ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 18.12.2021
Просмотров: 509
Скачиваний: 1
Основи біофізики і біомеханіки
287
П р а к т и ч н а р о б о т а № 7
ВИЗНАЧЕННЯ ТОВЩИНИ ЗАХИСНИХ ЕКРАНІВ ПРИ РОБОТІ
З ГАММА- ТА РЕНТГЕН-ДІАГНОСТИЧНО-
ТЕРАПЕВТИЧНИМИ АПАРАТАМИ
Широке розповсюдження і використання джерел іонізуючих
випромінювань у рентгено- та радіодіагностиці, променевій терапії
пухлинних і непухлинних захворювань потребують знань і вмінь із
застосування різних заходів радіаційного захисту медичного персоналу.
При дистанційній променевій терапії для локалізації патологічного
процесу при злоякісних новоутворюваннях використовуються рентген-
та гамма-терапевтичні установки. В якості джерела випромінювання в
них використовуються, в основному,
60
Со,
137
Сs
активністю від
десятків до сотень
Кі
(Кюрі) на апарат (
Кі
– позасистемна одиниця
радіоактивності, одиниця радіоактивності в системі СІ – Бк (бекерель,
1
Бк
= 1 розпад/cек), 1
Кі = 3
,7
.
10
10
Бк
).
Розрізняють 3 види захисту: захист часом, відстанню і матеріалом.
Проілюструємо перші два види захисту на моделі точкового джерела
гамма-випромінювання.
З джерела
G
гамма-фотони вилітають у всіх напрямках. Число їх,
що проходить крізь 1 м
2
поверхні деякої сфери за 1 с, є пропорційним
активності
А
(
Кі
або
Бк
) і зворотно пропорційним площі G r поверхні
сфери (
4πr
2
).
Залежність між експозиційною дозою
X
(
експозиційна доза
–
кількість енергії рентгенівського або гамма-випромінювання, поглинутої
одиницею маси повітря, Р) і активністю
А
радіоактивного препарату
(джерела гамма-фотонів) може бути виражено наступним чином:
2
*
r
Г
A
t
X
(1)
де
Г
– гамма-стала радіонукліда (
мКі
год
cм
P
.
2
.
),
r
– відстань від джерела
радіоактивності (см).
Або:
t
r
Г
A
X
2
*
(2)
Таким чином, чим більшим є час і чим більшою є відстань, тим
більшою є величина експозиційної дози. Тобто принцип
захисту
від
впливу іонізуючого випромінювання
часом
і
відстанню
є досить легким:
необхідно знаходитися під впливом іонізуючого випромінювання
мінімальну кількість часу і на максимальній відстані.
Л. І. Григор’єва, Ю. А. Томілін
288
Захист матеріалом
засновано на різній спроможності речовин
поглинати різні види іонізуючого випромінювання. Захист від альфа-
випромінювання достатньо простий: достатньо одного аркуша папера
або шару повітря товщиною в декілька см, щоб повністю поглинути
альфа-частинки. Однак, використовуючи радіоактивні джерела,
потрібно берегтися від надходження альфа-частинок усередину
організму при диханні або при прийомі харчів.
Для захисту від бета-випромінювання достатньо пластин з алюмінію,
плексигласу або скла товщиною в декілька см. При взаємодії бета-
часток з речовиною може з’явитися тормозне рентгенівське випро-
мінювання, а від
β
+
часток –
β
+
випромінювання, яке виникає при
анігіляції цих часток з електронами.
Найбільш складним є захист від «нейтрального» випромінювання:
рентгенівського, гамма-променів, нейтронів.
Ці випромінювання з меншою ймовірністю взаємодіють з речовиною,
і тому глибше проникають у речовину. При розрахунку захисного
бар’єру враховується, що послаблення
j
-випромінювання в різних
захисних матеріалах відбувається за законами широкого пучка
(враховуються як первинні, так і багатократно розсіяні
j-
кванти).
Послаблення пучка рентгенівського і гамма-випромінювань
відповідає закону:
Ф=Ф
0
e
-µd
,
(3)
де
Ф
– характеристика поля іонізуючого випромінювання (активність,
потужність дози, щільність потоку тощо) після захисту,
Ф
0
–
характеристика поля іонізуючого випромінювання до захисту,
µ
–
лінійний коефіцієнт послаблення випромінювання (см
-1
).
Коефіцієнт µ залежить від порядкового номеру елемента речовини-
поглинача і від енергії гамма-фотонів.
Найбільш складним є захист від нейтронів. Рух швидких нейтронів
спочатку роблять більш повільним, зменшуючи їх швидкість у водень
уміщуючих речовинах. Потім іншими речовинами, наприклад,
кадмієм, поглинають повільні нейтрони.
Для оцінки розміру впливу іонізуючого випромінювання на організм
прийнято застосовувати поняття еквівалентної дози іонізуючого
випромінювання.
Еквівалентна доза
D
e
(Зв – зіверт) іонізуючого
випромінювання характеризує вплив різних видів випромінювання на
організм людини і визначається як добуток поглиненої дози (
D
) на
коефіцієнт якості випромінювання (
Q
):
D
e
,=
D Q
,
де
Q
= 1 – для гамма- і бета-випромінювання,
Q
= 20 – для альфа-випромінювання.
Основи біофізики і біомеханіки
289
Зв’язок між експозиційною
X
(Р) і еквівалентною
D
e
(Зв) дозою
гамма-випромінювання наступний:
D
e
= 0,997
.
X.
1.
Мета роботи
Навчитися визначати товщину захисних екранів
та розмір
еквівалентної дози іонізуючого випромінювання.
