Необходимость количественной оценки действия ионизи­рующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии. Дозиметрией называют раздел ядерной физики и измери­тельной техники, в котором изучают величины, характери­зующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения. Первоначально развитие дозиметрии было обусловлено необходимостью учета действия рентгеновского излучения на человека.

§ 28.1. Доза излучения и экспозиционная доза. Мощность дозы

Уже отмечалось, что ионизирующее излучение только тогда оказывает действие на вещество, когда это излучение взаимодей­ствует с частицами, входящими в состав вещества.

Независимо от природы ионизирующего излучения его взаи­модействие количественно может быть оценено отношением энер­гии, переданной элементу облученного вещества, к массе этого элемента. Эту характеристику называют дозой излучения (по­глощенной дозой излучения) D.

Различные эффекты ионизирующего излучения прежде все­го определяются поглощенной дозой. Она сложным образом за­висит от вида ионизирующего излучения, энергии его частиц, состава облучаемого вещества и пропорциональна времени об­лучения. Дозу, отнесенную ко времени, называют мощностью дозы.

Единицей поглощенной дозы излучения является грей (Гр), который соответствует дозе излучения, при которой облучен­ному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующе­го излучения 1 Дж; мощность дозы излучения выражается в грeях в секунду (Гр/с).

Внесистемная единица дозы излучения -рад 1 (1 рад = 10~ 2 Гр = 100 эрг/г), ее мощности -рад в секунду (рад/с).

Казалось бы, для нахождения поглощенной дозы излучения следует измерить энергию ионизирующего излучения, падающего на тело, энергию, прошедшую сквозь тело, и их разность разде­лить на массу тела. Однако практически это сделать трудно, так как тело неоднородно, энергия рассеивается телом по всевозмож­ным направлениям и т. п. Таким образом, вполне конкретное и яс­ное понятие «дозы излучения» оказывается малопригодным в экс­перименте. Но можно оценить поглощенную телом дозу по иони­зирующему действию излучения в воздухе, окружающем тело.

В связи с этим вводят еще одно понятие дозы для рентгенов­ского и g-излучения - экспозиционную дозу излучения X, ко­торая является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и g-лучами.

За единицу экспозиционной дозы принят кулон на килограмм (Кл/кг). На практике используют единицу, называемую рентге­ном (Р), - экспозиционная доза рентгеновского или g-излучения, при которой в результате полной ионизации в 1 см 3 сухого возду­ха (0,001293 г) при 0 °С и 760 мм рт. ст. образуется 2,08 10? пар ионов. 1 Р = 2,58 10" 4 Кл/кг.

Единицей мощности экспозиционной дозы является 1 А/кг, а внесистемной единицей - 1 Р/с.

Так как доза излучения пропорциональна падающему ионизи­рующему излучению, то между ней и экспозиционной дозой должна быть пропорциональная зависимость

где f - некоторый переходный коэффициент, зависящий от ряда причин и прежде всего от облучаемого вещества и энергии фото­нов.

Наиболее просто установить значение коэффициента f, если облучае­мым веществом является воздух. При X - 1 Р в 0,001293 г воздуха об­разуется 2,08 10 9 пар ионов; следовательно, в 1 г воздуха содержится 2,08 10 9 /0,001293 пар ионов. В среднем на образование одной пары ионов расходуется энергия 34 эВ. Это означает, что в 1 г воздуха погло­щается энергия излучения, равная

2,08*10 9 /0.001293 34 1,6 10- 19 Дж/г = 88 10 4 Дж/кг. 0,001293

Итак, поглощенная доза 88 10 4 Дж/кг в воздухе энергетически эквивалентна 1 Р. Тогда по формуле (28.1) имеем

если D измеряется в радах, а X - в рентгенах.

Коэффициент f для воздуха мало зави­сит от энергии фотонов.

Для воды и мягких тканей тела челове­ка f = 1; следовательно, доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это и обусловливает удобство использования внесис­темных единиц - рада и рентгена.

Для костной ткани коэффициент f уменьшается с увеличением энергии фотонов приблизительно от 4,5 до 1.

