II. Дозиметрия ионизирующих излучений

ИИ не обладают запахом, вкусом или какими-либо другими свойствами, позволяющими человеку регистрировать их. Для измерения количественных и качественных характеристик ИИ используются различные методы, основанные на регистрации эффектов взаимодействия излучения с веществом.

Дозиметры - это приборы, предназначенные для измерения дозы или мощности дозы ИИ. В основе этих приборов лежат регистрация и количественная оценка ионизационного, сцинтилляционного, фотографического, химического и других эффектов, возникающих при взаимодействии ИИ с веществом.

Основные группы дозиметров:

Œ Клинические - для измерения ИИ в рабочем пучке. Используют при подготовке к лучевой терапии и в процессе облучения.

 Дозиметры контроля защиты - для измерения мощности дозы рассеянного излучения на рабочих местах (в системе радиационной безопасности). Эти дозиметры должны быть прямопоказывающими.

Ž Индивидуальные - для контроля облучения лиц, работающих в сфере действия ИИ.

Методы дозиметрии:

ü Биологические - основаны на оценке реакций, которые возникают в тканях при облучении их определенной дозой ИИ (эритемная доза, эпиляционная доза, летальная доза). Являются ориентировочными и применяются в основном в экспериментальной радиобиологии.

ü Химические - заключаются в регистрации необратимых химических реакций, происходящих в некоторых веществах под влиянием облучений (радиохимический метод, фотографический метод).

Радиохимический метод - основан на реакции окисления двухвалентного железа в трехвалентное под действием ИИ
(Fe 2+ Fe 3+), что приводит к изменению окраски (прозрачности). Используются ферросульфатные дозиметры. Так как диапазон этих дозиметров очень велик (от 20 до 400 Гр), они используются только для аварийных ситуаций.

Фотографический метод - под действием ИИ происходит почернение рентгеновской пленки, степень которого пропорциональна поглощенной энергии лучей. По плотности почернения можно судить о дозе облучения. Недостатком этого метода является зависимость показаний дозиметра от качественного состава излучения. Точность определения дозы невысока. С помощью фотопленочных дозиметров удобно определять соответствие светового и радиационного поля на аппаратах для лучевой терапии.

ü Физические - основаны на способности ИИ вызывать ионизацию вещества и превращать электрически нейтральный газ в электропроводящую среду (ионизационная камера, газоразрядный счетчик, сцинтилляционный дозиметр, термолюминесцентный дозиметр, полупроводниковые детекторы).

Сцинтилляционные дозиметры . Используются кристаллы йодистого натрия, активированные таллием. При попадании на них ИИ возникают световые вспышки, которые преобразуются в электрические импульсы, усиливаются и регистрируются счетными устройствами. Сцинтилляционные дозиметры не применяются в клинической дозиметрии из-за своего большого объема и высокой чувствительности, что позволяет рекомендовать их использование в дозиметрии защиты.

Термолюминесцентные дозиметры (ТЛД) . Некоторые твердые кристаллические вещества под действием ИИ способны люминесцировать. По интенсивности свечения определяется доза. ТЛД невелики в объеме, являются непрямопоказывающими (доза накапливается в течение какого-то времени). Широко используются в клинической дозиметрии (измерение дозы на больном, в полости тела) и в качестве индивидуальных дозиметров.

Ионизационная камера - это конденсатор. Состоит из двух электродов, пространство между которыми заполнено воздухом. Под действием ИИ воздух ионизируется, возникает электрический ток. По величине силы тока судим о дозе. Дозиметры, основанные на ионизационном методе, в настоящее время наиболее распространены. Широко применяются в клинической дозиметрии, в дозиметрии защиты и индивидуальной дозиметрии.

Газоразрядный счетчик. Также используется ионизационный эффект излучения. Но к электродам газоразрядного счетчика подводят значительно большее напряжение. Поэтому электроны, образующиеся в счетчике при облучении, приобретают большую энергию и сами вызывают массовую ионизацию атомов и молекул газа. Это позволяет регистрировать с помощью газоразрядных счетчиков очень малые дозы ИИ.

Полупроводниковые (кристаллические) дозиметры. Меняют проводимость в зависимости от мощности дозы. Широко используются наряду с ионизационными дозиметрами.

Дозиметрия ионизирующих излучений

Цель работы:

• 
  Ознакомиться с основными понятиями и единицами измерений в дозиметрии и радиационной безопасности.
• 
  Научиться измерять мощность дозы гамма излучения.

Радиоактивные излучения являются неотъемлемой частью мира, в котором мы живем: сама жизнь на Земле возникла на фоне этих излучений. Радиационный фон определяется радиоактивными изотопами ряда химических элементов в горных породах Земли, в почве, воде и воздухе, а также космическим излучением. К основным источникам радиационного фона относятся изотоп калия 40 К и газ радон. Элемент калий широко распространен в земной коре, содержится в строительных материалах и биологических тканях. Изотоп радона 222 Rn является одним из промежуточных продуктов распада природного урана, этот газ выделяется из почвы и стройматериалов и попадает в в воздух жилых помещений. На протяжении биологической истории Земли этот фон присутствовал всегда и существенно не менялся. За последние полвека к естественным источникам радиационного фона человек добавил выпадения после испытаний атомного оружия, радиоактивные отходы атомной промышленности, результаты чернобыльской катастрофы и т.д. С развитием ядерной науки и техники, освоением космического пространства, с одной стороны, возникла опасность облучения человека дозами радиации, значительно превышающими естественный фон, но, с другой стороны, появилась возможность использования ядерных технологий в науке, промышленности, медицине и т.д.

Для количественной оценки степени воздействия ядерных излучений введены специальные дозовые характеристики.

Дозы ионизирующего излучения

Основной физической величиной, принятой в дозиметрии для измерения ионизирующего излучения, является доза излучения. Понятие «доза» допускает два толкования. В соответствии с первой трактовкой доза излучения является количественной характеристикой излучения, в соответствии со второй трактовкой – количественной характеристикой результата взаимодействия излучения с веществом. Приведенный ниже термин «экспозиционная доза» в большей степени соответствует первой трактовке, а термин «поглощенная доза» – второй.

Радиационную обстановку на местности определяет имеющееся там поле ионизирующего излучения, и в первую очередь поле гамма излучения вследствие его большой проникающей способности. Взаимодействуя с воздухом, гамма излучение вызывает его ионизацию, причем уровень ионизации воздуха соответствует интенсивности излучения и может служить характеристикой поля излучения.

Экспозиционная доза X определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных гамма излучением в элементарном объеме воздуха, к массе dm воздуха в этом объеме:

. (1)

Само определение экспозиционной дозы допускает простой и удобный способ ее измерения: для этого достаточно измерить заряд ионов одного знака, образовавшихся в облучаемой воздушной ионизационной камере.

Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ должен быть кулон на килограмм . Однако исторически сложилось так, что экспозиционную дозу обычно выражают во внесистемных единицах – рентгенах .

Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха (это 1см 3 воздуха при нормальных условиях) в результате всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

То, что экспозиционная доза определена только для воздуха и только для фотонного излучения, существенно ограничивает область ее применения. Переход на единицы СИ предполагает изъятие из употребления понятия экспозиционная доза.

Воздействие ионизирующего излучения на вещество зависит как от состава вещества, так и от энергии, переданной излучением этому веществу. Результат воздействия излучения характеризуется поглощенной дозой, определяемой следующим образом.

Поглощенная доза ионизирующего излучения Dравна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

. (2)

В системе СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей .

Грэй равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж.

Вопрос о соответствии между экспозиционной и поглощенной дозами можно ставить только в том случае, если эти дозы создаются гамма излучением в воздушной среде. Даже в этом случае, строго говоря, нет взаимно однозначного соответствия между ними. Одно и то же количество поглощенной воздухом энергии может образовать различное число пар ионов в зависимости от энергии гамма излучения. Тем не менее, это различие невелико и можно говорить, что 1 рентген в среднем соответствует поглощенной в воздухе энергии 87,3 эрг т.е.

