российский государственный медицинский университет

медико-биологический факультет

кафедра молекулярной фармакологии и радиобиологии

ПРАКТИКУМ ПО РАДИОБИОЛОГИИ

Часть 1

регистрация ионизирующих излучений.

физическая защита.

Методическая разработка для студентов

Москва 2008 г.

Введение

Настоящий практикум объединяет в себе 3 лабораторные работы, предназначенные для обучения студентов медико-биологического факультета РГМУ приемам работы с дозиметрической аппаратурой и методам расчета дозиметрических величин.

В общей части практикума содержатся сведения об основных дозиметрических величинах и их взаимосвязи. Каждая практическая работа содержит теоретическую и практическую часть. В теоретической части изложены принципы используемого в работе метода регистрации ИИ, его особенности. Практическая часть содержит описание конкретного прибора, методику проведения работы и получения конечного результата. Оформленная практическая работа должна содержать:

1. Краткий конспект теоретической части.

2. Цели и задачи работы.

3. Протокол получения первичных результатов, содержащий дату, средства и условия проведения эксперимента, собственно результаты измерений. Протокол подписывается у преподавателя.

4. Графики, формулы и ход расчетов по ним. Графики выполняются на миллиметровой бумаге в масштабе, максимально возможном для формата А4-А5. В случае использования обычной бумаги график должен выполняться с помощью любой доступной программы статистической обработки данных.

5. Окончательный результат, выводы.

Для контроля усвояемости материала в конце каждой работы содержатся вопросы, на которые студент должен уметь отвечать.

Заключительная часть практикума содержит теоретические задачи. Так как при решении задач, могут понадобиться данные, полученные при выполнении лабораторных работ заданий, то эта часть выполняется в последнюю очередь.

Основные дозиметрические величины

Поглощенная доза (D) ионизирующего излучения - это средняя энергия (dE), переданная ионизирующими частицами единице массы облучаемого вещества (dm):

D = dE / dm (1)

В системе СИ единицей поглощенной дозы является 1 грей (1 Гр). 1Гр равен одному джоулю, поглощенному в 1 кг вещества (1 Гр = 1 Дж/Кг ).

Специальная (исторически сложившаяся) единица поглощенной дозы 1 рад (radiation absorbed dose). 1 рад = 100 эрг/г = 10^-2 Дж/кг = 10^-2Гр.

Для оценки биологического действия ИИ решающую роль играет количество энергии, поглощенной организмом и его тканями, а именно - поглощенная доза. Однако, существующие дозиметрические приборы позволяют измерить не поглощенную дозу, а лишь величину ионизирующего эффекта излучения в воздушной среде, т.е. экспозиционную дозу.

Экспозиционная доза (X) ионизирующего излучения - это полный заряд (dQ) ионов одного знака, возникающих в единице массы воздуха (dm) при полном торможении всех вторичных электронов, образованных фотонами в объеме воздуха, соответствующим этой массе.

Х = dQ / dm (2)

Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является Кл/кг. На практике, несмотря на рекомендации использовать международные единицы, чаще пользуются внесистемной, исторически сложившейся единицей экспозиционной дозы – рентгеном (Р).

Рентген был введен в 1928 г. для определения экспозиционной дозы, создаваемой фотонным излучением в воздухе и определялся как такое количество рентгеновского или гамма-излучения при котором сопряженная с ним корпускулярная эмиссия образует в 1 см³ (0,001293 г) воздуха столько ионов каждого знака, что их общий заряд составляет 1 электростатическую единицу заряда.