Установим связь между активностью радиоактивного препара­та - источника g-фотонов - и мощностью экспозиционной дозы. Из источника И (рис. 28.1) у-фотоны вылетают по всем направле­ниям. Число этих фотонов, пронизывающих 1 м 2 поверхности не­которой сферы в 1 с, пропорционально активности А и обратно пропорционально площади поверхности сферы (4pr 2). Мощность экспозиционной дозы (X/t) в объеме V зависит от этого числа фото­нов, так как именно они и вызывают ионизацию. Отсюда получаем

где k - гамма-постоянная, которая характерна для данного ра­дионуклида.

1 Единица рад является аббревиатурой английских слов Radiation Ab­sorbed Dose.

§ 28.2. Количественная оценка биологического действия ионизирующего излучения. Эквивалентная доза

Для данного вида излучения биологическое действие обычно тем больше, чем больше доза излучения. Однако различные излу­чения даже при одной и той же поглощенной дозе оказывают раз­ные воздействия.

В дозиметрии принято сравнивать биологические эффекты различных излучений с соответствующими эффектами, вызван­ными рентгеновским и g-излучениями.

Коэффициент К, показывающий, во сколько раз эффектив­ность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или g-излучения, при одинаковой дозе излу­чения в тканях, называется коэффициентом качества. В радио­биологии его называют также относительной биологической эффективностью (ОБЭ).

Коэффициент качества устанавливают на основе опытных дан­ных. Он зависит не только от вида частицы, но и от ее энергии. Приведем приближенные значения К (табл. 33) для некоторых излучений (в скобках указана энергия частиц).

Таблица 33

Поглощенная доза совместно с коэффициентом качества дает представление о биологическом действии ионизирующего излуче­ния, поэтому произведение DK используют как единую меру это­го действия и называют эквивалентной дозой излучения Н :

Так как К - безразмерный коэффициент, то эквивалентная доза излучения имеет ту же размерность, что и поглощенная доза излучения, но называется зивертом (Зв). Внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр 1 , 1 бэр = 10~ 2 Зв.

Эквивалентная доза в бэрах равна дозе излучения в радах, ум­ноженной на коэффициент качества.

Естественные радиоактивные источники (космические лучи, радиоактивность недр, воды, радиоактивность ядер, входящих в состав человеческого тела, и др.) создают фон, соответствующий приблизительно эквивалентной дозе 125 мбэр в течение года. Пре­дельно допустимой эквивалентной дозой при профессиональном облучении считается 5 бэр в течение года. Минимальная леталь­ная доза от у-излучения около 600 бэр. Эти данные соответствуют облучению всего организма.

1 Бэр - аббревиатура слов «биологический эквивалент рентгена».

§ 28.3. Дозиметрические приборы

Дозиметрическими приборами, или дозиметрами называ­ют устройства для измерения доз ионизирующих излучений или величин, связанных с дозами.

Конструктивно дозиметры состоят из детектора ядерных излу­чений и измерительного устройства. Обычно они проградуированы в единицах дозы или мощности дозы. В некоторых случаях предусмотрена сигнализация о превышении заданного значения мощности дозы.

В зависимости от используемого детектора различают дозимет­ры ионизационные, люминесцентные, полупроводниковые, фото­дозиметры и др.

Дозиметры могут быть рассчитаны на измерение доз како­го-либо определенного вида излучения или регистрацию смешан­ного излучения.

Дозиметры для измерения экспозиционной дозы рентгеновско­го и у-излучения или ее мощности называют рентгенометрами. В качестве детектора у них обычно применяется ионизацион­ная камера. Заряд, протекающий в цепи камеры, пропорциона­лен экспозиционной дозе, а сила тока - ее мощности. На рис. 28.2 показан микрорентгенометр МРМ-2 со сферической иониза­ционной камерой, вынесенной отдельно от прибора.

Состав газа в ионизационных камерах, а также вещество сте­нок, из которых они состоят, подбирают такими, чтобы осуществ­лялись тождественные условия с поглощением энергии в биологи­ческих тканях.

На рис. 28.3 показан комплект индивидуальных дозиметров ДК-0,2 с общим измерительным устройством. Каждый индивиду­альный дозиметр представляет собой миниатюрную цилиндрическую ионизационную камеру, которая предварительно заряжает­ся. В результате ионизации происходит разрядка камеры, что фиксируется вмонтированным в нее электрометром. Показания его зависят от экспозиционной дозы ионизирующего излучения.