1Р ≈ 0,873·10 –2 Гр или 1 Гр ≈ 115 Р.

Любая доза является интегральной по времени характеристикой. Скорость накопления дозы характеризуется понятием мощность дозы – это отношение приращения дозы dD за некоторый промежуток времени dt к этому интервалу времени:

. (3)

Мощность экспозиционной дозы в системе СИ должна выражаться в единицах ампер на килограмм [А/кг]. На практике используется внесистемная единица – рентген в секунду и ее производные: [Р/час], [мР/час], [мкР/час].

Мощность поглощенной дозы в СИ измеряется в единицах грэй в секунду [Гр/с]. Также используются производные единицы – [Гр/мин], [мкГр/час] и т.п.

Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма.

Поглощенная доза радиации, получаемая веществом любого живого организма вследствие естественного радиационного фона Земли, составляет величину порядка 10 –3 Гр/год. Считается, что эта доза не вызывает видимых вредных биологических эффектов. Более того, сама жизнь на Земле возникла, эволюционировала и существует в условиях определенного радиационного фона.

Тем не менее, слишком большие дозы радиации опасны для живых организмов и даже могут привести к смерти.

Механизм действия радиации на молекулярном уровне можно описать следующей последовательностью событий. Частицы излучения, проникающего в биологические ткани, прямо или косвенно вызывают ионизацию многих атомов, отрывая от них электроны. Заряженные частицы (альфа или бета) непосредственно ионизируют атомы своим электрическим полем, электрически нейтральные частицы (гамма или нейтроны) вызывают ионизацию после взаимодействий, в которых образуются вторичные заряженные частицы, электрическое поле которых и вызывает ионизацию.

При ионизации атома от него отрывается электрон, который может свободно перемещаться в веществе. И свободный электрон, и ионизированный атом за время 10  8 сек участвуют в сложной цепи реакций, в результате которых образуются новые молекулы, включая и такие чрезвычайно реакционноспособные, как свободные радикалы. Далее за время 10 –6 сек образовавшиеся свободные радикалы реагируют как друг с другом, так и с другими молекулами и через цепочку реакций, еще не изученных до конца, могут вызвать химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул, необходимых для нормального функционирования клетки. Последующие биохимические изменения могут произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения и явиться причиной немедленной гибели клеток или таких изменений в них, которые могут привести к раку.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии излучение передаст тканям. Переданная энергия полностью определяется поглощенной дозой излучения. Однако поглощенная доза не полностью определяет последствия облучения. Дело в том, что при одинаковой поглощенной дозе альфа излучение или нейтроны гораздо опаснее бета или гамма излучения. Причиной этого является различное пространственное распределение ионизации. При одном и том же общем количестве ионов более высокая их концентрация (например, в треках альфа частиц) представляет и большую опасность для клеток организма.

Если принять во внимание этот факт, для оценки последствий облучения дозу следует умножать на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой , а пересчетный множитель – коэффициентом качества излучения.

Эквивалентная доза ионизирующего излученияН – произведение поглощённой дозы D на средний коэффициент качества K ионизирующего излучения в данном элементе объема биологической ткани стандартного состава

(4)

Численные значения коэффициентов качества для различных излучений приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Коэффициенты качества для различных видов излучений .

Виды излучений	K
Рентгеновское и γ-излучение	1
Электроны и мюоны	1
Нейтроны с энергией:
менее 10 КэВ	5
от 10 КэВ до 100 КэВ	10
от 100 КэВ до 2 МэВ	20
от 2 МэВ до 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
Альфа- частицы, осколки деления, тяжёлые ядра отдачи	20

Единицей измерения эквивалентной дозы излучения является Дж/кг, имеющей специальное название – зиверт (Sv,Зв). Отметим, что для рентгеновского, бета и гамма излучения численные значения поглощенной и эквивалентной дозы совпадают.

Эквивалентная доза более адекватно учитывает возможный ущерб здоровью человека от воздействия ионизирующего излучения произвольного состава. Однако необходимо принять во внимание и тот факт, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к действию радиации, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Для учета неодинаковой чувствительности различных органов к радиации вводится специальная дозовая характеристика - эффективная эквивалентная доза.

Эффективная эквивалентная доза определяется как сумма произведений эквивалентных доз, полученных каждым органом, на соответствующие коэффициенты радиационного риска:

(5)

Где – эквивалентная доза в данной ткани или органе, – взвешивающий коэффициент для данной ткани или органа.

Список органов и тканей, по которым производится суммирование, а также значения взвешивающих коэффициентов приведены в таблице 2.

Таблица 2.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов .

Орган, ткань	R
гонады	0,20
костный мозг (красный)	0,12
толстый кишечник	0,12
легкие	0,12
желудок	0,12
мочевой пузырь	0,05
грудная железа	0,05
печень	0,05
пищевод	0,05
щитовидная железа	0,05
кожа	0,01
клетки костных поверхностей	0,01
остальное	0,05
Всё тело	1,00

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения для организма и используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения. Она также измеряется в зивертах.

Доза в 1 Гр, получаемая водой, сможет нагреть ее только на 0,00024  С. Тем не менее, для человека доза в 1 Зв приблизительно соответствует порогу появления детерминированных последствий после облучения или, как говорят, «лучевой болезни». При дозе 6 Зв смертность достигает 50%. При дозе менее 1 Зв явных последствий облучения не наблюдается, однако возрастает вероятность раковых заболеваний или генетических нарушений у потомства. При этом считается, что возрастание вероятности неблагоприятных последствий пропорционально полученной дозе.

Поскольку 1Зв – это очень большая доза, обычно пользуются тысячной или миллионной дозой зиверта: мЗв, мкЗв.

Мощность экспозиционной дозы фонового гамма излучения, типичная для равнинных территорий, сложенных осадочными породами, соответствует 10 – 20 мкР/час (или 0,1 – 0,2 мкЗв/час для мощности поглощенной дозы). Такой фон характерен для территории Беларуси. Годовая доза при этом составляет приблизительно 1 – 2 мЗв, что существенно ниже порога «лучевой болезни».

Радиационная безопасность

В Республике Беларусь основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения определены в законе о радиационной безопасности населения.

Для обеспечения радиационной безопасности применяется принцип нормирования – непревышение определенных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения. При этом запрещаются все виды деятельности с использованием источников ионизирующего излучения, при которых получаемая польза не превышает риск возможного вреда для человека и общества. Кроме того, с учетом экономических возможностей и социальных факторов поддерживается на достижимо низком уровне число облучаемых лиц, и минимизируются дозы их облучения.

Допустимые пределы средних годовых эффективных доз облучения на территории Республики Беларусь устанавливаются законодательно и составляют 0,001 зиверта в год для всего населения, 0,02 зиверта в год для персонала, работающего с источниками излучения.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при медицинском облучении.

Для определения получаемых доз облучения необходимо измерять не только уровень внешнего облучения, обусловленный источниками, находящимися вне тела человека. Необходимо также определять так называемое внутреннее облучение, вызываемое радиоактивными веществами, содержащимися во вдыхаемом воздухе и потребляемой пище. Внутреннее облучение непосредственно не измеряется – контроль над внутренним облучением осуществляется путем измерения содержания радионуклидов в воздухе и продуктах питания и расчета получаемых при этом доз облучения.

Основным количественным критерием внутреннего облучения человека является годовое поступление (количество радиоактивных веществ, попавших в организм через органы дыхания и пищеварения). Годовое поступление нормируется путем установления допустимых уровней содержания радионуклидов в воздухе и в различных продуктах питания с учетом их среднего годового потребления.

Например, допустимый уровень содержания радионуклида 137 Cs в питьевой воде составляет 10 Бк/кг, а в молоке – 100 Бк/кг.

