Kvantifikace ozáření osob pro účely radiační ochrany Doc. Ing. Jozef Sabol, DrSc., Ing. Jana Hudzietzová Fakulta biomedicínského inženýrství ČVUT v Praze, Nám. Sítná 3105, 272 01 Kladno Česká republika
Abstrakt Všichni lidé jsou neustále vystaveni působení ionizujícímu záření, které může vyvolat určité škodlivé zdravotní účinky v závislosti na velikosti ozáření. Každý z nás je ozařován v důsledku přírodních zdrojů, kam se řadí nejen kosmické záření, ale i záření emitované přírodními radionuklidy, které se nacházejí v našem životním prostředí a jsou obsaženy v půdě, horninách, stavebních materiálech, ve vodě i ve vzduchu. K relativně nízkému ozáření přispívají rovněž technogenní zdroje záření, což souvisí s různými aplikacemi radiačních a jaderných technologií v praxi. Vedle této složky ozáření, která se týká všech obyvatel, existuje taktéž profesní ozáření, jež obdrží pracovníci se zářením v průběhu své pracovní činnosti. Na druhou stranu, situace, kdy je osoba vystavena účinkům ionizujícího záření v rámci vyšetřeni či léčby, se řadí do kategorie lékařská ozáření, která se vztahují zejména na expozici pacientů v diagnostické a intervenční radiologii, nukleární medicíně a radioterapii. Ve všech těchto případech je potřeba ozáření jednoznačně kvantifikovat pomocí odpovídajících veličin a jednotek, jež byly zavedeny v souladu s posledními doporučeními Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu a zakotveny v příslušné legislativě. V referátu bude uveden a diskutován systém veličin a jednotek pro kvantifikaci zdrojů záření, pole záření, interakce záření s látkou, včetně ionizace, předání energie a absorpce energie. Zvláštní pozornost bude věnována veličinám a jednotkám v dozimetrii a ochraně před zářením. V této souvislosti budou diskutovány aktuální otázky spojené s hodnocením stochastických a deterministických biologických účinků záření na člověka. Referát se rovněž dotkne i některých současných problémů při hodnocení jak nízkých úrovní ozáření, s nimiž se setkáváme v normálních situacích, tak i zvýšeného ozáření, k němuž může dojít v případě nehody, havárie nebo jiné mimořádné situace. Bude rovněž poukázáno na některé chyby a nedůslednosti při používání veličin záření, zvláště pak v souvislosti s jejich správnou interpretací, jež je důležitá především při hodnocení ozáření na základě měření nebo monitorování ozáření pomocí různých detekčních čidel. Klíčová slova: Ionizující záření, ozáření, veličiny, radiační ochrana, biologické účinky Quantification of the exposure of person for radiation protection purposes Key words: Ionizing radiation, exposure, quantities, radiation protection, biological effects
1
Úvod V každé oblasti vědy a techniky, včetně jejich aplikací v medicíně, je nutné zavést určité veličiny a k nim jednoznačně přiřadit odpovídající jednotky. Tento systém veličin a jednotek by měl vyhovovat zásadám, které plynou z požadavků daných Mezinárodní soustavou jednotek SI (Systéme international d’unites) [1,2]. Doporučení příslušných mezinárodních organizací, které se zabývají ochranou zdraví před škodlivými účinky ionizujícího záření (dále jen záření), zejména pak Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu (ICRP – International Commission for Radiological Protectuion) [3], Mezinárodní komisi pro radiační jednotky a měření (ICRU – International Commission for Radiation Unit and Measurement) [4] a Mezinárodní agentury pro atomovou energii (IAEA – International Atomic Energy Agency) [5], se potom promítají do legislativy jednotlivých zemí. V České republice, jako členské země Evropské unie (EU), jsou tato doporučení implementována také prostřednictvím některých specifických směrnic EU, které se týkají radiační a jaderné bezpečnosti. V jakékoli oblasti aplikace radiačních a jaderných technologií je nezbytné zajistit adekvátní ochranu osob a minimalizovat jejich dopad na životní prostředí. K tomu je zapotřebí zavést určitý konzistentní systém veličin a jednotek k postižení příslušných procesů, které se týkají vlastností zdrojů záření, interakce záření s látkou, přenosu a absorpce energie záření v látce a také speciální veličiny vyjadřující biologické účinky záření.