Существуют дозиметры, детекторами которых являются газо­разрядные счетчики.

Для измерения активности или концентрации радиоактивных изотопов применяют приборы, называемые радиометрами. Принцип их работы в основном изложен в § 27.5.

В заключение заметим, что общая структурная схема всех до­зиметров аналогична той, которая изображена на рис. 17.1. Роль датчика (измерительного преобразователя) выполняет детектор ядерных излучений. В качестве выходных устройств могут ис­пользоваться стрелочные приборы, самописцы, электромеханиче­ские счетчики, звуковые и световые сигнализаторы и т. п.

§ 28.4. Защита от ионизирующего излучения

Работа с любыми источниками ионизирующих излучений тре­бует защиты персонала от их вредного действия. Это большая и специальная проблема, в значительной степени выходящая за пределы чисто физических вопросов. Рассмотрим кратко некото­рые аспекты этой проблемы.

Различают три вида защиты: защита временем, расстоя­нием и материалом.

Проиллюстрируем первые два вида защиты на модели точечно­го источника у-излучения. Преобразуем формулу (28.2):

Отсюда видно, что чем больше время и чем меньше расстояние, тем больше экспозиционная доза. Следовательно, необходимо на­ходиться под воздействием ионизирующего излучения минималь­ное время и на максимально возможном расстоянии от источника этого излучения.

Защита материалом основывается на различной способности веществ поглощать разные виды ионизирующего излучения.

Защита от а-излучения проста: достаточно листа бумаги или слоя воздуха толщиной в несколько сантиметров, чтобы полно­стью поглотить а-частицы. Однако, работая с радиоактивными источниками, следует остерегаться попадания ос-частиц внутрь организма при дыхании или приеме пищи.

Для защиты от b-излучения достаточно пластин из алюминия, плексигласа или стекла толщиной в несколько сантиметров. При взаимодействии b-частиц с веществом может появиться тормоз­ное рентгеновское излучение, а от b + -частиц - b + -излучение, воз­никающее при аннигиляции этих частиц с электронами. Наибо­лее сложна защита от «нейтрального» излучения: рентгеновское и у-излучения, нейтроны. Эти излучения с меньшей вероятностью взаимодействуют с частицами вещества и поэтому глубже прони­кают в вещество. Ослабление пучка рентгеновского и у-излучений приближенно соответствует закону (26.8). Коэффициент ослабле­ния зависит от порядкового номера элемента вещества поглотите­ля [см. (26.12)] и от энергии у-фотонов (см. рис. 27.5). При расчете защиты учитывают эти зависимости, рассеяние фотонов, а также вторичные процессы. Некоторые из них для рентгеновского излу­чения показаны на рис. 26.10. Защита от нейтронов наиболее сложна. Быстрые нейтроны сначала замедляют, уменьшая их скорость в водородсодержащих веществах. Затем другими веще­ствами, например кадмием, поглощают медленные нейтроны.

Заключение

В медицине достаточно давно используются физические мето­ды. Еще в древности для лечения применяли охлаждение и нагре­вание различных участков тела, фиксирование конечностей при переломах и др.

Ряд ученых (врачи и физиологи) в своих профессиональных и жизненных увлечениях разрабатывали физические вопросы, ук­репляя своими трудами взаимопроникновение этих важных от­раслей естествознания. Поучительны в этом отношении жизне­описания некоторых великих ученых.

Юнг Томас (1773-1829) учился в ряде университетов, где сна­чала изучал медицину, но потом увлекся физикой. Объяснил явле­ние аккомодации глаза изменением кривизны хрусталика, первый объяснил явление интерференции света и ввел термин «интерфе­ренция», разрабатывал теорию цветового зрения, исследовал де­формацию тел.

Пуазейль Жан Луи Мари (1799-1869) - французский физик и физиолог. Изучал течение жидкости в тонких цилиндрических трубках и внутреннее трение, первый применил ртутный мано­метр для измерения давления крови.

Майер Юлиус Роберт (1814-1878) - немецкий врач. Как ко­рабельный врач во время плавания заметил, что цвет венозной крови матросов в тропиках приближается по яркости к арте­риальной. Это дало ему основание считать, что при высокой внешней температуре для поддержания температуры тела нужна меньшая степень окисления поступающих в организм веществ. Майер установил, что количество окисляемых продуктов в организме человека возрастает с увеличением выполняемой им работы. Майер один из первых открыл закон сохранения и пре­вращения энергии.

