Взаймодействие корпускулярных излучений с веществом

 

При прохождении ионизирующей частицы через вещество ионизация атомов и молекул может происходить за счет упругого и неупругого взаимодействия (рассеяния) этой частицы с ядрами и электронными оболочками атомов. При упругом взаимодействии кинетическая энергия ионизирующей частицы изменяется незначительно. При этом происходит изменение направления движения частицы. При неупругом взаимодействии часть кинетической энергии ионизирующей частицы расходуется на ионизацию и возбуждение атомов, на возбуждение ядер, расщепление ядер, тормозное излучение. Основным механизмом потери энергии ионизирующей частицы при прохождении через вещество является ионизационное торможение вследствие неупрогого взаимодействия. Траектории движения различных частиц в веществе сильно различаются в зависимости от массы и заряда. Чем больше масса ионизирующей частицы, тем меньше она отклоняется от первоначального направления движения.

Тяжелые ядра, a-частицы и протоны в веществе имеют прямолинейную траекторию и взаймодействуют по обоим механизмам. Неупрогое взаимодействие этих заряженных частиц имеет место при прохождении вблизи орбитальных электронов. При этом происходит ионизация и возбуждение атомов. Упругое рассеяние положительно заряженных частиц происходит на атомных ядрах из-за наличия кулоновских сил отталкивания. Неупрогое взаймодействие этих частиц с ядрами происходить, если энергия ионизирующей частицы достатачна для преодоления сил отталкивания. В этом случае частица проникает в ядро и образуется промежуточное ядро, которое распадается с испусканием заряженных частиц, нейтронов или гамма-квантов. При взаймодействии тяжелых частиц с высокой энергией с легкими ядрами возникают так называемые ядра отдачи, которые становятся ионизирующими частицами.

Бетта-излучение. Траектории электронов в облучаемом веществе сильно изломаны вследствие их упругого рассеяния на орбитальных электронах и неупругого торможения на ядрах атомов. Взаимодействии b^--частиц с электронной оболочкой приводит к изменению направления движения с незначительной потерей энергии. При прохождении электрона с высокой энергией вблизи ядра, скорость электрона снижается и часть его энергии испускается в виде фотона тормозного излучения. Таким образом, при прохождении через вещество b^--излучения с высокой энергией происходит образование электромагнитного излучения вторичного происхождения. При позитронном излучении наблюдается упругое рассеяние на ядрах атомов, а неупругое – на электронных орбиталях.

Вследствие значительного рассеяния бета-частиц в веществе истинная длина пути этих частиц в 1,5 – 4 раза больше глубины прохождения их в вещество.

Нейтронное излучение. В отличие от заряженных частиц, нейтроны не могут электрически взаймодействовать с электронной облочкой и ядрами атомов. Ионизирующий эффект нейтронного излучения проявляется за счет их упругого и неупрого взаймодействия с ядрами атомов. Нейтроны либо поглощаются ядрами, либо рассеиваются (меняют направление движения) на них. При столкновении с большими ядрами, например с ядрами атомов углерода, кислорода, азота, происходит упругое рассеяние нейтронов, при этом электрон теряет лишь 10 – 15 % энергии. При столкновении с ядрами атома водорода (протонами), первоначальная энергия нейтрона снижается в среднем два раза, превращаясь в кинетическую энергию протона отдачи (рис. 2.). Соответственно, эффективными поглотителями нейтронов являются материалы с относительно большим содержанием атомов водорода (вода, углеводороды). Поэтому для эффективной защиты от нейтронного излучения используются вода и углеводородные материалы. В процессе упругого рассеяния нейтронов образуются ядра отдачи, в первую очередь протоны, обладающие сильной ионизирующей способностью. Кроме того, стабильные атомные ядра при поглощении нейтронов становятся неустойчивыми, т.е. радиаоактивными. При распаде таких ядер возникает вторичная, так называемая наведенная радиоактивность. Распад новых радиоактивных атомов сопровождается a-излучением, g-излучением, протонным излучением. Таким образом, при нейтронном облучении конечный радиобиологический эффект обуславливается и ионизацией вещества, производимого опосредовано вторичными ионизирующими частицами или квантами.