При работе с радиоизотопными источниками гамма излучения можно рассчитать ожидаемую мощность дозы облучения, если известен радионуклид источника и его активность. Мощность экспозиционной дозы гамма излучения на расстоянии R от изотропного точечного источника с активностью А находится по формуле

, (6)

Где коэффициент Г (гамма-постоянная) определяется спектром излучения радионуклида. Значения коэффициентов Г для различных радионуклидов можно найти в справочной литературе. Для радионуклидов, используемых в лабораторном практикуме, гамма-постоянные Г следующие:

Cs-137 3,24 Р·см 2 /час·мКи,

Со-60 12,85 Р·см 2 /час·мКи,

Na-22 11,85 Р·см 2 /час·мКи.

Указанная размерность Г требует подставлять в формулу (6) активность в милликюри (1 мКи = 3,7·10 7 Бк), расстояние R в сантиметрах, при этом мощность экспозиционной дозы получится в рентгенах в час.

Формулу (6) можно использовать, если размеры источника и области наблюдения много меньше R, и нет существенного поглощения излучения на пути от источника к области наблюдения.

Наличие вещества, поглощающего гамма излучение, приводит к уменьшению мощности дозы. В первом приближении поглощение можно описать формулой

D(x) = D 0 ·exp(– x). (7)

Здесь D 0 – мощность дозы при отсутствии поглощения, D(x) – мощность дозы с учетом поглощения, x – путь гамма излучения в поглотителе,  – линейный коэффициент ослабления, зависящий от вещества поглотителя и энергии гамма излучения.

Формула (7) применима только для моноэнергетического гамма излучения и не учитывает вклад рассеянного в поглотителе излучения.

Если имеется пластинка толщиной d, поглощающая гамма излучение, то величина x будет совпадать с d только в случае нормального прохождения пучка гамма излучения через пластинку.

Значения коэффициентов  для различных веществ и энергий гамма излучения можно найти в справочной литературе. Для излучения Cs-137 с энергией 662 кэВ линейный коэффициент ослабления в свинце составляет 1,18 см –1 . Поглощением гамма излучения в воздухе для расстояний в несколько метров обычно можно пренебречь.

Экспериментальная часть

Задание 1.

Изучить руководство по эксплуатации дозиметра ДКГ – АТ2503А . Включить прибор, рассмотреть изображение на индикаторе. Перейти в подрежим меню. Перебрать все сообщения меню и научиться переводить прибор в подрежимы индикации мощности дозы и индикации накопленной дозы. Обнулить накопленную дозу. Проверить выбор порогов сигнализации по дозе и мощности дозы.

Последующие измерения мощности дозы проводить с погрешностью 50% в соответствии с краткой инструкцией для работы с дозиметром ДКГ-АТ2503А: время выдержки до первого снятия показаний – 4 мин, время до каждого последующего снятия показаний – 4 мин, всего снять три показания и усреднить.

Задание 2.

Измерить мощность дозы гамма излучения на рабочем столе. Проследить за изменением текущих показаний прибора со временем. Записать полученное значение мощности дозы и погрешность измерения.

Измерить мощность дозы в одном из следующих мест (по выбору преподавателя): у стены лаборатории, на подоконнике, на поверхности сейфа с радиоактивными источниками и др.

Сравнить полученные значения между собой и с результатами измерений на других столах.

Сравнить эти данные с типичным значением уровня естественного фона гамма излучения.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на рабочем столе.

Задание 3.

Получить радиоактивный источник. По номеру источника установить его активность. Положить источник на рабочий стол и поместить дозиметр над источником на специальной подставке.

Измерить расстояние между центром источника и геометрическим центром чувствительного объема детектора, который отмечен метками на корпусе дозиметра.

Измерить мощность поглощенной дозы при указанном выше размещении источника и дозиметра.

Сравнить результаты измерения мощности дозы с расчетным значением, учитывая ранее измеренную величину радиационного фона.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на выбранном расстоянии от источника.

Сравнить оценку ожидаемой годовой дозы с допустимым пределом доз.

В режиме индикации дозы дозиметра посмотреть значение дозы, накопленной за время проведения лабораторной работы.

Сделать выводы.

Задание 4.

Измерить мощности дозы, поместив между источником и дозиметром в прежнем расположении свинцовую пластину известной толщины (4 – 7 мм).

Сравнить полученные результаты измерений с расчетами по формуле (7).

Рассчитать активность источника при тех же условиях облучения, при которой годовой предел дозы набирается за один рабочий день. (При работе над атомным проектом в 40-е годы прошлого века в США применялся предел суточной дозы в 0,1 рентгена. Сейчас это – годовой предел дозы для населения.)

Оценить, во сколько раз ослабляет гамма излучение Cs-137 свинцовый блок типа «ласточкин хвост» толщиной 5 см.

Дозиметрия ионизирующих излучений

раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения и взаимодействие излучения с веществом (дозиметрические величины). В более узком смысле слова Д. и. и. - совокупность методов измерения этих величин. Важнейший признак дозиметрических величин - их связь с радиационно-индуцированными эффектами, возникающими при облучении объектов живой и неживой природы. Под радиационно-индуцированными эффектами в общем смысле понимают любые изменения в облучаемом объекте, вызванные воздействием ионизирующих излучений (Ионизирующие излучения). Основной дозиметрической величиной является Доза ионизирующего излучения и ее модификации. Задача Д. и. и. - описание дозного поля, сформированного в живом организме в реальных условиях облучения.

Необходимость разработки Д. и. и. возникла вскоре после открытия Рентгеном (W.К. Röntgen) в 1895 г. излучения, названного его именем (см. Рентгена лучи (Рентгеновское излучение)). Интенсивное накопление данных по биологическому действию рентгеновского излучения, с одной стороны, открывало реальную перспективу его применения в медицине, а с другой - указывало на опасность неконтролируемого облучения живого организма. В результате встал вопрос о дозиметрическом обеспечении практического применения источников ионизирующих излучений. В начале 20 в. основными источниками излучения были радий и рентгеновские аппараты, и Д. и. и. сводилась фактически к дозиметрии фотонного ионизирующего излучения (рентгеновского и гамма-излучения). Затем по мере развития технических средств ядерной физики, создания и усовершенствования ускорителей заряженных частиц и особенно после пуска в 1942 г. первого ядерного реактора число источников и связанных с ними видов ионизирующих излучений существенно расширились. В соответствии с этим появились методы дозиметрии потоков заряженных частиц, нейтронов, высокоэнергетического тормозного излучения и др. Стал расти и список дозиметрических величин, соответствующих задачам многообразного практического применения ионизирующих излучений различной природы.

Физической основой Д. и. и. является преобразование энергии излучения в процессе его взаимодействия с атомами или их ядрами, электронами и молекулами облучаемой среды, в результате которого часть этой энергии поглощается веществом. Поглощенная энергия является первопричиной процессов, приводящих к наблюдаемым радиационно-индуцированным эффектам, и потому дозиметрические величины оказываются связанными с поглощенной энергией излучения.

Многообразие условий облучения и многофакторный характер его последствий не позволяют обходиться единственной дозиметрической величиной, приспосабливая ее к изменению этих условий и факторов. Необходим целый набор дозиметрических величин, из которых в зависимости от условий облучения и поставленной задачи выбирают наиболее адекватную меру радиационно-индуцированного эффекта. Примером такой величины является введенный Международной комиссией по радиологическим единицам (МКРЕ) для целей радиационной безопасности показатель эквивалентной дозы (см. Доза ионизирующего излучения) в точке радиационного поля - максимальная эквивалентная доза внутри тканеэквивалентного шара диаметром 30 см при совмещении центра этого шара с данной точкой. Практическое применение этого показателя встречает определенные трудности, ибо проблему адекватности дозиметрии пока нельзя считать полностью решенной.

