1. ZDROJE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ (Václav Hušák) 1.1 Přírodní zdroje ionizujícího záření

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE

1. ZDROJE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ (Václav Hušák) 1.1 Přírodní zdroje ionizujícího záření K přírodním zdrojům náleží kosmické záření a přírodní radionuklidy vyskytující se v přírodě, např. 40K, 226Ra, 222Rn, 238U aj.. Rozlišují se tři složky kosmického záření: galaktické záření, sluneční záření a záření radiačních (van Allenových) pásů Země. Galaktické kosmické záření pochází z hlubokých oblastí vesmíru a skládá se z protonů (85 %), jader helia (11 %), těžších jader prakticky všech prvků soustavy (1 %) a elektronů (3 %). Sluneční kosmické záření pochází především ze slunečních erupcí. Je tvořeno z 99 % protony, těžší nabité částice představují méně než 0,1 % celkové fluence. Radiační (van Allenovy) pásy jsou tvořeny protony a elektrony zachycenými magnetickým polem Země v určitých vzdálenostech od jejího povrchu; vnější pás je ve vzdálenosti 20 000 km, vnitřní ve vzdálenosti 3 tisíce km. Po vstupu do atmosféry interagují částice kosmického záření s přítomnými atomy a molekulami. K zemskému povrchu pronikají hlavně částice vznikající interakcemi zejména primárních fotonů (tzv. sekundární složka kosmického záření). K dávkovému ekvivalentu člověka na zemském povrchu přispívají nejvíce muony, s rostoucí nadmořskou výškou roste příspěvek elektronů, ve vzdálenostech větších než desítky km nejvíce dominují protony. Na radiační zátěži člověka v obvyklých výškách letů letadel se podílí polovinou neutrony a polovinou nabité částice. Přírodní radionuklidy se podle původu rozdělují do tří skupin: radionuklidy kosmogenní, primordiální a radionuklidy vznikající sekundárně z původních radionuklidů tvořících přeměnové řady. Kosmogenní radionuklidy vznikají průběžně v jaderných reakcích při interakci kosmického záření se stabilními prvky zejména ve vnějším obalu Země, např. známý izotop 14C vzniká v reakci 14N(n,p)14C, dalšími kosmogenními radionuklidy jsou 3 H, 7Be, 22Na aj.. Primordiální radionuklidy 238U, 235U, 232Th, 40K, 87Rb aj. vznikly v raných stádiích vesmíru a díky velmi dlouhému poločasu přeměny většímu než 108 let se dosud vyskytují na Zemi ve významném množství. Z radionuklidů vznikajících v přeměnových řadách je nejvýznamnější 226Ra (je v řadě počínající 238U) a z něho vznikající plyn 222Rn s řadou dceřiných produktů, které jsou již v pevné formě.

1.2 Umělé zdroje ionizujícího záření Umělé zdroje ionizujícího záření vytvořené člověkem zahrnují rentgenky, umělé radionuklidy, urychlovače, jaderné reaktory aj. Rentgenky. V těchto zařízeních jsou elektrony emitované z katody urychlovány k terčíku na anodě, v němž je dopadem elektronů buzeno elektromagnetické záření nazývané rentgenové. Rozlišuje se záření brzdné a charakteristické (obr. 1.1). Brzdné rentgenové záření vzniká při změně rychlosti pohybu elektronu v elektromagnetickém poli atomů anody. Spektrum brzdného záření je spojité. V lékařských rentgenkách je energie elektronů dopadajících na anodu od několika desítek keV až do 500 keV při proudu 50 mA až 1 A. Charakteristické rentgenové záření s čárovým spektrem je emitováno při přechodu elektronu v materiálu anody z excitovaného elektronového obalu atomu na nižší

10


energetickou hladinu – energie fotonu je rovna energetickému rozdílu mezi hladinami (obr. 1.2). Rentgenky jsou jediným zdrojem záření pro radiodiagnostiku, ve kterých se využívá hlavně brzdného záření; jen mamografické vyšetření je založeno na charakteristickém záření.

Obr. 1.1 – Spektrum rentgenového spojitého a charakteristického záření (napětí na rentgence 300 kV, wolframový terčík, filtrace 2 mm Al a 3,5 mm Cu). Na svislé ose grafu je vynesen počet fotonů rentgenového záření vztažený na jednotkový interval energie.

Obr. 1.2 Vznik rentgenového záření Kα a Kβ v atomovém obalu atomu při přeskocích elektronu ze slupky M a slupky L na prázdné místo po elektronu ve slupce K.