 

 

Рис.2. Взаймодействие быстрого нейтрона с атомом водорода облучаемого вещества

 

Эффективность ионизации вещества при этом зависит от энергии нейтронов и от состава облучаемого вещества. В зависимости от начальной энергии различают 5 основных вида нейтронов: сверхбыстрые, с начальной энергией от 10 –50 МэВ; быстрые, с энергией 100 кэВ до 10 МэВ, промежуточные с энергией 1-100 кэВ, медленные с энергией меньше 1 кэВ, тепловые, обладающие энергией теплового движения (0,025 эВ). Основной вклад в ионизацию вещества вносят сверхбыстрые, быстрые и промежуточные нейтроны. Нейтроны в большинстве веществ обладают высокой проникающей способностью, и соответственно, низким ионизирующим эффектом. Однако, проникающая способность нейтронов в биологических тканях (с большим содержанием атомов водорода) невысокая вследствие их взаимодействия с протонами. Поэтому в биологических структурах быстрые нейтроны характеризуются высокой плотностью ионизации, что определяет исключительно высокую поражаемость живых объектов нейтронным облучением.

Взаймодействие ионизирующих излучений с веществом количественно оценивается такими параметрами как линейная плотность ионизации, линейная передача энергии (линейная тормозная способность), и средний линейный пробег частицы.

Линейной плотностью ионизации называют число ионов одного знака (или число пар ионов), образованных на единицу пути пробега частицы или кванта.

Линейная передача энергии (ЛПЭ) называется количество энергии потерянного частицей или квантом в расчете на единицу пути пробега. За единицу ЛПЭ в биологической ткани принимают 1 кэВ/мкм (62 Дж/м). Коэффициент линейной передачи энергии в определенном веществе называют линейной тормозной способностью вещества. Например, типичные значения ЛПЭ для различных видов излучения в воде составляют: для рентгеновского излучения с Е = 250 кэВ/мкм (λ = 20 нм) – 2 кэВ/мкм, a-излучения от ⁶⁰Со – 0,3 кэВ/мкм; нейтронов с энергией 14 МэВ – 12 кэВ/мкм, тяжелых ядер отдачи – от 100 до 2000 кэВ/мкм. В зависимости от значения ЛПЭ ионизирующие излучения разделяют на редкоионизирующие и плотноионизирующие. К редкоионизирующим принято относить все виды излучений с ЛПЭ < 10 кэВ/мкм, к плотноионизирующим – с ЛПЭ > 10 кэВ/мкм.

Средним линейным пробегом является среднее значение расстояния между началом и концом пробега частицы или кванта в данном веществе. Этот параметр характеризует проникающую способность ионизирующих излучений в веществе. На рис. 4. показана линейная плотность ионизации при прохождении a-частиц в воздухе. Как видно, по мере движения частицы в среде, ее скорость и энергия снижаются, линейная плотность ионизации возрастает. Наибольшее число ионов a-частицы образует «на излете», когда ее скорость и энергия обладают невысокими значениями. Возрастание плотности ионизации при невысоких скоростях объясняется тем, что a-частица больше времени находится вблизи атома и вероятность его ионизации, соответственно, возрастает. Как видно из рисунка 4, линейная плотность ионизации в воздухе естественных изотопов с a-излучением, составляет 2 –8 млн. пар ионов на 1 см. Так как для образования одной пары ионов требуется в среднем около 34 эВ, то значение линейной тормозной способности вещества (воздуха) находятся в интервале от 70 до 270 МэВ/м.

 

 

Рис. 4. Зависимость линейной плотности ионизации от длины пути пробега при прохождении a-частиц в воздухе

 

 

Средний линейный пробег частиц в веществе зависит от начальной их энергии, линейной передачи энергии и от плотности облучаемого материала. Так, пробег a-частиц различной энергии в воздухе составляет несколько сантиметров, в жидкостях и в тканях живых организмов – 10 –100 мкм. В конце пробега, скорость a-частицы замедляется до скорости молекулярно-теплового движения атомов. При этом она присоединяет два электрона и превращается в атом гелия. Пробег b-частицы в воздухе может достигать 25 м, а в биологических тканях – до 1 см.

Таким образом, проникающая способность ионизирующих излучений зависит от типа излучений, от первоначальной энергии частиц или квантов, от состава и плотности ионизируемого вещества. Высокой проникающей способностью в веществах обладают электромагнитные типы излучений, нейтроны. Заряженные частицы характеризуются невысокой проникающей способностью. Проникающая способность частиц и квантов обратно пропорционально коэффициенту линейной передачи: чем выше ЛПЭ, тем меньше проникающая способность.