При Д. и. и. используют как инструментальные, так и расчетные методы. Все дозиметрические приборы устроены по принципу регистрации радиационно-индуцированных эффектов в некотором модельном объекте - детекторе ионизирующего излучения. В ранний период становления Д. и. и, использовались фотографическое действие ионизирующих излучений, химические превращения и выделение тепла. По мере развития методов регистрации элементарных частиц развивались и методы Д. и. и. В современных условиях используется широкий спектр радиационно-индуцированных эффектов. К уже упомянутым можно добавить ионизационные эффекты в газах и конденсированных средах, изменение электрических свойств полупроводников, деструктивные повреждения твердых тел, люминесценцию, сцинтилляцию и др.

Особое место занимает биологическая дозиметрия использующая в качестве меры дозиметрической величины количественные радиобиологические эффекты, например хромосомные аберрации, изменение морфологического состава крови и другие показатели, однозначно связанные с Д. и. и. (см. Лучевая болезнь, Радиочувствительность).

Методы Д. и. и. можно классифицировать по разным признакам. Так, в зависимости от вида регистрируемого эффекта различают ионизационный, фотографический, химический, люминесцентный, калориметрический, сцинтилляционный методы, метод следов повреждения и др. При этом имеет место однозначная количественная связь между изменением физических или химических свойств детектора излучения и поглощенной энергией. В клинической дозиметрии распространены ионизационные методы, в которых детектором служат ионизационная камера, твердотельные люминесцентные кристаллы, полупроводники. Последние привлекают малыми размерами детектора.

В СССР выпускают стационарные, носимые и индивидуальные дозиметрические приборы. Стационарные дозиметры применяют в клинической практике, а носимые наиболее часто используют для оценки радиационной обстановки в целях радиационной защиты. Они имеют автономное питание и потому могут использоваться в любой обстановке, в т.ч. в полевых условиях. Индивидуальные дозиметры предназначены для оценки дозы, получаемой лицами, работающими в контакте с ионизирующим излучением. Они могут быть прямопоказывающими (рис. а, б ) или состоять из носимых персоналом ионизационных или термолюминесцентных детекторов (в), показания которых, пропорциональные дозе излучения, определяются на специальном считывающем устройстве.

Клиническая дозиметрия - раздел Д. и. и., занимающийся измерениями и расчетами величин, характеризующих физические и биофизические эффекты облучения больных, получающих лучевую терапию (Лучевая терапия). Основная задача клинической дозиметрии состоит в количественном описании пространственного и временного распределения поглощенной энергии излучения в теле облучаемого больного, а также в поиске, обосновании и выборе индивидуально оптимизируемых условий его облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза (см. Доза ионизирующих излучений (Доза ионизирующего излучения)), дозное поле, дозиметрический фантом, мишень. Дозное поле - это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем тело больного по физическим эффектам взаимодействия излучения с веществом, форме и размерам органов и тканей и их анатомическим взаимоотношениям. Информацию о дозном поле представляют в табличном, матричном виде, а также в виде кривых, соединяющих точки одинаковых значений (абсолютных или относительных) поглощенной дозы. Такие кривые называют изодозами, а их семейства - картами изодоз. За условную единицу (или 100%) можно принять поглощенную дозу в любой точке дозного поля, в частности максимальную поглощенную дозу, которая должна соответствовать подлежащей облучению мишени (т.е. области, охватывающей клинически выявленную опухоль и предполагаемую зону ее распространения).

Формирование дозного поля зависит от вида и источника излучения, от метода облучения (внешнего, внутреннего, статического, подвижного и др.), телосложения больного, а также от типа радиационного терапевтического аппарата. Поэтому в состав технической документации аппарата входят атлас дозных полей и рекомендации по его практическому использованию. При необходимости (для новых вариантов и сложных планов облучения) в лечебных учреждениях выполняют фантомные измерения дозных полей, пользуясь клиническими дозиметрами с малогабаритными ионизационными камерами или другими (полупроводниковыми, термолюминесцентными) детекторами, анализаторами дозного поля или изодозографами. Термолюминесцентные детекторы используют также для контроля поглощенных доз у больных.

Лучевой терапевт совместно с инженером-физиком ведет дозиметрическое планирование - выбирает метод облучения, оптимизирует условия облучения больного путем расчета конкурирующих вариантов дозных полей, определяет технологию облучения на конкретном аппарате, а также осуществляет контроль выполнения принятого плана и его динамическую корректировку в процессе лучевого лечения. В связи с развитием методов и средств вычислительной техники, появлением быстродействующих ЭВМ с большим объемом памяти и средств автоматизированного ввода в ЭВМ исходной графической и текстовой информации о больном происходит постепенный переход от ручного к компьютерному планированию облучения. При этом открываются возможности решения обратной задачи клинической дозиметрии - определения условий облучения по задаваемому врачом дозному полю.

В системе МЗ СССР имеется радиационная метрологическая служба, которая ведет проверку клинических дозиметров и дозиметрическую аттестацию радиационных аппаратов. В 1988 г. в СССР начат переход к метрологическому обеспечению лучевой терапии на основе непосредственных измерений поглощенной дозы в воде, прослеживаемых до государственного первичного эталона единицы ее мощности. Все это способствует повышению точности планирования и осуществления облучения.

Согласно современным международным требованиям, для повышения эффективности лучевой терапии в клинической дозиметрии нужно стремиться к дозированию облучения больного с погрешностью не более 5%, по поглощенной дозе в мишени, а измерения поглощенных доз вести с погрешностью не более 3%.

Библиогр.: Иванов В.И. Курс дозиметрии, М., 1988; Клеппер Л.Я. Формирование дозовых полей дистанциойными источниками излучения, М., 1986, библиогр.; Кронгауз А.Н., Ляпидевский В.К. и Фролова А.В. Физические основы клинической дозиметрии, М., 1969; Ратнер Т.Г. и Фадеева М.А. Техническое и дозиметрическое обеспечение дистанционной гамма-терапии, М., 1982, библиогр.

Индивидуальные дозиметры ионизирующих излучений: а и б - прямопоказывающие портативные дозиметры; в - индивидуальный термолюминесцентный детектор.

44.Поглощенные и экспозиционные дозы,и их, измерения.

Экспозиционная доза D экс - мера ионизации воздуха под действием рентгеновского и g-излучений - измеряется количеством образованных зарядов. Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является к/кг. Экспозиционная доза в 1 к/кг означает, что суммарный заряд всех ионов одного знака, образованных в 1 кг воздуха, равен одному кулону. Широко распространена внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген: 1 р = 2,57976×10 -4 к/кг, что соответствует образованию 2,08 ×10 9 пар ионов в 1 см 3 воздуха (при О°С и 760 мм рт. ст.). На создание такого количества ионов необходимо затратить энергию, равную 0,114 эрг/см 3 или 88 эрг/г. Таким образом, 88 эрг/г есть энергетический эквивалент рентгена. По величине экспозиционной дозы можно рассчитать поглощённую дозу рентгеновского и g-излучений в любом веществе. Для этого необходимо знать состав вещества и энергию фотонов излучения. Доза (от греч. dosis - доля, порция) ионизирующего излучения, величина, используемая для оценки воздействия излучения на любые вещества и живые организмы. В зависимости от особенностей излучения и характера его воздействия рассматривают поглощенную, эквивалентную и экспозиционную дозы.

Поглощенная доза D погл - отношение энергии излучения, поглощенной веществом, к массе вещества. Доза ионизирующего излучения, энергия ионизирующего излучения, поглощённая в единице массы облучаемого вещества. В этом смысле доза излучения называется также поглощённой дозой (D п). Поглощённая энергия расходуется на нагрев вещества, а также на его химические и физические превращения. Величина дозы зависит от вида излучения (рентгеновское излучение, поток нейтронов и т.п.), энергии его частиц, плотности их потока и состава облучаемого вещества. При прочих равных условиях доза тем больше, чем больше время облучения. Таким образом, доза накапливается со временем. Доза, отнесённая к единице времени, называется мощностью дозы.