Radionuklidy. Při přeměnách (rozpadech) radionuklidů se uvolňuje ionizující záření různého druhu. Při přeměnách jádra atomů některých radionuklidů jsou emitovány částice α – heliová jádra sestávající ze dvou protonů a dvou neutronů. Zářiče alfa se v rutinní lékařské praxi nepoužívají; v posledních letech se vynakládá úsilí o jejich aplikace v radioimunoterapii (jedné z oblastí léčby otevřenými zářiči v nukleární medicíně). Částice β emitované při přeměnách protonů a neutronů v jádře mají buď záporný náboj (elektrony) nebo kladný náboj (pozitrony). Zářiče beta – 90Y, 89Sr, 32P, 131I aj. – nacházejí uplatnění v léčbě nádorových a dalších onemocnění v nukleární medicíně. Záření γ, které je elektromagnetické povahy, vzniká při přechodu nukleonů v atomovém jádře z vyšších

11


energetických hladin na nižší. Spektra částic alfa a záření gama jsou čárová (jsou tvořena liniemi), spektrum částic beta je spojité. Při přeměně některých radionuklidů je vedle záření gama emitováno též intenzivní charakteristické záření tak jak je tomu u rentgenek (obr. 1.2); příkladem takových zářičů používaných v lékařství jsou 125I a 201Tl. Přeměny radionuklidů jsou doprovázeny též emisí konverzních a Augerových elektronů, jež pocházejí, stejně jako charakteristické záření, z atomového obalu. Zářiče gama – 99mTc, 111 In, 67Ga aj. - ve formě otevřených zářičů (roztoků a plynů) jsou běžným prostředkem k diagnostice v nukleární medicíně, zářiče gama – 60Co, 137Cs, 192Ir aj. - ve formě uzavřených zářičů jsou základem radioterapie. Druhem radioaktivní přeměny je samovolné (spontánní) štěpení, jež je specifické pro velmi těžká jádra transuranů; při tomto štěpení jsou emitovány – vedle jiných druhů záření – neutrony; příkladem je 252Cf využívané v radioterapii. V jaderných reakcích částic alfa s jádry některých prvků vznikají neutrony; např. reakce částice alfa emitované při přeměně 241Am (poločas 432 r) s jádrem berylia vede k emisi neutronů s výtěžkem 82 neutronů připadajících na milión částic α. Urychlovače. Podle tvaru dráhy urychlované nabité částice se urychlovače dělí na kruhové a lineární. K prvnímu druhu náleží betatron, v němž se elektrony urychlují po kruhové dráze uvnitř vyčerpané trubice prstencového tvaru. V minulých desetiletích se betatrony hojně používaly v radioterapii, poté ustoupily lineárním urychlovačům. Dalším kruhovým urychlovačem je cyklotron, který slouží k získávání svazků nabitých částic o vysoké energii – protonů, deuteronů aj. Cyklotrony slouží k výrobě radionuklidů pro aplikace v lékařství a dalších oborech. Vložením kovového terčíku do svazku nabitých částic urychlených v cyklotronu lze získat neutrony s vysokou energií. Lineární urychlovač je pojmenován podle toho, že elektrony jsou v něm urychlovány elektromagnetickou vlnou po přímkové dráze. Klasický princip lineárního urychlovače s postupnou vlnou, v němž je elektron unášen elektromagnetickou vlnou postupující v urychlovací trubici, je u přístrojů pro lékařské použití nahrazen principem stojaté vlny. Urychlovače elektronů mohou sloužit i jako zdroj intenzivního brzdného rentgenového záření s energií podstatně vyšší než mohou poskytnout rentgenky; brzdné záření se získává dopadem svazku urychlených elektronů na kovovou fólii. V praxi se běžně setkáváme s lékařskými urychlovači v oblasti energií do desítek MeV. Kromě elektronových urychlovačů jsou na některých zahraničních pracovištích využívány pro léčbu nádorových onemocnění i urychlovače protonů a těžkých iontů. Jaderné reaktory. Tato zařízení, v nichž probíhá řízené štěpení jader 235U, jsou mohutným zdrojem neutronů a záření gama. V jaderných reaktorech se vyrábějí radionuklidy pro použití v lékařství a dalších oborech.

1.3 Interakce ionizujícího záření s prostředím Interakce ionizujícího záření, nepostižitelného lidskými smysly, s prostředím je základem detekce a dozimetrie, radiobiologie, radiochemie a všech aplikací v různých oborech. Při průchodu záření α prostředím vytvářejí tyto částice při srážkách s atomy kladné ionty tím, že z elektronového obalu atomů vyrážejí elektrony – dochází k ionizaci (obr. 1.3). Vzhledem k tomu, že částice alfa ztrácejí při ionizacích velmi rychle svoji ener-

12


gii, jejich dosah v prostředí je velmi malý. V plynech je to řádově několik cm, ve tkáni µm až desítky µm.