По мере прохождения ионизирующего излучения в веществе, происходит ослабление потока излучения результате взаимодействия с атомами и молекулами. Ослабление (поглощение) энергии электромагнитного излучения в веществе описывается уравнением

I _(х) = I₀ e ^{m x}

где I_0, I _(х) - интенсивности излучения падающего и прошедшего через вещество с толщиной х; m - линейный коэффициент поглощения, который характеризует поглощающую способность вещества; е = 2,71 - основание натуральных логарифмов. В соответствии с этим законом, интенсивность излучения в веществе уменьшается в 2,71 раза при толщине материала равной 1/m см.

Линейный коэффициент поглощения m зависит от структуры облучаемого вещества и от начальной энергии излучения (табл. 1).

Одни и те же вещества характеризуются различными значениями m для одного вида излучения. Чем выше энергия излучения, теме ниже линейный коэффициент поглощения. Как видно, чем меньше значение m, тем слабее поглощение и тем выше проникающая способность электромагнитного излучения. Например, для ослабления электромагнитного излучения с начальной энергией квантов 250 кэВ в 100 раз необходим 7-сантиметровый слой свинца, обладающего самым высоким коэффициентом ослабления. Поэтому для защиты от рентгеновского и g-излучения используются в основном свинцовые экраны.

Таким образом, все виды ионизирующих излучений вызывают ионизацию и возбуждение атомов, молекул облучаемых объектов, в т.ч. и биологических систем. Однако, при облучении живых объектов различными видами излучений в одинаковых дозах возникают радиобиологические эффекты, различающиеся в количественном и качественном отношениях. Это связано с неодинаковым пространственным распределением энергии квантов или частиц при взаимодействии их с атомами в облучаемом микрообъеме, в первую очередь коэффициента ЛПЭ ионизирующих излучений

Ослабление интенсивности потока β-излучения в веществе также приближенно подчиняется экспоненциальной зависимости

N _(х) = N₀ e ^{m x}

 

где N_0, N _(х) - число бета-частиц, падающих и прошедших через вещество с толщиной х; m - линейный коэффициент поглощения, который характеризует поглощающую способность вещества.

 

Таблица 1

Значения линейного коэффициента поглощения m и ослабления g-излучения в различных веществах в зависимости от начальной энергии квантов

 

Начальная энергия g- излучения, МэВ	Воздух	Вода, биологические ткани	Железо	Свинец
	m (10^-2)	^*К100, м	m	К100, м	m	К100, см	m	К100, см
0,1	1,98		0,172	2,1	2,81		59,9	0,6
0,25	1,46		0,126	2,9	0,82		6,3	6,8
0,5	1,11		0,096	3,8	0,65		1,67
1,0	0,81		0,070	5,3	0,45		0,75
2,0	0,57		0,050	7,4	0,33		0,51
3,0	0,46		0,039	9,5	0,28		0,46
5,0	0,36		0,030	12,3	0,24		0,48
10,0	0,26		0,022	16,7	0,23		0,62

^*К₁₀₀ - толщина материала, ослабляющее излучение в 100 раз

 

 

.

Контрольные вопросы и задания:

 

1. Как Вы представляете процесс ионизации атомов и молекул?

2. В чем сходства и различия процессов, называемых «фотоэлектрическим эффектом», «эффектом Комптона»?

3. Как связаны между собой проникающая способность и линейная передача энергии ионизирующих излучений?

4. Вода в сосуде облучается рентгеновскими лучами с энергией 200 кЭв. По какому механизму будет происходить ионизация молекул?

5. Может ли возникать вторичное излучение при облучении животных рентгеновскими лучами с энергией 250 кЭв?

6. Контролер для выявления скрытых дефектов облучает металлические изделия узконаправленным пучком гамма-излучения с энергией квантов 2 МэВ. Облучается ли в этом случае сам контролер? Объясните.

7. Объясните термины «упругое рассеяние», «неупругое рассеяние» ионизирующих частиц.

8. При облучении какими типами ионизирующей радиации в облучаемом веществе возникает наведенная радиоактивность.