Зависимость величины дозы от энергии частиц, плотности их потока и состава облучаемого вещества различна для разных видов излучения. Например, для рентгеновского и g-излучений доза зависит от атомного номера Z элементов, входящих в состав вещества; характер этой зависимости определяется энергией фотонов hv (h - Планка постоянная, v - частота электромагнитных колебаний). Для этих видов излучений доза в тяжёлых веществах больше, чем в лёгких (при одинаковых условиях облучения. Нейтроны взаимодействуют с ядрами атомов. Характер этого взаимодействия существенно зависит от энергии нейтронов. Если происходят упругие соударения нейтронов с ядрами, то средняя величина энергии, переданной ядру в одном акте взаимодействия, оказывается большей для лёгких ядер. В этом случае (при одинаковых условиях облучения) поглощённая доза в лёгком веществе будет выше, чем в тяжёлом. Другие виды ионизирующих излучений имеют свои особенности взаимодействия с веществом, которые определяют зависимость доза от энергии излучения и состава вещества. Поглощённая доза в системе единиц СИ измеряется в дж/кг. Широко распространена внесистемная единица рад: 1 рад = 10 -2 дж/кг = 100 эрг/г. Мощность дозы измеряется в рад/сек, рад/ч и т.п.

Эквивалентная доза D экв = KD погл, где К - так называемый коэффициент качества излучения (безразмерная величина). Единица D экв в СИ - зиверт (Зв); внесистемная единица - бэр (1 бэр = 10 - 2 Зв). Для К на практике обычно принимают следующие усредненные значения: 1 - для моноэнергетических электронов, позитронов, b-частиц, g-квантов и рентгеновского излучения; 3 - для нейтронов с энергией < 20 кэВ; 10 - для протонов с энергией < 20 кэВ и нейтронов с энергией от 0,1 до 10 МэВ; 20 - для a-частиц с энергией < 10 МэВ и тяжелых ядер отдачи. К - критерий относительной биологической эффективности излучения при хроническом облучении.

Экспозиционная доза

Основная характеристика взаимодействия ионизирующего излучения и среды - это ионизационный эффект. В начальный период развития радиационной дозиметрии чаще всего приходилось иметь дело с рентгеновским излучением, распространявшимся в воздухе. Поэтому в качестве количественной меры поля излучения использовалась степень ионизации воздуха рентгеновских трубок или аппаратов. Количественная мера, основанная на величине ионизации сухого воздуха при нормальном атмосферном давлении, достаточно легко поддающаяся измерению, получила название экспозиционная доза .

Экспозиционная доза определяет ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей и выражает энергию излучения, преобразованную в кинетическую энергию заряженных частиц в единице массы атмосферного воздуха. Экспозиционная доза - это отношение суммарного заряда всех ионов одного знака в элементарном объёме воздуха к массе воздуха в этом объёме.

В системе СИ единицей измерения экспозиционной дозы является кулон, деленный на килограмм (Кл/кг). Внесистемная единица - рентген (Р). 1 Кл/кг = 3876 Р.

[править] Поглощенная доза

При расширении круга известных видов ионизирующего излучения и сфер его приложения, оказалось, что мера воздействия ионизирующего излучения на вещество не поддается простому определению из-за сложности и многообразности протекающих при этом процессов. Важным из них, дающим начало физико-химическим изменениям в облучаемом веществе и приводящим к определенному радиационному эффекту, является поглощение энергии ионизирующего излучения веществом. В результате этого возникло понятие поглощенная доза . Поглощенная доза показывает, какое количество энергии излучения поглощено в единице массы любого облучаемого вещества и определяется отношением поглощенной энергии ионизирующего излучения на массу вещества.

За единицу измерения поглощенной дозы в системе СИ принят грэй (Гр). 1 Гр - это такая доза, при которой массе 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж. Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр=100 рад.

Мощность дозы (интенсивность облучения) - приращение соответствующей дозы под воздействием данного излучения за единицу времени. Имеет размерность соответствующей дозы (поглощенной, экспозиционной и т. п.), делённую на единицу времени. Допускается использование различных специальных единиц (например, Зв/час, бэр/мин, сЗв/год и др.).

[править] Сводная таблица доз

Физическая величина	Внесистемная единица	Системная единица	Переход от внесистемной к системной единице
Активность нуклида в радиоактивном источнике	Кюри (Ки)	Беккерель (Бк)	1Ки=3.7×10 10 Бк
Экспозиционная доза	Рентген (Р)	Кулон/килограмм (Кл/кг)	1Р=2,58×10 −4 Кл/кг
Поглощенная доза	Рад (рад)	Грей (Дж/кг)	1рад=0,01Гр
Эквивалентная доза	Бэр (бер)	Зиверт (Зв)	1бэр=0,01 Зв
Мощность экспозиционной дозы	Рентген/секунда (Р/c)	Кулон/килограмм в секунду (Кл/кг*с)	1Р/c=2.58×10 −4 Кл/кг*с
Мощность поглощенной дозы	Рад/секунда (Рад/с)	Грей/cекунда (Гр/с)	1рад/с=0.01Гр/c
Мощность эквивалентной дозы	Бэр/cекунда (бэр/с)	Зиверт/cекунда (Зв/с)	1бэр/c=0.01Зв/с
Интегральная доза	Рад-грамм (Рад-г)	Грей-килограмм (Гр-кг)	1рад-г=10 −5 Гр-кг

45. Связь мощности и активности. Эквивалентная доза. Дозометрические приборы. Защита от ионизирующего излучения. Биологическая доза. Методы расчета дозы излучений.

Мо́щность - физическая величина, равная отношению работы, выполняемой за некоторый промежуток времени, к этому промежутку времени.

- средняя мощность

- мгновенная мощность

Активная мощность

Среднее за период значение мгновенной мощности называется активной мощностью: . В цепях однофазного синусоидального тока , где и - действующие значения напряжения и тока, φ - угол сдвига фаз между ними. Для цепей несинусоидального тока электрическая мощность равна сумме соответствующих средних мощностей отдельных гармоник. Активная мощность характеризует скорость необратимого превращения электрической энергии в другие виды энергии (тепловую и электромагнитную). Активная мощность может быть также выражена через силу тока, напряжение и активную составляющую сопротивления цепи r или её проводимость g по формуле . В любой электрической цепи как синусоидального, так и несинусоидального тока активная мощность всей цепи равна сумме активных мощностей отдельных частей цепи, для трёхфазных цепей электрическая мощность определяется как сумма мощностей отдельных фаз. С полной мощностью S активная связана соотношением . Единица активной мощности - ватт (W , Вт ).

В теории длинных линий (анализ электромагнитных процессов в линии передачи, длина которой сравнима с длиной электромагнитной волны) полным аналогом активной мощности является проходящая мощность, которая определяется как разность между падающей мощностью и отраженной мощностью.

Полная мощность - величина, равная произведению действующих значений периодического электрического тока I в цепи и напряжения U на её зажимах: S = U×I ; связана с активной и реактивной мощностями соотношением: , где Р - активная мощность, Q - реактивная мощность (при индуктивной нагрузке Q > 0 , а при ёмкостной Q < 0 ). Единица полной электрической мощности - вольт-ампер (V*A , В*А ).

Векторная зависимость между полной, активной и реактивной мощностью выражается формулой:

[править] Неактивная мощность

Неактивная мощность (пассивная мощность) - это мощность нелинейных искажений тока, равная корню квадратному из разности квадратов полной и активной мощностей в цепи переменного тока. В цепи с синусоидальным напряжением неактивная мощность равна корню квадратному из суммы квадратов реактивной мощности и мощностей высших гармоник тока. При отсутствии высших гармоник неактивная мощность равна модулю реактивной мощности.

Под мощностью гармоники тока понимается произведение действующего значения силы тока данной гармоники на действующее значение напряжения.