2.
Оснащення
Дозиметр-радіометр ДКС, радіометр СРП, захисні бар’єри з міді,
зразок
j
-випромінювання.
3.
Організація самостійної роботи
1.
Розглянемо приклад дозиметрії при використанні гамма-
терапевтичної установки з джерелом
j
-випромінювання цезію-137
(
137
Сs
) активністю
А
(Кі). Згідно (2), це джерело формує навколо себе
поле іонізуючого випромінювання потужності
Р
0
=
t
X
(Р/год):
2
.
0
r
Г
А
P
(4)
Співвідношення між потужністю експозиційної дози
Р
і товщиною
захисту
d
згідно (3) визначається наступним чином:
)
,
,
(
0
z
d
E
B
e
P
P
d
,
(5)
де
B –
фактор накопичення
j
-випромінювання для точкового джерела,
який враховує внесок багатократного розсіювання в щільність потоку
випромінювання; залежить від енергії випромінювання
E
, товщини
d
і
атомного номера
z
захисту.
Аналогічно для співвідношення між активністю
А
і товщиною
захисту
d
характерно наступне:
)
,
,
(
0
z
d
E
B
e
A
A
d
(6)
При чому в умовах вузького пучка приймається
В
= 1.
При проектуванні захисту для визначення товщини захисного
бар’єру визначається показник кратності послаблення
K
:
)
,
,
(
0
z
d
e
B
e
P
P
K
d
(7)
Значення
К
для свинцю, заліза, міді, бетону тощо наведені в
літературних джерелах з радіаційної безпеки. Для орієнтованого
розрахунку кратність послаблення
К
можна визначити:
n
d
d
d
d
e
K
2
2
2
/
1
2
/
1
693
.
0
,
(8)
Л. І. Григор’єва, Ю. А. Томілін
290
де n =
2
/
1
d
d
– число шарів половинного послаблення, яке необхідне
для досягнення
K(d
). Товщина захисту визначається із співвідношення
d=n
.
d
1/2
.
Таким чином, за співвідношеннями (5) – (6) можна визначати
характеристики поля випромінювання (активність, потужність дози
тощо) після захисного бар’єру товщиною
d
, а через співвідношення (7) –
(8) – значення кратності послаблення
j
-випромінювання певної енергії.
2.
У роботі передбачається вважати, що гамма-терапевтична
установка має точкове джерело гамма-випромінювання активністю
А
(кожен студент отримує індивідуально значення активності установки
).
Потрібно визначити товщину захисту від
j
-випромінювання з різного
виду захисного матеріалу (міді, свинцю, бетону). Значення лінійних
коефіцієнтів послаблення
µ
подано в таблиці.
Захисний матеріал
Е
0
, МеВ
, см
-1
Бетон
= 2,3 г/см
3
0,662 (цезій-137)
0,177
1,75 (кобальт-60)
0,103
0,25 (торій-228)
0,260
Мідь
= 8,93 г/см
3
0,662 (цезій-137)
0,638
1,75 (кобальт-60)
0,427
0,25 (торій-228)
0,200
Свинець
= 11,34 г/см
3
0,662 (цезій-137)
1,180
1,75 (кобальт-60)
0,577
0,25 (торій-228)
12,9
3.
Для практичного засвоєння матеріалу в якості джерела гамма-
випромінювання використовується зразок – проба піску з вмістом
228
Th
активністю
А
0
= 1 000
Бк
.
4.
Завдання
1.
Визначити товщину захисного бар’єру від гамма-випромінювання
терапевтичної установки з: міді, свинцю, бетону. Вважати, що захисний
бар’єр повинен знижувати активність установки до 100 Бк.
2.
За допомогою радіометру виміряти потужність експозиційної
дози
P
, яка формується навколо зразка джерела випромінювання
активності
А
0
на відстані 0, 5, 10, 50 см.
3.
Розрахувати активність
А
на відстані 5, 10, 50 см від джерела
випромінювання.
4.
Визначити шар половинного послаблення
d
1/2
для захисного
бар’єру з міді, свинцю, бетону.
5.
Зробити захисний бар’єр товщини
d
1/2
з міді. Перевірити
дослідним шляхом зменшення у 2 рази потужності експозиційної дози
за цим захисним бар’єром.
Основи біофізики і біомеханіки
291
6.
Розрахувати товщину захисного бар’єру
d,
який послаблює
активність іонізуючого випромінювання до 10 Бк/кг.
7.
Розрахувати величину дози (експозиційної, еквівалентної)
іонізуючого випромінювання цього джерела.
Результати проміжних розрахунків оформити у вигляді таблиці:
Характеристика поля
випромінювання
Результат
1-ого
вимірювання
Результат
2-ого
вимірювання
Результат
3-ого
вимірювання
Середнє
значення,
M±m
Р
А
Р(d
1/2
)
D
e
5.
Зміст звіту
Мета роботи, аналітичний розрахунок характеристик поля гамма-
випромінювання.
6.
Контрольні запитання:
1.
Що таке іонізуюче випромінювання?
2.
Які основні біологічні ефекти впливу іонізуючого випромінювання
на живий організм?
3.
Які існують види випромінювання та в чому полягає різниця
їх біологічної дії на живий організм?
4.
Які існують способи захисту від раіоактивного випромінювання?
5.
Що таке дози випромінювання (поглинена, еквівалентна,
експозиційна). Визначення та застосування.
6.
Суть методу захисту від дії іонізуючого випромінювання за
допомогою захисного бар’єру.
7.
Які відомі методи дозиметрії іонізуючого випромінювання?