Současný systém veličin
v radiační ochraně se stal relativně komplikovaným a jeho používání není vždy striktně v souladu s definicemi těchto veličin, což vede v některých případech k chybné kvantifikaci ozáření osob. Je proto žádoucí se těmito otázkami zabývat i ve výuce a na školeních pracovníků se zářením, kteří by měli být dostatečně kvalifikováni k tomu, aby uměli chránit před zářením nejenom sebe, ale také pacienty či obyvatelstvo. Nejdříve je vhodné si připomenout hlavní složky ionizujícího záření a jaké jsou úkoly radiační ochrany. Vzhledem k diametrální odlišné interakci, musíme u ionizujícího záření rozlišovat dva druhy záření, a to přímo ionizující a nepřímo ionizující záření (obr. 1). Přímo ionizující záření je tvořeno nabitými částicemi, které při průchodu látkovým prostředím ztrácejí svou energii v podstatě kontinuálně a vyznačují se tedy určitým dosahem. Tento dosah závisí na jejich hmotnosti, náboji, energii a vlastnostech dané látky. Na druhé straně, nepřímo ionizující záření, jako např. fotony nebo neutrony, interagují s prostředím s určitou pravděpodobností, přičemž při jedné interakci může dojít ke ztrátě podstatné části jejich energie.
2
Obr. 1. Dva druhy ionizujícího záření: nabité částice (např. elektrony, částice beta, pozitrony, protony, částice alfa) a nenabité částice (fotony resp. neutrony). Jako v jiných oblastech, kde se vyskytují nebezpečné látky nebo polutanty, i v radiační ochraně není možné zajistit absolutní, tj. 100% ochranu nebo docílit nulového rizika. Jde nám vždy o dosažení takového stupně ochrany, který je považován za adekvátní s ohledem na porovnání přínosu a negativního dopadu aplikace záření v dané oblasti. Přitom v drtivé většině se jedná o normální (plánované) situace, kde je vše pod příslušnou kontrolou a kde očekáváme velmi nízké ozáření, které v těchto případech nikdy nepřekročí stanovené dávkové limity nebo referenčními úrovně (obr. 2). V ojedinělých případech však může dojít k nehodě, havárii, případně k sabotáži či teroristickému útoku s pomocí silných radioaktivních zářičů, kdy může ozáření dosáhnout podstatně vyšších úrovní, které již mohou vyvolat deterministické účinky.
Obr. 2. Hlavní cíle radiační ochrany pro případ normálních a abnormálních situací. 3
2.
Veličiny a jednotky v dozimetrii
Ke kvantifikaci vlastností a procesů spojených s emisí záření zdroje a interakcemi záření s látkou se používají veličiny, které mají charakter fyzikálních veličin [6,7,8]. 2.1 Zdroje záření V dozimetrii záření je nezbytné popsat zdroje záření z hlediska jejich schopností emitovat záření. V zásadě rozeznáváme dva druhy zdrojů záření, prvními z nich jsou radioaktivní zdroje (radionuklidy), druhý typ zdrojů záření představují radiační generátory (např. rentgenka, lineární urychlovač atd.). Aktivita radionuklidu, charakterizována rozpadovou konstantou λ, je definována vztahem
=
= −
kde dN je počet radioaktivních přeměn (rozpadů), k nimž v daném radionuklidu dojde během časového intervalu dt, přičemž N(t) je celkový počet radioaktivních (nerozpadlých) jader v uvažovaném množství radioaktivní látky. V souladu s výše uvedeným vztahem je zřejmé, že počet radioaktivních jader, bude z původního počtu N(0) v čase t = 0, postupně klesat podle exponenciálního zákona. Pro časový průběh N(t) resp. A(t) lze psát
=
0
resp.