Наличие нелинейных искажений тока в цепи означает нарушение пропорциональности между мгновенными значениями напряжения и силы тока, вызванное нелинейностью нагрузки, например когда нагрузка имеет реактивный или импульсный характер. При линейной нагрузке сила тока в цепи пропорциональна мгновенному напряжению, вся потребляемая мощность является активной. При нелинейной нагрузке увеличивается кажущаяся (полная) мощность в цепи за счёт мощности нелинейных искажений тока, которая не принимает участия в совершении работы. Мощность нелинейных искажений не является активной и включает в себя как реактивную мощность, так и мощность прочих искажений тока. Данная физическая величина имеет размерность мощности, поэтому в качестве единицы измерения неактивной мощности можно использовать В∙А (вольт-ампер) или вар (вольт-ампер реактивный). Вт (ватт) использовать нежелательно, чтобы неактивную мощность не спутали с активной. _______________________________________________________________________________________

[править] Связь неактивной, активной и полной мощностей

Величину неактивной мощности обозначим . Через обозначим вектор тока, через - вектор напряжения. Буквами и будем обозначать соответствующие действующие значения:

.

Представим вектор тока в виде суммы двух ортогональных составляющих и , которые назовём соответственно активной и пассивной. Поскольку в совершении работы участвует только составляющая тока, коллинеарная напряжению, потребуем, чтобы активная составляющая была коллинеарна напряжению, то есть , где - некоторая константа, а пассивная - ортогональна, то есть . Имеем

Запишем выражение для активной мощности , скалярно умножив последнее равенство на :

Отсюда находим ,

.

Выражение для величины неактивной мощности имеет вид , где - полная мощность.

Для полной мощности цепи справедливо представление, аналогичное выражению для цепи с гармоническими током и напряжением, только вместо реактивной мощности используется неактивная мощность: .

Таким образом, понятие неактивной мощности представляет собой один из способов обобщения понятия реактивной мощности для случая несинусоидальных тока и напряжения. Неактивная мощность иногда называется реактивной мощностью по Фризе.

[править] Измерения

• Для измерения электрической мощности применяются ваттметры и варметры, можно также использовать косвенный метод, с помощью вольтметра и амперметра.
• Для измерения коэффициента реактивной мощности применяют фазометры

Эквивалентная доза

Изучение отдельных последствий облучения живых тканей показало, что при одинаковых поглощенных дозах различные виды радиации производят неодинаковое биологическое воздействие на организм. Обусловлено это тем, что более тяжелая частица (например, протон) производит на единице пути в ткани больше ионов, чем легкая (например, электрон). При одной и той же поглощенной дозе радиобиологический разрушительный эффект тем выше, чем плотнее ионизация, создаваемая излучением. Чтобы учесть этот эффект, введено понятие эквивалентной дозы . Эквивалентная доза рассчитывается путем умножения значения поглощенной дозы на специальный коэффициент - коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ) или коэффициент качества.

Единицей измерения эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Величина 1 Зв равна эквивалентной дозе любого вида излучения, поглощенной в 1 кг биологической ткани и создающей такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в 1 Гр фотонного излучения. Внесистемной единицей измерения эквивалентной дозы является бэр (до 1963 года - биологический эквивалент рентгена, после 1963 года - биологический эквивалент рада - Энциклопедический словарь). 1 Зв = 100 бэр.

[править] Эффективная доза

Эффективная доза (E) - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты.

Одни органы и ткани человека более чувствительны к действию радиации, чем другие: например, при одинаковой эквивалентной дозе возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Поэтому дозы облучения разных органов и тканей следует учитывать с разным коэффициентом, который называется коэффициентом радиационного риска. Умножив значение эквивалентной дозы на соответствующий коэффициент радиационного риска и просуммировав по всем тканям и органам, получим эффективную дозу , отражающую суммарный эффект для организма.

Значение коэффициента радиационного риска для отдельных органов

Взвешенные коэффициенты устанавливают эмпирически и рассчитывают таким образом, чтобы их сумма для всего организма составляла единицу. Единицы измерения эффективной дозы совпадают с единицами измерения эквивалентной дозы. Она также измеряется в зивертах или бэрах.

Фиксированная эффективная эквивалентная доза (CEDE - the committed effective dose equivalent)- это оценка доз радиации на человека, в результате ингаляции или употребления некоторого количества радиоактивного вещества. СЕDЕ выражается в бэрах или зивертах (Зв) и учитывает радиочувствительность различных органов и время, в течение которого вещество остается в организме (вплоть до всей жизни). В зависимости от ситуации, СЕDЕ может также иметь отношение к дозе облучения определенного органа, а не всего тела.

Эффективная и эквивалентная дозы - это нормируемые величины, т. е.величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия ионизирующего излучения на человека и его потомков. К сожалению, они не могут быть непосредственно измерены. Поэтому в практику введены операционные дозиметрические велины, однозначно определяемые через физические характеристики поля излучения в точке, максимально возможно приближенные к нормируемым. Основной операционной величиной является амбиентный эквивалент дозы (синонимы - эквивалент амбиентной дозы, амбиентная доза).

Амбиентный эквивалент дозы Н*(d) - эквивалент дозы, который был создан в шаровом фантоме МКРЕ (международной комиссии по радиационным единицам) на глубине d (мм) от поверхности по диаметру, параллельному направлению излучения, в поле излучения, идентичном рассматриваемому по составу, флюенсу и энергетическому распределению, но мононаправленном и однородном, т. е. амбиентный эквивалент дозы Н*(d) - это доза, которую получил бы человек, если бы он находился на месте, где проводится измерение. Единица амбиентного эквивалента дозы - зиверт (Зв).

Дозиметрические приборы

Дозиметрические приборы

дозиметры, устройства, предназначенные для измерения доз (См. Доза) ионизирующих излучений или величин, связанных с дозами. Д. п. могут служить для измерения доз одного вида излучения (γ-дозиметры, нейтронные дозиметры и т. д.) или смешанного излучения. Д. п. для измерения экспозиционных доз рентгеновского и γ-излучений обычно градуируют в Рентгенах и называются рентгенметрами. Д. п. для измерения эквивалентной дозы, характеризующей степень радиационной опасности, иногда градуируют в Бэрах и их часто называют бэрметрами. Радиометрами измеряют активности или концентрацию радиоактивных веществ (см. Радиометрия).

Типичная блок-схема Д. п. показана на рис. 1 . В детекторе происходит поглощение энергии излучения, приводящее к возникновению радиационных эффектов, величина которых измеряется с помощью измерительных устройств. По отношению к измерительной аппаратуре детектор является датчиком сигналов. Показания Д. п. регистрируются выходным устройством (стрелочные приборы, самописцы, электромеханические счётчики, звуковые или световые сигнализаторы и т. п.).

По способу эксплуатации различают Д. п. стационарные, переносные (можно переносить только в выключенном состоянии) и носимые. Д. п. для измерения дозы излучения, получаемой каждым человеком, находящимся в зоне облучения, называются индивидуальным дозиметром.

В зависимости от типа детектора различают: ионизационные дозиметры, сцинтилляционные, люминесцентные, полупроводниковые, фотодозиметры и т. д. (см. Детекторы ядерных излучений).

В случае ионизационных камер (См. Ионизационная камера) состав газа и вещества стенок выбирают таким, чтобы при тождественных условиях облучения обеспечивалось одинаковое поглощение энергии (в расчёте на единицу массы) в камере и биологической ткани. В Д. п. для измерения экспозиционных доз камеры наполняют воздухом. Пример ионизационного дозиметра - микрорентгенметр МРМ-2. Прибор снабжён сферической ионизационной камерой и обеспечивает диапазон измерения от 0,01 до 30 мкр/сек для излучений с энергиями фотонов от 25 кэв до 3 Мэв . Отсчёт показаний производится по стрелочному прибору.