1Р = 0,258 мКл/кг (3)

Учитывая, что для образования 1 единицы заряда СГСЭ требуется 2,08•10⁹ пар ионов на 1 см³, а средняя работа ионизации в воздухе составляет 34 эВ, и 1 эВ = 1,6•10^-12эрг, то измерение дозы в рентгенах, позволяет рассчитать дозу, поглощенную в объеме:

1Р = 2,08·10⁹·34·1,6·10^-12 = 0,114 эрг/см³ (4)

Величина поглощенной дозы излучения зависит от свойств излучения и свойств поглощающей среды. Соотношение между экспозиционной и поглощенной дозой фотонного излучения составляет для воздуха: 1Р = 0,88 рад, для мягких тканей 1Р = 0,95 рад. Как видно из последнего соотношения, экспозиционная и поглощенная дозы, выраженные во внесистемных единицах численно практически равны (разница составляет всего 5%). Данное обстоятельство отчасти оправдывает использование внесистемной единицы рентгена.

Экспозиционная и поглощенная дозы, отнесенные к единице времени называются соответственно мощностью экспозиционной и мощностью поглощенной доз облучения.

Практическое использование радиоактивных нуклидов и меченых препаратов делает необходимым их количественное измерение, при этом пользуются не единицами массы, а единицами активности. Под активностью А понимают число спонтанных ядерных превращений в препарате dN за малый промежуток времени dt,:

A = dN / dt. = N = N₀ e ^-t = А₀e ^-t, = 0,693/T_½, (5)

где N и N_о число радиоактивных ядер в момент времени t и t₀,  -постоянная распада, T_½ - период полураспада.

Единицей радиоактивности в системе СИ является беккерель (Бк, Bq). 1Бк = 1 распад в секунду. Кроме того, иногда используют исторически сложившуюся, внесистемную единицу - кюри (Ки, Ci). Активностью в 1 Ки обладает 1 г радия (²²⁶Ra) с находящимся в равновесии с ним радоном. 1Ки=3,7•10¹⁰ Бк. В связи с тем, что беккерель величина незначительная, а кюри – громоздкая применяют также кратные и дольные единицы активности. (см. Приложения, табл.1.)

Для оценки радиоактивного загрязнения территории (плотности радиоактивного загрязнения применяют величины радиоактивности отнесенные к единице площади – Ки/км², кБк/м². Кроме того, на практике пользуются понятием удельной активности, представляющей собой активность препарата, отнесенную к единице массы или пересчитанную на моль вещества.

В дозиметрии ИИ и при расчете защиты часто используются понятия потока частиц, плотности потока, интенсивности излучения (I).

Поток частиц или флюенс (Ф) – это отношение числа частиц dN, проникающих в объем элементарной сферы, к площади её поперечного сечения dS.

Ф = dN / dS [частиц/м²], (6)

Плотностью потока частиц (φ) называют флюенс в единицу времени.

φ = dФ / dt [частиц/м²c] , (7)

Плотность потока частиц и активность точечного источника связаны соотношением:

φ = A / 4R², где R – расстояние до источника ИИ, (8)

Так как ионизирующие частицы переносят определенное количество энергии, то наряду с понятиями потока и плотности потока частиц можно пользоваться понятием потока энергии(), переносимой излучением и её плотности потока или интенсивности( I ).

 = dE / dS [Дж/м²] I = d / dt [Дж/м²c] , (9)

Для расчета экспозиционных доз от любых изотопных источников γ-излучения используют гамма постоянную и гамма-эквивалент

Гамма-постоянная (К_) - это мощность дозы, создаваемая 1 милликюри данного радионуклида на расстоянии 1 см от него. Размерность р см²/час мКи.

Гамма-эквивалент (Г) - это такое количество радия (в ед. массы), которое создает такую же мощность дозы, как и данный источник излучения. Единица измерения - мг-экв. радия. При расчете экспозиционных доз от внешних источников гамма-излучения пользуются следующими формулами:

X = К А t /R² , (10)

X = 8,4Г t /R² , (11)

М

Таблица 1. Взвешивающие коэффициенты W_R (коэффициенты качества) для ионизирующих излучений.