Гельмгольц Герман Людвиг Фердинанд (1821-1894) - не­мецкий врач, физиолог и физик. Математически обосновал закон сохранения энергии, отметив его всеобщий характер, разработал термодинамическую теорию химических процессов, существен­ные успехов достиг в области физиологической акустики и в фи­зиологии зрения, впервые измерил скорость распространения нервного возбуждения.

Дарсонваль Жак Арсен (1851-1940) - французский физик и физиолог. Проводил исследования в области электричества и его применения в медицине, основоположник электрофизиотерапии.

Применение достижений физики в медицине происходило и происходит постоянно. Проиллюстрируем это несколькими при­мерами из XX столетия: открытие электромагнитных волн - мик­роволновая терапия, открытие рентгеновских лучей - рентгено­диагностика и рентгенотерапия, открытие радиоактивности - ра­диодиагностика и радиотерапия, появление лазеров - лазерная терапия и лазерная хирургия и др.

Из учебника видно, что практически в любом разделе физики можно обнаружить медицинские приложения физических зна­ний и физической аппаратуры, а медицинская техника, по суще­ству, целиком основана на использовании физических законов, правил, закономерностей, физических явлений, физических свойств материалов и др.

Именно поэтому физико-математические и биофизические зна­ния являются существенным элементом высшего медицинского образования и способствуют всестороннему изучению организма человека. Это важно для формирования медицины как точной науки.

Освоение настоящего курса не просто, но затраченные время и усилия окупятся при изучении последующих курсов и в практи­ческой деятельности ВРАЧА - главной фигуры лечебного про­цесса.

Заведующий редакцией Б. В. Панкратов

Редактор И. Я. Ицхоки

Оформление Т. Е. Добровинская-Владимирова

Технический редактор М. В. Биденко

Компьютерная верстка А. В. Маркин

Корректоры Г. И. Мосякина, И. Т. Белугина

Изд. лиц. № 061622 от 07.10.97.

Подписано к печати 31.10.02. Формат 60*90 1/16.

Бумага типографская. Гарнитура «Школьная». Печать офсетная.

Усл. печ. л. 35,0. Тираж 5000 экз. Заказ № 2495.

ООО «Дрофа». 127018, Москва, Сущевский вал, 49.

Ионизирующие излучения не обладают запахом, вкусом или какими-либо другими свойствами, позволяющими человеку распознать их присутствие. Для измерения количественных и качественных характеристик ИИ используются различные методы, основанные на регистрации эффектов взаимодействия излучения с веществом.

Дозиметры - это приборы, предназначенные для измерения дозы или мощности дозы ИИ. В основе этих приборов лежат регистрация и количественная оценка ионизационного, сцинтилляционного, фотографического, химического и других эффектов, возникающих при взаимодействии ИИ с веществом.

В зависимости от цели измерения дозы выделяют следующие основные группы дозиметров:

1. Клинические - для измерения ИИ в рабочем пучке. Используют при подготовке к лучевой терапии и в процессе облучения.

2. Дозиметры контроля защиты - для измерения мощности дозы рассеянного излучения на рабочих местах (в системе радиационной безопасности). Эти дозиметры должны быть прямопоказывающими.

3. Индивидуальные - для контроля облучения лиц, работающих в сфере действия ИИ.

Методы дозиметрии:

· Биологические - основаны на оценке реакций, которые возникают в тканях при облучении их определенной дозой ИИ (эритемная доза, эпиляционная доза, летальная доза). Являются ориентировочными и применяются в основном в экспериментальной радиобиологии.

· Химические - заключаются в регистрации необратимых химических реакций, происходящих в некоторых веществах под влиянием облучений (радиохимический метод, фотографический метод).

o Радиохимический метод - основан на реакции окисления двухвалентного железа в трехвалентное под действием ИИ (Fe 2+ → Fe 3+), что приводит к изменению окраски (прозрачности). Используются ферросульфатные дозиметры. Так как диапазон измерения этих дозиметров очень велик (от 20 до 400 Гр), они используются только для аварийных ситуаций.

o Фотографический метод - под действием ИИ происходит почернение рентгеновской пленки, степень которого пропорциональна поглощенной энергии лучей. По плотности почернения можно судить о дозе облучения. Недостатком этого метода является зависимость показаний дозиметра от качественного состава излучения. Точность определения дозы невысока. С помощью фотопленочных дозиметров удобно определять соответствие светового и радиационного поля на аппаратах для лучевой терапии.