Прибор СД-1-М (рис. 2 ) служит для предупреждения о превышении заданной величины мощности дозы γ-излучения. Детектором служит Гейгера - Мюллера счётчик, помещённый в цилиндрический чехол. Прибор снабжён звуковой и световой сигнализацией, которая срабатывает при превышении заданной величины мощности дозы. Порог срабатывания регулируется в пределах от 2 до 10 мр/сек . Внешняя сигнализация может быть удалена на расстояние до 250 м от датчика; она автоматически отключается при уменьшении уровня излучения ниже порога срабатывания.

Прибор СУ-1 предназначен для автоматического контроля загрязнённости α- и β-активными веществами поверхностей тела и одежды человека. Он имеет несколько газоразрядных счётчиков, расположенных так, что счётчики регистрируют излучение со всей поверхности тела человека. На специальном световом табло, изображающем силуэт человека, загораются световые сигналы, показывающие места превышения допустимых норм загрязнения.

Индивидуальные дозиметры ДК-0,2 в виде цилиндров размером с обычный карандаш приспособлены для ношения в кармане (рис. 3 ). В цилиндре размещены миниатюрная ионизационная камера и однонитный Электрометр. Отклонение нити электрометра и отсчёт дозы производятся визуально с помощью оптического устройства со шкалой, проградуированной в мр . Ионизационная камера играет роль конденсатора, который разряжается в результате ионизации воздуха (между электродами) под действием ионизирующего излучения. Степень разрядки конденсатора фиксируется по отклонению нити электрометра и однозначно определяет дозу излучения (дозиметр предварительно заряжается с помощью специального зарядного устройства).

В сцинтилляционных Д. п. световые вспышки, возникающие в сцинтилляторе под действием излучения, преобразуются с помощью фотоэлектронного умножителя (См. Фотоэлектронный умножитель) в электрические сигналы, которые затем регистрируются измерительным устройством (см. Сцинтилляционный спектрометр).

Радиометрия - обнаружение и измерение числа распадов атомных ядер в радиоактивных источниках или некоторой их доли по испускаемому ядрами излучению.

Дозиметрия - измерение рассеяния и поглощения энергии ионизирующего излучения в определенном материале. Доза излуче­ния определяется энергией и видом падающего излучения, а также природой поглощающего материала.

Дозиметрия и радиометрия направлены на решение разных задач, однако объединяют их общие методические принципы обна­ружения и регистрации ионизирующих излучений. В зависимости от характера задач приборы для измерения ионизирующих излучений делятся на три группы:

1) радиометры предназначены для измерения активности ра­диоактивных веществ, плотности потока ионизирующих излучений, удельной и объемной активности газов, жидкостей, аэрозолей, раз­личных объектов внешней среды, пищевых продуктов, а также удельной поверхностной активности;

2) дозиметры предназначены для измерения экспозиционной дозы рентгеновского и у-излучений, поглощенной дозы излучений, мощности экспозиционной дозы рентгеновского и у-излучений, мощ­ности поглощенной дозы и интенсивности ионизирующих излучений;

3) спектрометры предназначены для измерения распределе­ния излучений по энергии, заряду и массам, а также пространствен­но-временных распределений излучений.

Рассмотрим методы регистрации ионизирующих излучений:

1. Ионизационный метод основан на измерении эффекта взаимодействия излучения с веществом - ионизации газа, запол­няющего регистрационный прибор.

Ионизационные детекторы излучения представляют собой помещенный в герметичную камеру, заполненную воздухом или га­зом, заряженный электрический конденсатор (электроды) для созда­ния в камере электрического поля. Заряженные частицы (а или р), попавшие в камеру детектора, производят в ней первичную иониза­цию газовой среды; у-кванты вначале образуют быстрые электроны в стенке детектора, которые затем вызывают ионизацию газа в камере. В результате образования ионных пар газ становится проводником электрического тока. При отсутствии напряжения на электродах все ионы, появившиеся при первичной ионизации, переходят в ней­тральные молекулы, а при возрастании напряжения под действием электрического поля ионы начинают направленно двигаться, т.е. возникает ионизационный ток. Сила тока служит мерой количества излучения и может быть зарегистрирована прибором. -

При некотором значении напряжения все образованные при излучении ионы достигают электродов, и при увеличении напряже­ния ток не возрастает, т.е. возникает область тока насыщения. Сила ионизационного тока насыщения в данной области зависит от числа первичных пар ионов, созданных ядерным излучением в камере де­тектора. В этих условиях работают ионизационные камеры.

При дальнейшем увеличении напряжения сила тока вновь возрастает, так как образованные излучением ионы, особенно элек­троны, при движении к электродам приобретают ускорения, доста­точные для того, чтобы самим производить ионизацию вследствие соударений с атомами и молекулами газа. Этот процесс получил на­звание ударной или вторичной ионизации, Эту область напряжений называют областью пропорциональности, т.е. областью, где сущест­вует строгая пропорциональность между числом первично образо­ванных ионов и общей суммой ионов, участвующих в создании ионизационного тока. В данном режиме работают пропорциональные счетчики.

При дальнейшем увеличении напряжения сила ионизацион­ного тока уже не зависит от числа первичных пар ионов. Газовое усиление настолько возрастает, что при появлении любой ядерной частицы возникает самостоятельный газовый разряд. Эту область напряжений называют областью Гейгера, в данном режиме работают счетчики Гейгера-Мюллера.

2. Сцинтилляторный метод основан на регистрации фото­электронным умножителем (ФЭУ) вспышек света (сцинтилляций),
возникающих в некоторых веществах (сцинтилляторах) под действи­ем излучения. По составу сцинтилляторы делят на неорганические и
органические, а по агрегатному состоянию - на твердые, пластические, жидкие и газовые.

Из неорганических сцинтилляторов для регистрации излуче­ний широко используют йодистый натрий (цезий), активированный талием - Nal (T1), а также вольфрамат кальция CaWO.», так как они могут быть получены в виде больших монокристаллов. Для реги­страции нейтронов применяют сцинтилляторы из йодистого лития -Lil (Sn).

Органические сцинтилляторы представлены следующими со­единениями: монокристаллы антрацена СцНю, стиблена C M Hi 2 и др.; пластмассы (на основе полистирола и поливинилтолуола); жидкие фосфоры (раствор терфинила) и инертные газы - гелий, аргон, неон и др.

4. Люминесцентный метод основан на накапливании час­ти энергии поглощенного ионизирующего излучения и отдачи его в виде светового свечения после дополнительного воздействия ульт­рафиолетовым излучением (или видимым светом) или нагревом. Под действием излучения в люминофоре (щелочно-галоидных соедине­ниях типа LiF, Nal, фосфатных стекол, активированных серебром) создаются центры фотолюминесценции, содержащие атомы и ионы серебра. Последующее освещение люминофоров ультрафиолетовым светом вызывает видимую люминесценцию, интенсивность которой в диапазоне 0,1-10 Гр пропорциональна дозе, затем достигает максимума (при 350 Гр), а при дальнейшем увеличении дозы падает.

5. Фотографический метод основан на способности излу­чения при взаимодействии с галогенидами серебра (AgBr или AgCI)
фотографической эмульсии восстанавливать металлическое серебро подобно видимому свету, которое после проявления выделяется в виде почернения. При этом степень почернения фотопластинки про­порциональна дозе излучения.

4. Химический метод основан на измерении числа молекул или ионов (радиационно-химический выход), образующихся или пре­терпевших изменение при поглощении веществом излучения.

В химических дозиметрах подобраны вещества с выходом хи­мической реакции, пропорциональным поглощенной энергии ионизи­рующего излучения. В настоящее время широко используется ферросульфатный дозиметр, основанный на реакции окисления под дейст­вием излучения двухвалентного железа в трехвалентное.

Дозиметрия ионизирующих излучений рассматривает свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения или взаимодействие излучения с веществом, а также принципы и методы их определения.