Obr. 1.3 - Schematické znázornění dráhy částice alfa a procesů po interakci fotonu gama s elektronem atomového obalu.

Částice β (elektrony) při průchodu prostředím ztrácejí svoji energii v ionizacích atomů a dále v důsledku brzdného záření. Jelikož elektrony jsou ve srovnání se zářením alfa relativně malé a lehké, jsou rozptylovány s malými ztrátami energie a jejich dráha může být značně klikatá. Jejich dosah závisí na energii; záření beta s maximální energií 2 MeV má dolet ve vzduchu přibližně 8 m, ve vodě 1 cm a v hliníku 4 mm. Energie brzdného záření a výtěžek brzdného záření závisejí na atomovém čísle absorbující látky – u těžkých látek jsou výrazně vyšší než u látek lehkých. Při průchodu pozitronů (elektronů s kladným nábojem) prostředím dochází k tzv. anihilaci. Pozitron se spojí s elektronem, při čemž vzniknou dva fotony záření gama s energií 511 keV, jež z místa anihilace odlétnou opačnými směry. Interakce záření γ s hmotným prostředím se výrazně odlišuje od interakce elektricky nabitých částic. Při průchodu prostředím uvolňují fotony elektricky nabité částice (elektrony), které tím získají energii dostatečnou k tomu, aby byly schopné prostředí ionizovat a excitovat. Záření γ náleží tedy do kategorie nepřímo ionizujícího záření. Záření gama interaguje s prostředím fotoefektem, Comptonovým rozptylem a tvorbou párů elektron – pozitron (obr. 1.4). Při fotoefektu předá foton záření γ veškerou svoji energii elektronu na některé z vnitřních slupek atomu. Tento elektron je z atomu uvolněn a jeho místo je zaplněno elektronem z vyšší slupky a přebytek energie je vyzářen v podobě fotonu charakteristického rentgenového záření. Pravděpodobnost fotoefektu se zmenšuje s rostoucí energií záření γ a roste s atomovým číslem materiálu; projevuje se tedy hlavně u fotonů s nižší energií a v látkách s vysokým atomovým číslem (např. ve stínícím materiálu Pb). Při Comptonově rozptylu se jedná o interakci fotonů γ se slabě vázanými elektrony na vnějších slupkách atomů. Foton γ předá část své energie volnému elektronu a uvede jej do pohybu. Rozptýlený foton pak s nižší energií pokračuje v pohybu v odlišném směru.

13


Comptonův rozptyl je převládajícím typem interakce záření gama středních energií s látkami o malém atomovém čísle (voda, tkáň aj.). Má-li foton γ větší energii než 1,02 MeV, může být zcela pohlcen v elektrickém poli atomového jádra, přičemž vzniká dvojice elektron a pozitron (elektron-pozitronový pár).

Obr. 1.4 - Schematické znázornění procesů interakce záření gama a rentgenového záření s prostředím.

Podstatně kratší dosah elektronů ve tkáni ve srovnání s dosahem záření rentgenového a γ je demonstrován na obr. 1.5. Svazek elektronů s energií 11 MeV je výrazně více zeslabován ve tkáni než svazek rentgenového záření s relativně nízkou energií; z toho vyplývá, že i absorbovaná dávka způsobená elektrony je ve velké hloubce podstatně menší než dávka rentgenového záření.

14


15

Obr. 1.5 – Zeslabení svazku elektronů a svazku rentgenového záření při průchodu tkání.

Při interakci neutronů (náležejících rovněž do kategorie nepřímo ionizujícího záření) s prostředím dochází nejčastěji k pružnému rozptylu a záchytu neutronu (radiačnímu záchytu). Při pružném rozptylu dochází ke změně směru neutronu a přechodu části kinetické energie neutronu na atomové jádro. Neutron se vychýlí ze směru pohybu v poli jaderných sil atomového jádra a zpomalí se. Při radiačním záchytu je neutron absorbován jádrem – tím se vytvoří složené jádro ve vzbuzeném stavu, které vyzáří excitační energii ve formě fotonu γ; neutron zůstává trvale součástí jádra. Nově vzniklý nuklid je velmi často radioaktivní. Další možné interakce neutronů s hmotným prostředím jsou nepružný rozptyl a štěpení jader.