· Физические - основаны на способности ИИ вызывать ионизацию вещества и превращать электрически нейтральный газ в электропроводящую среду (ионизационная камера, газоразрядный счетчик, сцинтилляционный дозиметр, термолюминесцентный дозиметр, полупроводниковые детекторы).

o Сцинтилляционные дозиметры . В основе измерение интенсивности вспышек света в люминесцирующих веществах при прохождении через них ИИ. Люминисцирующими веществами могут быть неорганические и органические твердые сцинтилляторы (например, сульфид цинка, активированный серебром и др.), органические пластмассовые сцинтилляторы (например, полистирол с добавкой n – терфенила), жидкостные органические сцинтилляторы (например, раствор n – терфенила в ароматическом соединении), газовые сцинтилляторы (например, ксенон). . При попадании на них ИИ возникают световые вспышки регистрируются фотоэлектронным умножителем со специальной электронной схемой. Сцинтилляционные дозиметры не применяются в клинической дозиметрии из-за своего большого объема и высокой чувствительности, что позволяет рекомендовать их использование в дозиметрии защиты.

o Термолюминесцентные дозиметры (ТЛД) Используется способность ИИ создавать в диэлектрических материалах долгоживущие центры свечения в кристаллической структуре, которые при последующем нагревании элиминируются с испусканием квантов света. Обычно чувствительный объем ТЛД состоит из небольшой массы кристаллического диалектрика, содержащего соответствующий активатор, способный быть термолюминисцентным фосфором. Активатор часто в следовых количествах, обеспечивает образование двух центров в кристалле: «ловушек» для носителей зарядов – электронов и так называемых «дырок». При облучении, образуемые излучением электроны и дырки, мигрируют к соответствующим ловушкам, где сохраняются до тех пор, пока нагревание не освобождает их потенциальной ямы ловушки. Освобожденный носитель заряда мигрирует к центру люминесценции, где происходит его рекомбинация с зарядом противоположного знака, сопровождающаяся испусканием кванта света. Для регистрации термолюминесценции дозиметр помещают на нагревательное устройство перед фотоумножителем и измеряют зависимость интенсивности свечения от температуры или времени нагрева. Наиболее распространены ТЛД на основе фтористого лития (ТЛД LiF), фтористого кальция, окиси алюминия и др. Широко используются в клинической дозимерии (измерение дозы на больном, в полости тела) и в качестве индивидуальных дозиметров.

o В ионизационном методе дозиметрии используется способность ИИ производить ионизацию. В основе метода лежит принцип Брэгга-Грея, согласно которому количество ионизаций в газовой полости есть мера энергии, поглощенной в окружающем материале. «Газовой полостью» может быть любой материал. Обычно это наполненная газом полость внутри твердого тела. Соответствующие приборы, называемые ионизационными камерами. Ионизационная камера состоит из двух электродов, пространство между которыми заполнено газом. Под действием ИИ газ ионизируется, возникает электрический ток. По величине силы тока судят о дозе. Дозиметры, основанные на ионизационном методе, в настоящее время наиболее распространены. Широко применяются в клинической дозиметрии, в дозиметрии защиты и индивидуальной дозиметрии.

o Полупроводниковые (кристаллические) дозиметры. Меняют проводимость в зависимости от мощности дозы. Широко используются наряду с ионизационными дозиметрами.

Независимо от используемого метода дозиметрии все дозиметры должны удовлетворять следующим требованиям:

· размеры и состав должны быть такими, чтобы обеспечить выполнение условий равновесия вторичных заряженных частиц (электронов в случае фотонного излучения, ядер отдачи в случае нейтронов);

· материал дозиметра и его чувствительного объема были близки или идентичны по элементному составу и соответствовали элементному составу того объекта, поглощенную дозу в котором необходимо определить (в радиобиологических исследованиях это состав мышечной, костной, жировой ткани и т.д.);

· толщина материала дозиметра (его стенки) должна быть такой, чтобы не вызывать заметного ослабления ИИ в чувствительном объеме дозиметра.