9. Предложите материалы для построения убежищ, обеспечивающие эффективную защиту а) от a- излучения, б) от g-излучения в) от β-излучения г) от нейтронного излучения

10. Как зависит ионизирующая способность излучения от коэффициента ЛПЭ?

11. Сформулируйте закон радиоактивного распада.

12. Можно ли остановить радиационный распад или снизить скорость распада радиоактивного изотопа? Как Вы понимаете термины «управляемая ядерная реакция», «неуправляемая ядерная реакция»?

13. Как можно определить активность радионуклида?

14. Зависит ли период полураспада радиоизотопа от его активности? Объясните.

15. Может ли иметь место наведенная радиоактивность в рентгеновском кабинете, если для получения рентгеновских снимков используются лучи с длинами волн в интервале от 1 до 0,01 нм?

 

 

Задачи

 

1. На какую глубину проникнут в биологическую ткань a-частицы с начальней энергией Е₀ = 5 МэВ, коэффициент ЛПЭ =100 КэВ/мкм?

2. Чему равна начальная энергия g-излучения с ЛПЭ = 0,2 КэВ/мкм, если ткань поражается на глубину 1 см?

3. Какую толщину стен убежища из железобетона необходимо построить для защиты от g-излучения с Е₀ = 1,0 МэВ, если m = 0,5. Считать, что эффективная защита достигается при снижении энергии излучения до 1 КэВ.

4. Во сколько раз снизится энергия g-излучения (250 кэВ) при прохождении через слой свинца толщиной 10 см?

5. Какой энергией будут обладать a-частицы на глубине 1 см при облучении воды a-излучением с начальной энергией Е₀ = 2 МэВ и ЛПЭ = 100 кэВ/мкм?

 

Лекция 4. Дозы ионизирующих излучений. Экспозиционная, поглощенная, эквивалентная дозы. Относительная биологическая эффективность ионизирующих излучений. Единицы измерения доз и мощности доз.

 

Облучение объектов происходит вследствие того, что они в течение определенного промежутка времени находятся в пространстве сосредоточения ионизирующих излучений. Это пространство называется полем излучения. Для характеристики поля излучения необходимо знать количество, энергетические характеристики, направление движения частиц или квантов, падающих на определенную точку среды облучения. Ионизирующее излучение распространяется в какой-либо среде (в воздухе, в воде) и соответственно, в нем происходит взаимодействие квантов или частиц с атомами среды, в результате чего часть энергии частиц и квантов поглощается и изменяется направление их движения. Поэтому полная характеристика поля излучения представляет собой чрезвычайно трудную задачу, и обычно на практике используют интегральные показатели, отражающие пространственное распределение энергии и потока излучений. В качестве такого интегрального показателя, характеризующего поле излучения, принята экспозиционная доза (Д_экс). Величина экспозиционной дозы отражает возможность в данной точке поля осуществиться определенному радиационному эффекту в результате взаимодействия излучения с облучаенмым веществом. Экспозиционная доза характеризует качество поля излучения, вне зависимости от того, какой объект облучается, т.е. этот показатель является мерой ионизирующего действия излучений. Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ является Клּкг^-1.

1 Клּкг^-1 - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения, при котором излучение в сухом атмосферном воздухе, производит ионы, несущие электрический заряд каждого знака, равный 1 кулону.

Широко распространена внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р). За 1 Р излучения в воздухе принимается такое количество поглощенной энергии, которая в 1 см³ (~1.3 мг) воздуха при температуре 0 °С и давлении 760 мм рт. ст. приводит к образованию 2,08 Ч10⁹ пар ионов. Соотношение между единицами измерения экспозиционной дозы в различных системах измерения следующее:

1 Р = 2,58 Ч10^-4 Клּкг^-1

Скорость изменения экспозиционной дозы в поле излучения называется мощностью экспозиционной дозы (Р_экз).

Р_экз = dD_экз /dt

Единицей измерения мощности экспозиционной дозы в системе СИ является Клּкг^-1 Ч с^-1.

Эффект облучения, в первую очередь, определяется количеством энергии, поглощенной объектом облучения, находящимся в поле излучения. Поэтому в качестве энергетической характеристики облучаемого обьекта используют поглощенную дозу D_погл. Поглощенная доза относится к облученному объекту и в ней отражается энергия ионизирующих излучений на единицу массы объекта.