1.4 Veličiny a jednotky v oblasti ionizujícího záření 1.4.1

Veličiny a jednotky charakterizující zdroje záření

U radionuklidových zdrojů se množství radioaktivní látky charakterizuje aktivitou A; touto veličinou se rozumí poměr dN/dt, kde dN je střední počet samovolných jaderných přeměn z daného energetického stavu v určitém množství radioaktivní látky, k nimž dojde za časový interval dt (N označuje počet radioaktivních atomů, t označuje čas, d znamená nekonečně malý přírůstek uvažované veličiny). Jednodušeji můžeme říci, že aktivita radioaktivní látky je počet radioaktivních přeměn v této látce vztažený na jednotku času. Aktivita A radionuklidu klesá exponenciálně s časem t podle vztahu A = A0 exp(-λt), kde A0 je aktivita radionuklidu v čase t = 0 a λ přeměnová konstanta. Platí λ = ln2/T1/2 , kde T1/2 je fyzikální poločas radionuklidu. Jednotkou aktivity je 1 s-1, pro níž se používá název becquerel (Bq). Násobnými jednotkami jsou např. 1 kBq, 1 MBq, 1


16

GBq. Vztáhneme-li aktivitu na jednotkovou hmotnost zářiče, dostaneme měrnou aktivitu (jednotka Bq.kg-1). U plošných zdrojů se uvažuje plošná aktivita (jednotka Bq.m-2), u objemových zdrojů objemová aktivita (Bq.m-3). Uvedené veličiny nelze použít u jiných než radionuklidových zdrojů, např. u rentgenek, urychlovačů aj.. Je třeba veličiny emise zdroje definované jako podíl počtu částic dNt emitovaných ze zdroje v časovém intervalu dt a tohoto časového intervalu; jednotkou je s-1. Pokud zdroj neemituje záření izotropně, jak je tomu např. u urychlovačů (úzký svazek záření) nebo někdy u radionuklidových zdrojů v podobě pevných zářičů různého tvaru, použije se veličina úhlová emise zdroje, tj. emise zdroje vztažená na jednotkový prostorový úhel; jednotkou je s-1sr-1. Dále se zdroje ionizujícího záření charakterizují druhem a energií emitovaného záření. U radionuklidových zdrojů – zářičů β se spojitým spektrem se udává maximální a střední energie částic β. U zářičů α a γ s čárovým spektrem je důležité znát zastoupení částic nebo fotonů záření s určitou energií na celkovém počtu emitovaných částic nebo fotonů; zastoupení se vyjadřuje zpravidla v procentech. 1.4.2

Veličiny charakterizující pole záření

Kolem zdrojů ionizujícího záření existuje určité pole záření, jež se charakterizuje fluencí částic nebo fotonů (hustotou prošlých částic nebo fotonů) Φ danou poměrem dN/da, kde dN je počet částic nebo fotonů, jež vstoupily do koule s plošným obsahem da hlavního řezu (obr. 1.6). Často se používá další veličiny, kterou je příkon fluence částic nebo fotonů (hustota toku částic nebo fotonů) ϕ; je dán poměrem dΦ/dt, tj. přírůstkem fluence za časový interval dt. Jednotkou příkonu fluence je m-2s-1. Ve speciálním případě širokého rovnoběžného homogenního svazku částic nebo fotonů udává tato veličina počet částic nebo fotonů, jež projdou plochou 1 m2 (umístěnou kolmo na jejich směr) za 1 s.

a)

b)

Obr. 1.6 - K definici fluence (hustoty prošlých částic); a – částice přicházející ze všech směrů, čárkovaně je vyznačen hlavní řez koule o ploše da; b - je znázorněn rovnoběžný svazek částic a plocha 1 cm2 umístěná kolmo na směr jejich šíření.

Obdobně se definují veličiny fluence energie (hustota prošlé energie), jejíž jednotkou je J.m-2 a příkon fluence energie (hustota toku energie), jejíž jednotkou je W.m-2.


1.4.3

17

Veličiny popisující interakci ionizujícího záření s látkou

Zeslabení svazku záření γ nebo rentgenového záření se vyjadřuje pomocí lineárního součinitele zeslabení µ (obr. 1.7) vztahem ϕ = ϕ0 exp(-µd), kde ϕ0 je příkon fluence fotonů před zeslabením a ϕ příkon fluence po průchodu vrstvou materiálu o tloušťce d. Jednotkou lineárního součinitele zeslabení je m-1; častěji se používá cm-1. Vedle lineárního součinitele zeslabení se používá též hmotnostní součinitel zeslabení µm = µ/ρ , kde ρ je hustota materiálu. Jelikož jednotkou hmotnostního součinitele zeslabení je m2kg-1, do vztahu vyjadřujícího zeslabení svazku dosazujeme tloušťku d v kg m-2, častější vyjádření je v cm2g-1 a g.cm-2.