=
0
=
0
/
kde A(0) je hodnota počáteční aktivity, A(t) je aktivita po uplynutí doby t a T1/2 je poločas přeměny, tj. časový interval, během něhož poklesne aktivita na poloviční hodnotu. Aktivitu můžeme vztáhnout ke hmotnosti, objemu nebo ploše příslušné radioaktivní látky a pak hovoříme o měrné, objemové resp. plošné aktivitě. Jednotkou aktivity je becquerel (Bq), který odpovídá jedné přeměně za jednu sekundu. Je třeba zdůraznit, že veličina aktivita se váže pouze k počtu radioaktivních přeměn a nikoli k počtu emitovaných částic. Jak známo, jednu radioaktivní přeměnu může doprovázet emise jedné nebo i více částic. Pro neradioaktivní zdroje, jakými jsou např. radiační generátory, lze mohutnost zdroje obecně vyjádřit pomocí emise zdroje NZ, což je veličina definovaná počtem vyzářených částic za jednotku času, tj.
= 4
2.2 Pole záření Kolem každého zdroje záření se vytvoří určité pole záření, které lze popsat fluencí nebo příkonem fluence částic. Přitom fluence částic Φ v daném bodě v prostoru představuje počet částic, které v tomto místě dopadají (procházejí) jednotkovou plochou. Vztáhneme-li tento počet částic k jednotce času, máme veličinu příkon fluence φ. Jednotkou fluence je m-2, zatímco příkon fluence vyjadřujeme pomocí jednotky m-2 s-1. V některých aplikacích se vedle počtu částic zajímáme také o energii, kterou tyto částice v daném místě radiačního pole zprostředkovávají. 2.3 Interakce záření s látkou Vzhledem k různé povaze uplatňujících se procesů při interakcích přímo a nepřímo ionizujícího záření, jsou pro tyto dva typy záření zavedeny různé interakční veličiny resp. parametry. Rozdíly mezi těmito dvěma druhy záření jsou ilustrovány na obr. 3.
´ Obr. 3. Principiální interakční procesy přímo a nepřímo ionizujícího záření. Interakce přímo ionizujícího záření je charakterizována veličinami brzdná schopnost, lineární přenos energie a dosah (doběh). Lineární brzdná schopnost nabitých částic Sl je definována podílem
=
!
kde jednotlivé členy postupně představují srážkové ztráty v důsledku interakcí s elektrony atomů (excitace a ionizace), radiační (zářivé) ztráty vynaložené na produkci brzdného záření 5
a nakonec pružné coulombické interakce, v nichž dochází k předání energie odraženému jádru atomu. První člen u předchozího vztahu se často nazývá lineárním přenosem energie, přičemž pro účely radiační ochrany se obvykle modifikuje původní vztah na následující vyjádření, které je známé pod názvem omezený lineární přenos energie L∆
"∆ =
∆
kde dE∆ je střední energie ztracená nabitou částicí při elektronických interakcích na dráze dl po odečítání středního součtu kinetických energií elektronů uvolněných nabitými částicemi, která při jednotlivých srážkách převyšuje hodnotu ∆. Jednotkou SI pro Sl a stejně tak pro L∆ je J.m-1, obvykle se však používá nesoustavová (povolená) jednotka keV.µm-1. Pro nenabité částice je obecnou interakční veličinou účinný průřez, který se nejčastěji používá pro kvantifikaci interakcí neutronů s látkou. Jeho definice je následující
# =
$
%
kde N je střední počet interakcí, k nimž dochází na jednom terčíkovém atomu (jádru) při fluenci částic Φ. Jednotkou účinného průřezu je m2, dříve se často používala jednotka barn (b), přičemž 1 b = 10-28 m2 = 100 fm2. Interakci fotonů, tj. kvant rentgenového záření, záření gama a anihilačního záření, lze vyjádřit pomocí součinitele zeslabení, součinitele předání energie a součinitele absorpce energie. Tyto veličiny jsou definovány vztahy '
μ =
$
$
, μ
'
=
()* (
a μ + = μ
1−-