Выбор того или другого дозиметра производят на основе его важнейших характеристик.

Контрольные вопросы к разделу

(выделены правильные ответы)

1) Для измерения ионизирующего излучения в рабочем пучке при подготовке к лучевой терапии и в процессе облучения используют…

а) Клинические дозиметры

б) Дозиметры контроля защиты

в) Индивидуальные дозиметры

2) Для измерения мощности дозы рассеянного излучения на рабочих местах используют…

а) Клинические дозиметры

б) Дозиметры контроля защиты

в) Индивидуальные дозиметры

3) Метод дозиметрии, заключающийся в регистрации необратимых химических реакций, происходящих в некоторых веществах под влиянием ионизирующего излучения …

а) Биологическим

б) Химическим

в) Физическим

4) Дозиметры, в которых используется способность ионизирующего излучения создавать в диэлектрических материалах долгоживущие центры свечения в кристаллической структуре, которые при последующем нагревании элиминируются с испусканием квантов света, называются

а) Радиохимическими

б) Сцинтилляционными

в) Термолюминесцентными

г) Полупроводниковыми

Дозиметрия ионизирующих излучений - раздел прикладной ядерной физики, в котором рассматриваются свойства ионизирующих излучений, физические величины, характеризующие поле излучения и взаимодействие излучения с веществом (дозиметрические величины). В более узком смысле слова Д. и. и. - совокупность методов измерения этих величин. Важнейший признак дозиметрических величин - их связь с радиационно-индуцированными эффектами, возникающими при облучении объектов живой и неживой природы. Под радиационно-индуцированными эффектами в общем смысле понимают любые изменения в облучаемом объекте, вызванные воздействием ионизирующих излучений . Основной дозиметрической величиной является доза ионизирующего излучения и ее модификации. Задача Д. и. и. - описание дозного поля, сформированного в живом организме в реальных условиях облучения.

Необходимость разработки Д. и. и. возникла вскоре после открытия Рентгеном (W.К. Rö ntgen) в 1895 г. излучения, названного его именем (см. Рентгена лучи ). Интенсивное накопление данных по биологическому действию рентгеновского излучения, с одной стороны, открывало реальную перспективу его применения в медицине, а с другой - указывало на опасность неконтролируемого облучения живого организма. В результате встал вопрос о дозиметрическом обеспечении практического применения источников ионизирующих излучений. В начале 20 в. основными источниками излучения были радий и рентгеновские аппараты, и Д. и. и. сводилась фактически к дозиметрии фотонного ионизирующего излучения (рентгеновского и гамма-излучения). Затем по мере развития технических средств ядерной физики, создания и усовершенствования ускорителей заряженных частиц и особенно после пуска в 1942 г. первого ядерного реактора число источников и связанных с ними видов ионизирующих излучений существенно расширились. В соответствии с этим появились методы дозиметрии потоков заряженных частиц, нейтронов, высокоэнергетического тормозного излучения и др. Стал расти и список дозиметрических величин, соответствующих задачам многообразного практического применения ионизирующих излучений различной природы.

Физической основой Д. и. и. является преобразование энергии излучения в процессе его взаимодействия с атомами или их ядрами, электронами и молекулами облучаемой среды, в результате которого часть этой энергии поглощается веществом. Поглощенная энергия является первопричиной процессов, приводящих к наблюдаемым радиационно-индуцированным эффектам, и потому дозиметрические величины оказываются связанными с поглощенной энергией излучения.

Многообразие условий облучения и многофакторный характер его последствий не позволяют обходиться единственной дозиметрической величиной, приспосабливая ее к изменению этих условий и факторов. Необходим целый набор дозиметрических величин, из которых в зависимости от условий облучения и поставленной задачи выбирают наиболее адекватную меру радиационно-индуцированного эффекта. Примером такой величины является введенный Международной комиссией по радиологическим единицам (МКРЕ) для целей радиационной безопасности показатель эквивалентной дозы (см. Доза ионизирующего излучения ) в точке радиационного поля - максимальная эквивалентная доза внутри тканеэквивалентного шара диаметром 30 см при совмещении центра этого шара с данной точкой. Практическое применение этого показателя встречает определенные трудности, ибо проблему адекватности дозиметрии пока нельзя считать полностью решенной.