Obr. 1.7 – Energetická závislost lineárního součinitele zeslabení µ a lineárního součinitele absorpce energie µE záření γ a rentgenového záření.

Zeslabení svazku záření je způsobeno jednak jeho absorpcí v prostředí fotoefektem, jednak Comptonovým rozptylem (obr. 1.8); někdy se termín „zeslabení“ (angl. attenuation) nesprávně nahrazuje termínem „absorpce“.


Obr. 1.8 - Zeslabení svazku fotonů záření γ nebo rentgenového záření je způsobeno absorpcí a rozptylem fotonů v prostředí.

Výše uvedený vztah pro příkon fluence fotonů platí jen pro tzv. úzký svazek, který obsahuje pouze primární nerozptýlené fotony. Zeslabení tzv. širokého svazku, v němž jsou fotony jak primární, tak i rozptýlené, je menší než v případě úzkého svazku (obr. 1.9).

Obr. 1.9 - Příkon fluence fotonů záření gama prošlých absorbátorem v závislosti na jeho tloušťce. Zeslabení širokého svazku je menší než úzkého svazku.

V dozimetrii se používá též hmotnostní součinitel absorpce energie µEm , pomocí kterého se vyjadřuje vztah mezi fluencí energie ψ a dávkou D v dané látce D = µEm ψ. Tento vztah platí jen pro monoenergetické záření. Lineární přenos energie (LPE, zkratka angl. termínu je LET) pro nabité částice je definován vztahem L∆ = (dE/dx)∆ , kde dE je ztráta energie nabité částice v důsledku srážek s elektrony při jejím průchodu vzdáleností dx v látce a přenosem energie menším než je určitá omezující hodnota ∆. Jednotkou lineárního přenosu energie LPE je 1 J.m-1, často se užívá jednotka 1 keV.µm-1. Vysokým LPE se vyznačují částice α, protony aj., nízký LPE mají elektrony, záření γ a X (obr. 1.3). Záření s vysokým LPE se někdy označuje jako hustě ionizující záření, záření s nízkým LPE jako řídce ionizující záření.

18


1.4.4

19

Veličiny dozimetrie ionizujícího záření

Důležitou veličinou je absorbovaná dávka D, jež je definována jako poměr střední energie dε sdělené v objemovém elementu dávky o hmotnosti dm a hmotnosti tohoto elementu (obr. 1.10). Jednotkou absorbované dávky je joule na kilogram, pro který byl zaveden název gray (Gy). Krátce lze říci, že absorbovaná dávka je energie ionizujícího záření absorbovaná v jednotce hmotnosti ozařované látky v určitém místě. Pro sdělenou energii platí vztah ε = Σ εin - Σ εex + Σ Q, kde první člen na pravé straně rovnice je součet energií všech přímo a nepřímo ionizujících částic, které do daného objemu vstoupily; druhý člen je součet energií všech částic, které objem opustily; poslední člen představuje součet všech změn (úbytků s kladným a přírůstků se záporným znaménkem) klidových energií jader a elementárních částic při jakýchkoliv jaderných přeměnách, k nimž uvnitř daného objemu došlo.

Obr. 1.10 – K definici absorbované dávky

Dávkový příkon je poměr přírůstku dávky dD za čas dt. Jednotkou často se dávkový příkon vyjadřuje v mGy.h-1 nebo v µGy.h-1.

je Gy.s-1,

Kerma K je definována poměrem dEk/dm , kde dEk je součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými ionizujícími částicemi v určitém objemu látky o hmotnosti dm. Jednotkou kermy je, stejně jako jednotkou absorbované dávky, 1 Gy. Kerma se používá jen v souvislosti s nepřímo ionizujícím zářením (záření gama, neutrony). Za podmínky rovnováhy nabitých sekundárních částic se kerma rovná absorbované dávce. Pojem rovnováhy nabitých částic je zřejmý z obr. 1.11. Dávka v uvažovaném objemu charakterizuje celkovou energii absorbovanou při ozáření tohoto objemu – rovná se součtu dílčích příspěvků ∆ED označených na obr. 1.1 tečkovaně. Kerma charakterizuje energii sdělenou nepřímo ionizujícím zářením při první srážce nabitým částicím (elektronům, protonům) – na obr. 1.11 je tato energie dEk označena šipkou. Rovnováha nabitých částic existuje v případě, že energie odnesená nabitými částicemi mimo uvažovaný objem (část energie dEk) se rovná energii přenesené do tohoto objemu nabitými částicemi, jež do


