue weighting factors ICRP30(I36)1979 ICRP60(I3)1991 ICRP103(I6)2008 Gonads 0.25 0.20 0.08 Red Bone Marrow 0.12 0.12 0.12 Colon – 0.12 0.12 Lung 0.12 0.12 0.12 Stomach – 0.12 0.12 Breasts 0.15 0.05 0.12 Bladder – 0.05 0.04 Liver – 0.05 0.04 Oesophagus – 0.05 0.04 Thyroid 0.03 0.05 0.04 Skin – 0.01 0.01 Bone surface 0.03 0.01 0.01 Salivary glands – – 0.01 Brain – – 0.01 Remainder of body 0.30 0.05 0.12

Доза по сравнению с источником или силой поля

Доза излучения характеризует количество энергии, переданной веществу и/или биологические эффекты, вызванные излучением, и не следует путать её с единицей радиоактивности источника (беккерель, Бк) или интенсивностью потока излучения (флюенс). В статье о зиверте представлен обзор типов доз и методов их расчета. Воздействие источника излучения приводит к получению дозы, величина которой зависит от множества факторов, таких как активность источника, время воздействия, энергия излучения, расстояние до источника и степень защиты от излучения.

Фонное излучение

Средняя мировая фоновая доза для человека составляет около 3,5 мЗв в год, главным образом за счет космического излучения и природных изотопов в земной коре. Основным источником радиационного воздействия на население является естественный радон, который составляет примерно 55% годовой фоновой дозы. По оценкам, радон вызывает 10% случаев рака легких в Соединенных Штатах.

Нормы калибровки измерительных приборов

Поскольку человеческий организм состоит примерно на 70% из воды и имеет общую плотность около 1 г/см³, измерение дозы обычно рассчитывается и калибруется как доза на воду. Национальные лаборатории стандартов, такие как Национальная физическая лаборатория Великобритании (NPL), предоставляют калибровочные коэффициенты для ионизационных камер и других измерительных приборов для преобразования показаний прибора в поглощенную дозу. Лаборатории стандартов функционируют как первичные стандарты, которые обычно калибруются абсолютной калориметрией (нагревом веществ при поглощении ими энергии). Пользователь отправляет свой вторичный стандарт в лабораторию, где он подвергается воздействию известного количества излучения (полученного из первичного стандарта), и выдается коэффициент для преобразования показаний прибора в эту дозу. Затем пользователь может использовать свой вторичный стандарт для получения калибровочных коэффициентов для других используемых им приборов, которые становятся третичными стандартами или полевыми приборами. В NPL используется графитовый калориметр для абсолютной фотонной дозиметрии. Графит используется вместо воды, поскольку его удельная теплоемкость в шесть раз меньше, чем у воды, и поэтому повышение температуры в графите в шесть раз выше, чем в воде, что обеспечивает более точные измерения. Существуют значительные трудности в изоляции графита от окружающей среды для измерения незначительных изменений температуры. Летальная доза радиации для человека составляет приблизительно 10–20 Гр. Это 10–20 джоулей на килограмм. Следовательно, кусок графита объемом 1 см³ и весом 2 грамма поглотит около 20–40 мДж. При удельной теплоемкости около 700 Дж·кг⁻¹·К⁻¹, это соответствует повышению температуры всего на 20 мК. Дозиметры в лучевой терапии (линейные ускорители частиц при внешней лучевой терапии) регулярно калибруются с использованием ионизационных камер, диодной технологии или гелевых дозиметров.

Количества, связанные с излучением

В следующей таблице представлены величины радиации в единицах СИ и внесистемных единицах. Хотя Комиссия по ядерному регулированию США допускает использование единиц Кюри, рад и рем наряду с единицами СИ, директивы Европейского Союза об единицах измерения требовали постепенного отказа от их использования в "целях охраны здоровья населения" к 31 декабря 1985 года.