Вид излучения	КК
Рентгеновское и гамма-излучение	1
Бета-изл., электроны, позитроны	1
Протоны с энергией менее 10 МэВ	10
Нейтроны с энергией менее 20 кэВ	3
Нейтроны с энергией 0,1 - 10 МэВ	10
Альфа-изл. с энергией менее 10 МэВ	20
Тяжелые ядра отдачи	20

ерой радиационной опасности для биологических объектов является поглощенная доза. Однако, реакция организма, его систем, органов, тканей определяется не только величиной поглощенной дозы, но и распределением дозы во времени (мощность дозы, фракционирование дозы) и качеством излучения. Каждый вид ионизирующего излучения характеризуется своей относительной биологической эффективностью (ОБЭ), которая зависит от линейной передачи энергии излучения в веществе. Линейная передача энергии (ЛПЭ) - это средние потери энергии частицы на ионизацию и возбуждение атомов среды (вода) в пределах объема ее трека, отнесенные к единице пути частицы. Единицей измерения ЛПЭ является кэВ/мкм.

Для установления радиационной опасности от разных видов излучений используют понятие эквивалентной дозы (H).

H = D W_R, (12)

где D поглощенная доза W_R – взвешивающий коэффициент (коэффициент качества, коэффициент ОБЭ), показывающий во сколько раз данный вид излучения вызывает более сильное биологическое действие, чем стандартное излучение (стандартным считается рентгеновское излучение с энергией квантов 180-200 кэВ) при одинаковой поглощенной дозе (Табл. 1).

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является 1 бэр (биологический эквивалент рада).

Таблица 2. Коэффициенты радиационного риска для разных органов (тканей) человека при равномерном облучении.

Орган (ткань)	WT (КРР)
Красный косный мозг	0,12
Костная ткань	0,03
Щитовидная железа	0,03
Молочная железа	0,15
Легкие	0,12
Гонады	0,25
Другие ткани	0,30
Организм в целом	1,00

Следует также учитывать, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны, чем другие. Поэтому для правильного расчета доз облучения пользуются взвешивающими коэффициентами W_T (коэффициенты радиационного риска (табл.2).

Умножив эквивалентную дозу на соответствующие коэффициенты и просуммировав по всем органам и тканям, получают эффективную эквивалентную дозу, отражающую суммарный эффект облучения для организма; она также измеряется в зивертах.

E= ΣH_т W_т,

Эффективная эквивалентная доза - это величина, используемая как мера радиационного риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных его органов и тканей Суммирование индивидуальных эффективных эквивалентных доз, полученных группой людей, приводит к коллективной эффективной эквивалентной дозе, измеряемой в человеко-зивертах.

Все источники ионизирующих излучений делят на естественные и искусственные. Естественные источники ионизирующих излучений (радионуклиды радиоактивных семейств и не входящие в них, космическое излучение) создают на Земле естественный радиационный фон, средняя мощность которого составляет -2400 мкЗв в год. К искусственным источникам ИИ относят искусственно полученные радионуклиды и технические устройства – ядерные реакторы, ускорители, рентгеновские трубки и т.п.

В силу различной профессиональной принадлежности людей к источникам излучений разные группы населения получают неодинаковые дозы облучения. В связи с этим, «Нормами радиационной безопасности» устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (лица, непосредственно работающие с источниками ионизирующих излучений - группа А и лица, работающие на опасных в радиационном отношении объектах, но не имеющих непосредственного контакта с источниками ионизирующих излучений - группа Б, например, управляющий персонал АЭС);

- население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Основные пределы доз приведены в таблице 3.

Таблица 3. Основные дозовые пределы внешнего и внутреннего облучения.

Нормируемые величины*	Дозовые пределы для:
	Персонала (группа А)**	Населения
Эффективная доза за год	20 мЗв в среднем за любые 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в среднем за любые 5 лет, но не более 5 мЗв в год.
Эвивалентная доза за год:
в хрусталике***	150 мЗв в год	15 мЗв в год
в коже****	500 мЗв в год	50 мЗв в год
в кистях и стопах	500 мЗв в год	50 мЗв в год

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б. равны 1/4 значений для персонала группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см²

**** Относится к среднему по площади в 1 см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/м² под покровным слоем толщиной 5 мг/см² . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.