20

něho vznikly z jeho okolí (na obr. 1.11 jsou tyto částice označeny číslicemi 1 a 2). Pro fotonové záření je podmínka rovnováhy nabitých částic (v tomto případě elektronů) se používá spíše pojmu elektronová rovnováha) splněna, je-li energie záření nižší než 3 MeV. V takovém případě lze veličinu „kerma“ nahradit „dávkou“. Kermový příkon K je přírůstek kermy dK za časový interval dt, tj. K = dK/dt. Jednotkou kermového příkonu je Gy.s-1. Kermová vydatnost Vk je dána součinem l2. K, kde K je kermový příkon ve vzduchu vyvolaný fotony ve vzdálenosti l od středu radionuklidového zdroje těchto fotonů.

Obr. 1.11 – K definici veličiny kerma.

Kermová konstanta Γ je podíl kermové vydatnosti Vk a aktivity A tohoto radionuklidu. Jednotkou kermové konstanty gama je Gy.m2.Bq-1.s-1; v praxi se často užívá jednotka mGy.m2.Bq-1.s-1. Vedle záření γ se do uvedené konstanty zahrnuje též charakteristické rentgenové záření, anihilační záření z přeměn s emisí pozitronů a vnitřní brzdné záření. Uvažuje se jen fotonové záření s energií vyšší než určitý limit (zpravidla 20 keV, někdy však i 10 keV nebo 30 keV), protože záření s energií nižší než tento limit se výrazně absorbuje již v samotném zdroji a v jeho obalu. V tabulkách kermových konstant gama musí být zmíněný energetický limit uveden. Uvažujeme-li radionuklidové zdroje fotonového záření, je možné místo „kermové konstanty γ“ používat „dávkové konstanty γ“. Expozice X, definovaná výhradně jen pro vzduch, je dána poměrem dQ/dm, kde dQ je absolutní hodnota celkového elektrického náboje iontů jednoho znaménka vzniklých ve vzduchu při úplném zabrzdění všech elektronů a pozitronů, které byly uvolněny fotony v objemovém elementu vzduchu o hmotnosti dm. Jednotkou je coulomb na kilogram (C.kg-1). Dřívější jednotkou expozice byl 1 R = 0,258 mC.kg-1. Expoziční příkon X je přírůstek expozice dX za časový interval dt; jednotkou expozičního příkonu je C.kg-1s-1. Veličina expozice se dnes v dozimetrické praxi určena jen pro etalonáž ionizujícího záření – místo ní se doporučuje používat kermu (dávku) ve vzduchu nebo ve tkáni.


Měrná sdělená energie je veličinou používanou v mikrodozimetrii. Pro její vysvětlení je třeba připomenout, že proces předávání energie ionizujícího záření látce má nespojitý charakter – energie se předává v kvantech o velikosti několika málo eV až desítek eV. Absorbovanou dávku nelze použít, je-li objemový element o hmotnosti dm tak malý, že energie v něm předávaná je srovnatelná s energií předávanou v jednotlivém ději interakce záření s prostředím (obr. 1.10). Např. při srážce rychle letícího elektronu s elektronem prostředí se předává energie 20 – 30 eV v oblasti, kterou lze aproximovat koulí o poloměru 1,5 nm. Formálně to odpovídá absorbované dávce 2.105 Gy, tedy hodnotě velmi vysoké, která nemá reálný význam. Z uvedeného důvodu byla zavedena veličina měrná energie z definovaná jako poměr sdělené energie ε - v elementu o hmotnosti m a hmotnosti tohoto elementu z = ε/m. Blíži-li se m k nule, je v limitě střední měrná energie z rovna absorbované dávce D.