D_погл = Е/m,

 

где Е - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме; m - масса вещества в этом элементарном объеме.

В системе СИ единицей измерения поглощенной дозы является грей (Гр), названная в честь английского радиобиолога Гарольда Грея. Этот ученый впервые установил количественную связь между физическими и биологическими эффектами излучения. За 1 Гр излучения принята доза равная 1 Дж на 1 кг массы облученного объекта.

1 Гр = 1ДжЧкг^-1

Скорость изменения поглощенной дозы называется мощностью поглощенной дозы и измеряется в Гр/с

Р_погл = dD_погл /dt

Внесистемной единицей измерения поглощенной дозы является рад, равная дозе, при которой на 1 кг массы объекта приходится 100 эрг поглощенной энергии.

1 рад = 10^-2 Гр

Несмотря на введение единиц измерения грей и рад, часто на практике поглощенную дозу рентегновского и гамма-излучения, продолжают выражать в рентгенах. В частности, градуировка шкалы дозиметрических приборов, используемых для измерения мощности доз, сделана в рентгенах и его производных - миллирентегенах, микрорентгенах.

Для расчета поглощенной дозы по значению экспозиционной дозы используется следующее соотношение:

D_погл = (М_kz / M_ka) Ч hD_экз,

где М_kz - коэффициент передачи энергии излучения веществу с данной атомной массой;

M_ka - коэффициент передачи энергии излучения воздуху;

h - эквивалент экспозиционной дозы, зависящей от энергетического состава излучений.

Для пересчета велечины поглощенной дозы (в радах) при известной экспозиционной дозе, выраженной в рентгенах, можно использовать более простую формулу:

D_погл = D_экз Чf,

где f – переходный коэффициент, зависящий от структуры объекта поглощения.

Этот коээфициент определяют экспериментальным путем. Так, для воздуха он равен 0,88, т.е. 1 Р экспозиционной дозы соответствует 0,88 рад поглощенной дозы. Для воды и мягких биологических тканей f = 0,93, соответственно, в этих случаях 1 Р = 0,93 рад ≈ 1 рад.

Поэтому при облучении живых организмов электромагнитными излучениями принимается, что 1 рентген экпозиционной дозы соответствует 1 раду поглощенной дозы.

Равные поглощенные дозы различных типов ионизирующих излучений вызывают неодинаковый эффект при действии на живые системы. Это связано с тем, что различные типы излучений характеризуется различным «качеством» действия по отношению живым организмам. Неодинаковое биологическое действие различных видов излучений при одинаковой поглощенной дозе привело к необходимости учитывать их относительную биологическую эффективность (ОБЭ) или говоря иначе «фактор качества» излучения. Поэтому для учета биологической эффективности ведено понятие эквивалентная доза излучения. Эквивалентная доза характеризует биологический эффект ионизирующих излучений. Эффект, вызванный поглощенной дозой определенного типа излучения, сравнивают с биологическим действием поглощенной дозы так называемого стандартного излучения. Эталоном для сравнения взята доза такого стандартного излучения, которое характеризуется коэффициентом ЛПЭ равной 3 КэВ/мкм в слое воды. Такими параметрами обладают электромагнитные излучения, в частности, рентгеновское излучение, с начальной энергией квантов 200 КэВ. Для расчетов доз в практических целях, нормы радиационной безопасности и санитарные правила предусматривают относительную биологическую эффективность различных видов излучений. Различные виды излучения обладают различными коэффициентами качества (взвешивающими коэффициентами) по сравнению со стандартным излучением (табл. 1). Для подсчета эквивалентной дозы в организме, в органе или ткани необходимо поглощенную дозу умножить на соответствующий взвешивающий коэффициент W_R для данного типа излучения

D_экв = D_погл Ч W_R

Если поле излучения состоит из нескольких излучений с различными коэффициентами качества, то эквивалентная доза определяется в виде:

D_экв = е D_погл ЧW_R

 

Единицей измерения эквивалентной дозы в системе СИ является Зиверт (Зв), названная в честь Рудольфа Зиверта - известного шведского физика- радиобиолога. Этот ученый - крупнейший специалист в дозиметрии, внесший большой вклад в методологию количественного измерения радиации, один из основателей концепции радиационной безопасности. По инициативе Р. Зиверта на нашей планете создана сеть станций дозиметрического контроля для наблюдения за радиационным фоном Земли. Внесистемной единицей для измерения эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рада).