Дозиметрия имеет дело с такими физическими величинами, которые связаны с ожидаемым радиационным эффектом. Эти величины обычно называют дозиметрическими. Установленная связь между измеряемой физической величиной и ожидаемым радиационным эффектом - важнейшее свойство дозиметрических величин. Вне этой связи дозиметрические измерения теряют смысл.

В зависимости от природы регистрируемого физико-химического явления, происходящего в среде под воздействием ионизирующего излучения, различают ионизационный, химический, сцинтилляционный, фотографический и другие методы обнаружения и измерения ионизирующих излучений.

Для любого вида ионизирующих излучений, первичными процессами, которые происходят в среде, являются ионизация и возбуждение. Поэтому биологические эффекты, наблюдаемые под воздействием заряженных частиц, нейтронов и квантов, обусловлены не их физической природой, а тем более не их источником (различные естественные и техногенные радионуклиды, генераторы излучений), а количеством поглощенной энергии и ее пространственным распределением (микрогеометрией), характеризуемые линейной плотностью ионизации. Чем выше линейная плотность ионизации или, иначе, линейная передача энергии (ЛПЭ), тем больше степень биологического повреждения. Эта степень определяет относительную биологическую эффективность (ОБЭ) различного рода излучений.

Биологическое действие излучения является основой биологической дозиметрии и используется главным образом для установления ОБЭ - относительной биологической эффективности различных видов излучения. Биологические методы дозиметрии базируются на определении морфологических и функциональных изменений, возникающих в организме под влиянием облучения. Величину дозы оценивают по уровню летальности животных, изменению окраски кожи, выпадению волос, появлению или увеличению содержания некоторых веществ в моче, изменению количества кровяных клеток, т.е. состава крови и др. Биологические методы не очень точны.

Физические методы дозиметрии основаны на оценке степени ионизации вещества под влиянием ионизирующих излучений, изменения его электропроводности, характера свечения и др.

В процессе ионизации вещества наступает изменение его электропроводности. Так, газы в обычных условиях практически не обладающие электропроводностью, в момент ионизации становятся хорошими проводниками электричества. Ионизационные методы дозиметрии основаны на том, что число образованных пар ионов в каком-либо определенном объеме вещества находится в прямой зависимости от количества поглощенного в нем излучения. Другими словами, мерой количества ионизирующего излучения является ионизация, которая возникает в результате поглощения энергии излучения в веществе.

Химический метод основан на способности молекул некоторых веществ в результате воздействия ионизирующих излучении распадаться, образуя новые химические соединения. Так, хлороформ в воде при облучении разлагается с образованием хлороводородной кислоты, которая дает цветную реакцию с красителем, добавленным к хлороформу. По плотности окраски судят о дозе излучения (поглощенной энергии).

Ионизационный метод основан на способности ионизирующего излучения вызывать ионизацию среды. Если взять какое-либо непроводящее электрический ток вещество и поместить его в поле действия ионизирующего излучения, то при взаимодействии излучения с веществом часть энергии передается атомам и молекулам этого вещества и расходуется на их ионизацию. В веществе появляются положительно и отрицательно заряженные ионы. При отсутствии электрического поля ионы рекомбинируют между собой и в результате в веществе устанавливается равновесная концентрация ионных пар (равенство скоростей ионизации и рекомбинации при постоянной интенсивности излучения).

Сцинтилляционный метод измерения ионизирующих излучений основан на том, что некоторые вещества (сульфит цинка, иодид натрия) светятся при воздействии на них ионизирующих излучений. Количество световых вспышек пропорционально мощности дозы излучения и регистрируется с помощью специальных приборов - фотоэлектронных умножителей.

Фотографический метод основан на способности молекул бромида серебра, содержащегося в фотоэмульсии, распадаться на серебро и бром под воздействием ионизирующих излучений. При этом образуются мельчайшие кристаллики серебра, которые вызывают почернение фотопленки при ее проявлении. Плотность почернения пропорциональна поглощенной энергии излучения. Сравнивая плотность почернения с эталоном, определяют дозу излучения (экспозиционную или поглощенную), полученную пленкой .

Для обнаружения, измерения и преобразования ионизирующего излучения применяются следующие приборы и преобразователи.

Счётчик Гейгера представляет собой, как правило, цилиндрический катод, вдоль оси, которого натянута проволока - анод. Система заполнена газовой смесью.

При прохождении через счётчик заряженная частица ионизирует газ. Образующиеся электроны, двигаясь к положительному электроду - нити, попадая в область сильного электрического поля, ускоряются и в свою очередь ионизуют молекулы газа, что приводит к коронному разряду. Амплитуда сигнала достигает нескольких вольт и легко регистрируется. Счётчик Гейгера регистрирует факт прохождения частицы через счётчик, но не позволяет измерить энергию частицы.

Так же как в счетчике Гейгера и пропорциональном счетчике в ионизационной камере используется газовая смесь. Однако по сравнению с пропорциональным счетчиком напряжение питания в ионизационной камере меньше и усиления ионизации в ней не происходит. В зависимости от требований эксперимента для измерения энергии частиц используется либо только электронная компонента токового импульса, либо электронная и ионная.

Принцип работы камеры Вильсона основан на конденсации пересыщенного пара и образовании видимых капель жидкости на ионах вдоль следа пролетевшей через камеру заряженной частицы. Для создания пересыщенного пара происходит быстрое адиабатическое расширение газа с помощью механического поршня. После фотографирования трека, газ в камере снова сжимается, капельки на ионах испаряются. Электрическое поле в камере служит для "очистки" камеры от ионов, образовавшихся при предыдущей ионизации газа.

Сцинтилляционный детектор использует свойство некоторых веществ светиться (сцинтиллировать) при прохождении заряженной частицы. Кванты света, образующиеся в сцинтилляторе, затем регистрируются с помощью фотоумножителей. Используются как кристаллические сцинтилляторы, например, NaI, так и пластиковые и жидкие. Кристаллические сцинтилляторы в основном используются для регистрации гамма-квантов и рентгеновского излучения, пластиковые и жидкие - для регистрации нейтронов и временных измерений. Большие объёмы сцинтилляторов позволяют создавать детекторы очень высокой эффективности, для регистрации частиц с малым сечением взаимодействия с веществом.

Принцип действия пузырьковой камеры основан на вскипании перегретой жидкости вдоль трека заряженной частицы. Пузырьковая камера представляет собой сосуд, заполненный прозрачной перегретой жидкостью. При быстром понижении давления, вдоль трека ионизирующей частицы образуется цепочка пузырьков пара, которые освещаются внешним источником и фотографируются. После фотографирования следа давление в камере повышается, пузырьки газа схлопываются и камера снова готова к работе. В качестве рабочей жидкости в камере используется жидкий водород одновременно служащий водородной мишенью для исследования взаимодействия частиц с протонами.

Камера Вильсона и пузырьковая камера имеют огромное преимущество, которое заключается в том, что можно непосредственно наблюдать все заряженные частицы, образующиеся в каждом акте реакции. Для того, чтобы определить тип частицы и ее импульс камеры Вильсона и пузырьковые камеры помещают в магнитное поле. Пузырьковая камера имеет большую плотность вещества детектора по сравнению с камерой Вильсона и поэтому пробеги заряженных частиц полностью заключены в объёме детектора. Расшифровка фотографий с пузырьковых камер представляет отдельную трудоемкую проблему.

Аналогично, как это происходит в обычной фотографии, заряженная частица нарушает вдоль своего пути структуру кристаллической решётки зерен галоидного серебра, делая их способными к проявлению. Ядерная эмульсия является уникальным средством для регистрации редких событий. Стопки ядерных эмульсий позволяют регистрировать частицы очень больших энергий. С их помощью можно определить координаты трека заряженной частицы с точностью ~1 микрона. Ядерные эмульсии широко используются для регистрации космических частиц на шарах-зондах и космических аппаратах .