1.4.5

Veličiny používané v radiační ochraně

Ekvivalentní dávka HT je součin radiačního váhového faktoru wR a střední absorbované dávky DTR v orgánu nebo tkáni T pro ionizující záření typu R, tj. HT = wR.DTR. Hodnota radiačního váhového faktoru wR je pro fotony a elektrony 1, pro neutrony 5 až 20 v závislosti na jejich energii, pro protony 5, pro částice alfa, těžká jádra a štěpné fragmenty 20. Dávkový ekvivalent H je součin jakostního činitele Q a absorbované dávky D v uvažovaném bodě tkáně H = Q . D. Jakostní faktor vyjadřuje rozdílnou biologickou účinnost různých druhů záření; jeho hodnota je 1 pro záření s lineárním přenosem energie menším než 10 keV/µm. Jednotkou je opět J.kg-1. Aby se tato jednotka odlišila od jednotky dávky, používá se pro ně speciální název sievert (Sv). Osobní dávkový ekvivalent Hp(d) je dávkový ekvivalent v daném bodě pod povrchem těla v měkké tkáni v hloubce d. Pro nepronikavé záření (elektrony) se uvažuje d = 0,07 mm, pro ozáření oka 3 mm; pro záření pronikavé je d = 10 mm. Osobní dávkový ekvivalent je základem pro stanovení radiační zátěže pracovníků se zářením. Efektivní dávka E se stanoví ze vztahu E = Σ wT HT jako součet součinů ekvivalentních dávek HT v jednotlivých orgánech a tkáních a příslušných tkáňových váhových faktorů wT , jež vyjadřují rozdílnou radiosenzitivitu orgánů a tkání z hlediska pravděpodobnosti vzniku stochastických účinků (zhoubných nádorů a genetických změn). Tkáňový váhový faktor má následující hodnoty: 0,20 pro gonády, 0,12 pro střevo, plíce, červenou kostní dřeň a žaludek, 0,05 pro močový měchýř, prs, játra, jícen, štítnou žlázu a ostatní orgány, 0,01 pro povrchy kostí a kůži. Vyšší hodnota wT znamená vyšší radiosenzitivitu z hlediska stochastických účinků. Součet všech váhových faktorů příslušných jednotlivým orgánům a tkáním je roven 1,0. Jinými slovy, tkáňové váhové faktory vyjadřují podíl jednotlivých orgánů a tkání na celkovém riziku stochastických poškození při celotělovém ozáření. Zásadní výhodou efektivní dávky je možnost vyjádřit – při nerovnoměrném ozáření - radiační zátěž těla jediným číslem; značně nerovnoměrné ozáření těla pacienta je typické pro všechna lékařská vyšetření pomocí ionizujícího záření i pro expozici profesionální.

21


1.5 Detektory a dozimetry ionizujícího záření V řadě aplikací jsou požadovány dozimetry, jejichž odezva je přímo úměrná dozimetrické veličině, kterou je třeba měřit (dávce, dávkovému ekvivalentu, fluenci apod.), a to pokud možno nezávisle na energii měřeného ionizujícího záření, případně na jeho druhu. V jiných aplikacích se naopak požaduje, aby odezva dozimetru závisela nejen na druhu ionizujícího záření, ale i na jeho energii. Detektory na ionizačním principu. Jde o různé typy ionizačních komor (o objemu od 0,1 cm3 až po desítky dm3 s rozdílnou plynovou náplní dutiny a tlakem). Podle konstrukce mohou ionizační komory měřit dávkový příkon záření γ a X v širokém rozsahu od 10-9 do 10-2 Gy.s-1. Ionizační komory s planparalelními elektrodami slouží k dozimetrii elektronových svazků z lineárního urychlovače. Vhodnou skladbou náplně a stěny komory lze vytvořit systém schopný detekovat odděleně různé druhy záření. Např. pro směsná pole neutronů a záření se používá dvojice komor, z nichž jedna má stěny i náplň dutiny tkáni ekvivalentní (použitá látka simuluje biologickou tkáň z hlediska interakcí IZ), druhá je kombinací grafit (stěny) + CO2 (náplň), či Mg + Ar, Al + Ar apod. Obě komory mají velmi podobnou citlivost k záření γ, zatímco tkáni ekvivalentní komora má výrazně vyšší citlivost k detekci neutronů. Současným měřením oběma komorami lze pak obě složky pole od sebe odděleně stanovit. K detektorům na ionizačním principu náleží Geiger-Müllerovy (GM) detektory a proporcionální detektory. GM počítače jsou součástí přístrojů pro měření kontaminace povrchů radioaktivními látkami a měřičů dávkového příkonu záření gama. Vhodnou volbou filtrů a materiálů, z nichž jsou elektrody GM dozimetrů, lze dosáhnout energetické nezávislosti odezvy na měřené veličině. Naopak proporcionální detektory mají odezvu závislou na energii ionizujícího záření sdělené v citlivém objemu detektoru a lze jich využít ke spektrometrickým měřením (nejen měkkého X a γ záření, nýbrž pro vhodnou náplň – např. bohatou na vodík – i ke spektrometrii neutronů do energií desítky keV. Velkoplošné proporcionální detektory plněné xenonem a opatřené tenkým titanovým okénkem se používají v měřičích kontaminace povrchů, jež jsou schopné registrovat záření gama nebo rentgenové záření s energií od 25 keV. Na excitačním principu jsou založeny scintilační detektory, jež sestávají ze scintilátoru připojeného k fotonásobiči. Scintilační detektory s anorganickými scintilátory se vyznačují vysokou citlivostí pro detekci záření γ a rentgenového záření. Toto nepřímo ionizující záření produkuje ve scintilátoru sekundární částice – elektrony, jež excitují atomy scintilátoru. Světelné fotony vzniklé deexcitací atomů dopadají na fotokatodu fotonásobiče a jsou postupně převedeny na elektrický impuls. Výška impulsu na výstupu fotonásobiče je úměrná energii záření γ nebo X, jež se absorbovala ve scintilátoru. K detekci záření beta se používá scintilačního detektoru s organickými scintilátory (stilben, antracen aj.). Termoluminiscenční dozimetry (TLD) ionizujícího záření jsou založeny na změnách v pevné fázi. Ozáření tohoto typu dozimetru vede k absorpci energie, jež se při jeho zahřátí na určitou vhodnou teplotu uvolní v podobě viditelného světla registrovaného fotonásobičem. Odezva dozimetru (množství světelných fotonů) je úměrná dávce záření, kterou dozimetr obdržel. Nejčastěji používanými TL látkami jsou LiF, Al2O3 a CaSO4. Aby TLD mohly vyhodnocovat dávku záření, musí být vhodným způsobem ocejchovány např. pomocí dozimetru založeného na ionizačním principu. Výhodou TLD jsou malé rozměry a možnost měřit dávky v širokém rozsahu – od dávek na úrovni přírodního pozadí až dávkám používaným v radioterapii.