kde µ je lineární součinitel zeslabení, µ tr je lineární součinitel přenosu energie a µ en je lineární součinitel přenosu energie, přičemž další použité symboly mají následující význam: dN/N je střední podíl částic, které interagovaly ve vrstvě materiálu o tloušťce dl, dRtr je střední počáteční energie nabitých částic předaná nenabitými částicemi o radiační energii R (součet energií nenabitých částic) při jejich interakcích ve vrstvě dl, a g je frakce kinetické energie předané nabitým částicím, která je vynaložena na brzdné záření. Jednotkou interakčních součinitelů zavedených pro nepřímo ionizující záření je m-1. V těchto případech, a stejně tak i pokud jde o lineární brzdnou schopnost definovanou pro nabité 6
částice, se často bere podíl těchto součinitelů hustoty uvažované látky ρ (potom hovoříme o hmotnostních interakčních součinitelích). 2.4 Ionizace, přenos energie a absorpce energie Ionizaci lze vyvolat pouze nabitými částicemi, u nepřímo ionizujícího záření je tato ionizace způsobena sekundárními nabitými částicemi, které se uvolní při interakci nenabitých částic s látkou. Mírou ionizačních účinků fotonového záření ve vzduchu je veličina expozice. Patří mezi nejstarší veličiny a v dnešní době kvůli svým některým omezením (je možné ji použít pouze do energie fotonů řádově několika set keV, obtížné je také její přímé stanovení) se již příliš nepoužívá. Expozice X a expoziční příkon ./ jsou definovány vztahy
X=
1
resp. ./ =
2
3
kde dQ je součet nábojů jednoho znaménka, které jsou vytvořeny během své dráhy až do svého úplného zabrzdění sekundárními elektrony uvolněnými fotonovým zářením v objemovém elementu dV, jehož hmotnost je dm. U expozičního příkonu je dX přírůstek expozice během časového intervalu dt. Jednotkou expozice resp. expozičního příkonu je C.kg-1 resp. A.kg-1. Vztah dříve používané jednotky expozice rentgen (R) a její SI jednotky je následující 1R = 258 µC.kg-1. Přenos energie nepřímo ionizujícího záření sekundárním nabitým částicím vyjadřuje veličina kerma (K), jejíž název je akroným anglického názvu Kinetic Energy Released in Material. Kerma K a příkon kermy 45 jsou definovány vztahy
4=
)*
2
a 46 =
7
kde dEtr je stření součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými částicemi v objemovém elementu dV, jehož hmotnost je dm, a dK je přírůstek kermy během časového intervalu dt. Jednotkou SI kermy resp. příkonu kermy je gray (Gy) resp. Gy.s-1. Příkon kermy se však často vyjadřuje pomocí mGy.h. Jednou z nejdůležitějších veličin v dozimetrii je absorbovaná dávka (také zkráceně označována jen jako dávka), která je, stejně jako expozice a kerma, definována v daném bodě v určité látce. Kromě dávky v bodě je definována i střední dávka v orgánu nebo tkáni, což představuje výchozí veličinu v radiační ochraně. 7
Dávka je dána podílem střední sdělené energie ε8 a hmotnostního elementu dm, v němž došlo k předání této energie, tj. ε8
9 =
2
Přitom příkon dávky (také označován jako dávkový příkon) představuje přírůstek dávky za jednotku času. Jednotkami SI pro dávku resp. příkon dávky jsou stejně jako v případě kermy Gy resp. Gy.s-1. Každou z dozimetrických veličin lze vyjádřit jako součin odpovídající veličiny radiačního pole a příslušného interakčního součinitele. Tyto vztahy pro spojitá spektra záření mají následující tvary
. =
:;
< = > >
?)*
E 1 – g dE
@
4 = < = > >
?)*
>
>
9 = < = > >
?EF
>
>
9 = <= >
@
@
GEH @
>
>
V prvních třech případech se jedná o veličiny pro nepřímo ionizující záření, čtvrtý vztah představuje vyjádření dávky v důsledku interakcí přímo ionizujícího záření.