 

1Зв = 1Гр = 1 Дж/кг стандартного излучения. 1 Зв = 10^-2 бэр.

 

Как видно, относительная биологическая эффективность зависит от типов излучения. Высокими коэффициентами качества обладают излучения, характеризующиеся высокой плотностью ионизации, т.е. большими значениям коэффициента ЛПЭ. Однако зависимость между ОБЭ и ЛПЭ излучений носит сложный характер. Повышение ОБЭ заряженных ионизирующих частиц с ростом ЛПЭ наблюдается только до значений ЛПЭ = 100 кэВ/мкм, при этом наблюдается максимальные значения ОБЭ. При значениях ЛПЭ более 100 кэВ ОБЭ ионизирующих частиц снижается (рис.1). При значениях ЛПЭ около 1 МэВ, эти ионизирующие частицы характеризуются невысокой ОБЭ. Причина этого явления заключается в том, что гибель клеток происходит после поглощения достаточно большого количества энергии в некотором критическом объеме. C ростом значения ЛПЭ такая вероятность увеличивается. Но после определенного порога наступает насыщение, и каждая следующая частица теряет энергию в процессе ионизации уже убитых клеток. При достижении оптимального значения ЛПЭ, когда наблюдается максимальное количество убитых клеток в определенном объеме на поглощенную дозу, наступает эффект избыточного поражения.

Таким образом, ОБЭ ионизирующего излучения зависит от вида излучения и от значения ЛПЭ. На этот показатель оказывают влияние и других факторы: мощность и величина поглощенной дозы, среда облучения, режим облучения, наличие или отсутствие кислорода, пострадиационные условия. Наиболее точную оценку ОБЭ ионизирующего излучения можно получить в том случае, когда облучаются изолированные культуры клеток или каллусные ткани, в которых поглощенная энергия распределяется равномерно по всему объему. В медицинской радиологии, для определения эквивалентной дозы, предлагается пользоваться взвешивающими коэффициентами для различных видов ионизирующей радиации (табл. 1)

Таблица 1

Коэффициенты качества (взвешивающие коэффициенты) для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы

 

Типы ионизирующих излучений	Коэффициент качества WR	Поглощен- ная доза	Эквивалент- ная доза
Кванты любых энергий (рентгеновское, g - и синхротрон- ное излучения)		1 Гр	1 Зв
Электроны и мюоны любых энергий (b-излучение)		1 Гр	1 Зв
Нейтроны энергией
до 10 кэВ от 10 кэВ до 100 кэВ от 100 кэВ до 2 МэВ 2 МэВ до 20 Мэв более 20 Мэв		1 Гр 1Гр 1 Гр 1 Гр 1 Гр	5 Зв 10 Зв 20 Зв 10 Зв 5 Зв
Протоны		1 Гр	5 Зв
a-частицы, тяжелые ядра, осколки деления		1 Гр	5 Зв

 

Доза эквивалентная или эффективно ожидаемая за время t, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм, определяется в виде:

D_экв.ож. = P_экв(t₀) Ч dt,

 

где t₀ = момент поступления радионуклидов в организм, P_экв(t₀) - мощность эквивалентной дозы к моменту t₀ . Если t не определено, то его принимают равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий при облучении всего тела человека и его отдельных органов с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани (табл. 2).

D_эфф = еD_экв ЧW_T,

 

где D_{экв -} эквивалентная доза в ткани или органе за определенное время, W_{T -} взвешивающий коэффициент для ткани.

Единицей измерения эффективной дозы в системе СИ также является зиверт.

 

 

Таблица 2

Значения взвешивающих коэффициентов для тканей и органов при расчете эффективной дозы

 

Орган, ткань	Коэффициент WT
Гонады Толстый кишечник, легкие, желудок Мочевой пузырь, печень, пищевод, щитовидная железа Кожа, кости Остальные ткани	0,20 0.12 0,05 0,01 0,05

 

 

Доза на орган - средняя доза в определенной ткани или органе человеческого организма

D_орг = (1/ m_T)Ч D_погл dm,

где m_{T -} масса ткани или органа, D_погл - поглощенная тканью или органом доза в элементарном объеме.