22


23

Fotoluminiscenční dozimetry jsou založeny na obdobném principu jako TLD s tím rozdílem, že energie ionizujícího záření předaná dozimetru se neuvolňuje zahřátím, ale osvícením světlem o specifické vlnové délce. Nejčastěji používanou látkou pro tento účel je fosfátové sklo dopované stříbrem. U dozimetrů se požaduje, aby jejich odezva byla energeticky nezávislá resp. aby energetická závislost byla malá. Dosahuje se to kombinací jak různých typů detektorů, tak i vhodnou kombinací filtrů u jednoho detektoru.

1.6 Expozice člověka ze zdrojů záření Radiační zátěž člověka z přírodních zdrojů je souhrnně uvedena v tab. 1.1. Je zřejmé, že se na ní podílí nejvíce radon a jeho dceřiné produkty. Celková roční efektivní dávka z přírodních zdrojů ionizujícího záření je v průměru na celém světě 2,4 mSv. Do radiační zátěže z umělých zdrojů se zahrnují dávky z radiodiagnostických vyšetření, postupů v nukleární medicíně a léčby pomocí zdrojů ionizujícího záření. Z poměrně častých diagnostických vyšetření (přibližně jedno vyšetření jednoho obyvatele za rok) byla průměrná roční efektivní dávka v r. 1995 0,72 mSv. Průměrná roční efektivní dávka obyvatele ČR byla 0,09 mSv, tedy na úrovni přibližně jen 13 % radiační zátěže z radiodiagnostiky. Radiační zátěž obyvatelstva ČR zatím hodnocena nebyla; ve světě byla průměrná dávka na obyvatele z radioterapie 0,3 mSv za rok. Počet pracovníků vystavených profesionálnímu ozáření v České republice v r. 1998 byl asi 20 tisíc (z toho 49 % v lékařství). Průměrná efektivní dávka jednoho pracovníka byla 0,93 mSv. V ČR je přešetřováno 25 – 50 ozáření pracovníků s efektivními dávkami vyššími než 15 mSv (tedy na úrovni necelé třetiny ročního limitu efektivní dávky 50 mSv); převážně se jednalo o případy ve zdravotnictví. Tab. 1.1. – Příspěvky jednotlivých přírodních zdrojů ionizujícího záření k radiační zátěž člověka (podle Klenera a spol). složka ozáření externí ozáření: - kosmické záření - terestrální interní ozáření (bez radonu): - kosmogenní radionuklidy - terestrální radionuklidy radon: - inhalace - ingesce (podzemní voda) thoron celkem

roční efektivní dávka [mSv] průměrná světová populace oblasti s extrémními hodnotami 0,38 0,46

2,0 4,3

0,01 0,23

0,01 0,6

1,2 0,005 0,07 2,4

>10,0 0,1 0,01

1. ZDROJE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ (Václav Hušák) 1.1 Přírodní zdroje ionizujícího záření

Recommend Documents