3. Veličiny a jednotky v radiační ochraně V radiační ochraně jsou důležité zejména veličiny, které vyjadřují pravděpodobnost stochastických biologických účinků. Významné jsou především veličiny, pomocí nichž jsou udávány dávkové limity resp. referenční úrovně. Přehled základních veličin v radiační ochraně je znázorněn na obr. 4. Výchozími veličinami z hlediska radiační ochrany jsou veličiny dávkový ekvivalent H a střední dávka v daném orgánu DT. V případě dávkového ekvivalentu H se jedná o bodovou veličinu, která je definována součinem dávky D v daném bodě ve tkáni a jakostního faktoru Q (jeho hodnota závisí na L). Významné jsou především veličiny ekvivalentní dávka a efektivní dávka, pomocí nichž jsou udávány dávkové limity resp. referenční úrovně. Tyto veličiny v podstatě převádějí fyzikální veličinu (dávka v orgánu) na pravděpodobnost výskytu onemocnění v příslušném orgánu (převodním faktorem je radiační váhový faktor wR) resp.
8
v celém organismu při celotělovém ozáření, kde se uvažuje různá sensitivita jednotlivých vybraných tkání na ozáření pomocí tzv. tkáňového váhového faktoru wT.
Obr. 4. Hlavní veličiny používané v radiační ochraně, kde se uvažují pouze stochastické účinky. Vhledem k tomu, že efektivní dávku není možné přímo měřit nebo monitorovat, byly pro stanovení příspěvku od vnějšího ozáření zavedeny tzv. operační veličiny, jmenovitě osobní dávkový ekvivalent, prostorový dávkový ekvivalent a směrový dávkový ekvivalent. Tyto veličiny lze experimentálně stanovit a jejich číselná hodnota v Sv aproximuje efektivní dávku. Pro stanovení příspěvku od vnitřního ozáření (po vstupu radioaktivní látky do organizmu) se měří koncentrace radionuklidů ve vzduchu a v potravinách, odkud potom lze přejít k vlastní limitní veličině.
9
4. Současné problémy při kvantifikaci ozáření osob Počet veličin v radiační ochraně je neúměrně vysoký a jejich definice, které se snaží v maximální možné míře postihnout stochastické účinky, jsou relativně složité a ne vždy jednoduše interpretovatelné. Kromě toho je současný systém v radiační ochraně prakticky zcela výlučně zaměřen na kvantifikaci účinků, k nimž dochází při nízkých úrovních ozáření osob. Poměrně menší pozornost je věnována hodnocení závažnosti deterministických účinků záření, ke kterým dochází v případě překročení určité prahové úrovně. Zatímco pro ocenění stochastických účinků máme efektivní dávku, pro hodnocení důsledků deterministických účinků nebyla taková veličina ještě zavedena. Tyto skutečnosti ztěžují vyjádření a porovnání ozáření zejména v případech havárie. Na druhé straně, pokud jde o sledování stochastických účinků, značně složitá a rozmanitá soustava veličin, jakož i používání té samé jednotky pro více veličin, může vést k některým omylům a chybám ve vyjádření ozáření. Závěr Důkladná znalost a interpretace veličin používaných v radiační ochraně je důležitým předpokladem jejich správného používání v praxi. Proto je potřebné začlenit do výuky nebo specializovaných kurzů radiační ochrany podrobný přehled všech hlavních veličin s důrazem kladeným na pochopení jejich vzájemných vztahů a znalosti převodu měřitelných veličin na veličiny udávající dávkové resp. referenční úrovně.
Literatura [1] The International System of Units (SI), Bureau Innternational des POids et Mesures, 8th Edition, Organisation Intergouvernmentale de la Convention du Mètre, Paris 2006 [2] Metrologie v kostce, 2. vydání, Český metrologický institute, Praha 2003 [3] International Commission on Radiological Protection; http://www.icru.org/ [4] International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD (USA); http://www.icru.org/ [5] International Atomic Energy Agency, Wagramerstrasse 5, PO Box 100, A-1400 Vienna; http://www.iaea.org/Publications/ [6] Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation (Revised), ICRU Report 85, Journal of the ICRU, Vol. 11, No. 1, 2011 [7] Sabol, J., Weng, P.S.: Introduction to Radiation Protection Dosimetry, World Scientific, Singapore 1995 [8] Sabol, J., Vlček, P.: Radiační ochrana v radioterapii, Vydavatelství ČVUT, Praha 2011.
10