Доза эффективная коллективная - величина, определяющая полное воздействие излучения на группу людей определяется в виде:

D_кол = еE_i ЧN_i, где

E_{i -} средняя эффективная доза на i -ю подгруппу людей, N_i -число людей в подгруппе.

Эффективная коллективная доза может быть определена и виде интеграла:

D_кол = Е [dN/dE ] ЧdE,

 

где dN - число облученных лиц, получивших эффективную дозу от Е до dE.

В научной, учебной литературе, на практике для измерения радиоактивности, доз ионизирующих излучений используются единицы измерений, как в системе СИ, так и внесистемные единицы. В таблице 3 приведены соотношения между внесистемными единицами и единицами в системе СИ для обозначения физических величин, используемых в радиобиологии.

 

Таблица 3

Основные физические величины дли определения доз в радиобиологии

 

Физическая величина	Название и обозначение единиц	Соотношение между единицами
	Внесистемная	Система СИ
Активность источника ионизирующих излучений	Кюри (Ки, Ci)	Беккерель (Бk, Bq)	1 Ки = 3,7 Ч10^-10Бк 1 Бк = 2,7 Ч10^-11Ки
Экспозиционная доза	Рентген (Р, R)	Кулон на кило- грам (КлЧкг^-1, CЧkg^-1)	1 Р = 2,58 Ч10^-4 Кл/кг 1 КлЧкг^-1= 3876 Р
Мощность экспозиционной дозы	Рентген в секунду (РЧс^-1, RЧc^-1)	Кулон на килограмм в секунду (КлЧкгЧс^-1)	1РЧс= 2,58Ч10^-4 КлЧкгЧ с^-1 1 КлЧкгЧ с^1= 3876 РЧс^-1
Поглощенная доза	Рад (рад, rad)	Грей (Гр, Gr)	1 рад =10^-2Гр 1 Гр = 100 рад
Мощность поглощенной дозы	Рад в секунду (радЧс^-1, radЧс^-1)	Грей в секунду (ГрЧс^-1, GrЧс^-1)	1 рад/с =10^-2Гр/с 1 Гр/с = 100 рад/с
Эквивалентная доза	Бэр (бэр, rem)	Зиверт (Зв, Sv)	1 бэр=10^-2Зв 1 Зв = 100 бэр
Мощность эквива- лентной дозы	Бэр в секунду (бэрЧс^-1, remЧс^-1)	Зиверт в секунду (ЗвЧс^-1, SvЧс^-1)	1 бэр/с=10^-2ЗвЧс^-1 1 Зв/с = 100 бэрЧс^-1

 

Контрольные вопросы и задания:

 

1. Как Вы понимаете термин «относительная биологическая эффективность ионизирующих излучений»?

2. Что означает термин «стандартное ионизирующее излучение» и каковы ее параметры?

3. Как вы понимаете термины «поле излучения», «облучаемый объект»?

4. Какие единицы используются для измерения экспозиционной дозы излучения?

5. Существует ли зависимость между мощностью экспозиционной дозы и эквивалентной дозой? Объясните.

6. Какая зависимость существует между начальной энергией ионизирующей частицы и ЛПЭ в веществе?

7. Как зависит ОБЭ от ЛПЭ ионизирующего излучения?

8. Какие параметры (характеристики) излучения необходимо знать для подсчета эквивалентной дозы, эффективной дозы?

9. Объясните значение терминов «источник излучения», «поле излучения», «облучаемый объект».

10. Опишите процесс «избыточного» поражения в биологических объектах?

 

 

Задачи

 

1. Поглощенная доза a-излучений составила 5 Гр. Чему равна эквивалентная доза?

2. Мощность поглощения дозы b-излучения составляет 0,1 рад/с. Какова эквивалентная доза, получаемая живым объектом за 1 час?

3. Чему равна энергия g-излучения с ЛПЭ=10 КэВ/мкм, если ткань поражается на глубину 1 см?

4. Поглощенная доза рентгеновского излучения составила 1 Гр. Чему равна эквивалентная доза?

5. Мощность поглощенной дозы a-излучения составляет 0,01 рад/с. Чему равна эквивалентная доза за 1 час?

6. Активность источника составляет 10 мКи. Выразите активность этого источника в единицах системы СИ.

7. Мощность поглощенной дозы составила 10 мрад/с. Какова эквивалентная доза за 1 ч в системе СИ?

8. Мощность экспозиционной дозы составила 100 мР/с. Выразите эту дозу в единицах системы СИ.

9. Рассчитайте эффективную дозу для пациента, если мощность поглощенной дозы при рентгенотерапии желудка составила 10^-3 мГр/мин. Было проведено 5 сеансов терапии продолжительностью каждой по 10 мин.

10. Человек облучался γ-излучением в течение 30 мин при мощности экспозиционной дозы 2 мкР/ч. Рассчитайте велечину эквивалентной дозы (в зивертах) для этого человека.

 

Лекция 5а. Теоретические представления о механизмах действия ионизирующего излучения на биологические объекты. Теория мишеней. Зависимость биологического эффекта от поглощенной дозы.

 

Количественные эксперименты в радиобиологии начали проводиться с 20 годов 20 века. Представители различных групп организмов подвергались действию рентгеновского излучения и излучению радия. Интенсивным радиобиологическим исследованиям в этот период способствовало бурное развитие ядерной физики и биологической науки. К этому времени, в физике начинается широкое использование методов дозиметрии и радиометрии, соответственно, у радиобиологов появляется возможность регламентации доз облучения. Для проведения количественных экспериментов исследователи начали использовать гомогенные растворы макромолекул, клоны генетически однородных вирусов, клеток, т.е. такие системы, в которых возможно определить реакцию единичного объекта на соответствующую дозу облучения. Очень важным для развития радиобиологической накуки явилось то, что зависимость биологического эффекта от дозы облучения исследователи начали выражать графически, в так называемых «дозовых кривых». Для построения таких графиков необходимо облучать большое количество живых объектов в определенном интервале доз, и определить число обьектов, сохранивших свои первоначальные свойства по отношению к общему их числу до облучения. На рис.1 представлены результаты некоторых классических опытов.

 

Рис. 1. Зависимость биологического эффекта от поглощенной дозы рентгеновского излучения

а) доля выживших особей инфузорий через два часа после облучения (Кроутер, 1926)

б) доля неинактивированных молекул рибонуклеазы после облучения (Ли, 1944)

ось.абцисс – поглощенначя доза, рад, ось оординат - выживших клеток или активных молекул, %

 

Как видно, при облучения рентгеновскими лучами суспензии инфузорий уже при небольших дозах (» 0,1 – 1рад) обнаруживаются погибшие клетки. Повышение дозы приводит к увеличению количества погибших клеток. Однако, даже при высоких дозах (4 -5 рад) сохраняется отдельные живые клетки. Аналогичная закономерность выявляется и при облучении раствора фермента рибонуклеазы: при небольших дозах определенное количество молекул фермента инактивируется, в то же время, и при очень высоких дозах сохраняются некоторое количество нативных макромолекул.

Анализ «дозовых кривых», построенных на основании экспериментов с различными биологическими объектами позволяет выявить следующую закономерность: при самых малых дозах облучения обнаруживаются инактивированные молекулы, вирусы, клетки, т.е. все кривые четко экстраполируются к нулю. В то же время, и при больших дозах облучения, в дозах сотни и тысячи разпревышающих минимальные, определенное количество живых объектов сохраняют свои первоначальные свойства. По-другому, даже при очень высоких дозах облучения часть облученных живых объектов поражается ионизирующим излучением. Обнаруженную закономерность невозможно объяснить, исходя только из биологических особенностей объектов. Так, отсутствие нижнего порога на кривой «доза-эффект» означает, что в пределах генетически однородной популяции организмов существуют особи, которые гибнут при очень малых дозах радиации. В то же время, в этой популяции, есть и особи, выживающие при действии более высоких доз. Только естественная вариабельность признака радиоустойчивости не может быть причиной обнаруженного эффекта. Также невозможно предположить, что среди молекул фермента, характеризующихся одинаковыми физико-химическими свойствами, одни молекулы инактивируются при малых дозах, а другие сохраняют ферментативную активность при действии тысячекратно превосходящих доз лишь в силу особенностей отдельных молекул рибонуклеазы.

Объяснения этих фактов следует, видимо, искать в особенностях воздействия ионизирующих излучений на живые системы.