При Д. и. и. используют как инструментальные, так и расчетные методы. Все дозиметрические приборы устроены по принципу регистрации радиационно-индуцированных эффектов в некотором модельном объекте - детекторе ионизирующего излучения. В ранний период становления Д. и. и, использовались фотографическое действие ионизирующих излучений, химические превращения и выделение тепла. По мере развития методов регистрации элементарных частиц развивались и методы Д. и. и. В современных условиях используется широкий спектр радиационно-индуцированных эффектов. К уже упомянутым можно добавить ионизационные эффекты в газах и конденсированных средах, изменение электрических свойств полупроводников, деструктивные повреждения твердых тел,

люминесценцию, сцинтилляцию и др.

Особое место занимает биологическая дозиметрия использующая в качестве меры дозиметрической величины количественные радиобиологические эффекты, например хромосомные аберрации, изменение морфологического состава крови и другие показатели, однозначно связанные с Д. и. и. (см. Лучевая болезнь , Радиочувствительность ).

Методы Д. и. и. можно классифицировать по разным признакам. Так, в зависимости от вида регистрируемого эффекта различают ионизационный, фотографический, химический, люминесцентный, калориметрический, сцинтилляционный методы, метод следов повреждения и др. При этом имеет место однозначная количественная связь между изменением физических или химических свойств детектора излучения и поглощенной энергией. В клинической дозиметрии распространены ионизационные методы, в которых детектором служат ионизационная камера, твердотельные люминесцентные кристаллы, полупроводники. Последние привлекают малыми размерами детектора.

В СССР выпускают стационарные, носимые и индивидуальные дозиметрические приборы. Стационарные дозиметры применяют в клинической практике, а носимые наиболее часто используют для оценки радиационной обстановки в целях радиационной защиты. Они имеют автономное питание и потому могут использоваться в любой обстановке, в т.ч. в полевых условиях. Индивидуальные дозиметры предназначены для оценки дозы, получаемой лицами, работающими в контакте с ионизирующим излучением. Они могут быть прямопоказывающими (рис. а, б ) или состоять из носимых персоналом ионизационных или термолюминесцентных детекторов (в), показания которых, пропорциональные дозе излучения, определяются на специальном считывающем устройстве.

Клиническая дозиметрия - раздел Д. и. и., занимающийся измерениями и расчетами величин, характеризующих физические и биофизические эффекты облучения больных, получающих лучевую терапию . Основная задача клинической дозиметрии состоит в количественном описании пространственного и временного распределения поглощенной энергии излучения в теле облучаемого больного,

а также в поиске, обосновании и выборе индивидуально оптимизируемых условий его облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза (см. Доза ионизирующих излучений ), дозное поле, дозиметрический фантом, мишень. Дозное поле - это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем тело больного по физическим эффектам взаимодействия излучения с веществом, форме и размерам органов и тканей и их анатомическим взаимоотношениям. Информацию о дозном поле представляют в табличном, матричном виде, а также в виде кривых, соединяющих точки одинаковых значений (абсолютных или относительных) поглощенной дозы. Такие кривые называют изодозами, а их семейства - картами изодоз. За условную единицу (или 100%) можно принять поглощенную дозу в любой точке дозного поля, в частности максимальную поглощенную дозу, которая должна соответствовать подлежащей облучению мишени (т.е. области, охватывающей клинически выявленную и предполагаемую зону ее распространения).

Формирование дозного поля зависит от вида и источника излучения, от метода облучения (внешнего, внутреннего, статического, подвижного и др.), телосложения больного, а также от типа радиационного терапевтического аппарата. Поэтому в состав технической документации аппарата входят атлас дозных полей и рекомендации по его практическому использованию. При необходимости (для новых вариантов и сложных планов облучения) в лечебных учреждениях выполняют фантомные измерения дозных полей, пользуясь клиническими дозиметрами с малогабаритными ионизационными камерами или другими (полупроводниковыми, термолюминесцентными) детекторами, анализаторами дозного поля или изодозографами. Термолюминесцентные детекторы используют также для контроля поглощенных доз у больных.

Лучевой терапевт совместно с инженером-физиком ведет дозиметрическое планирование - выбирает метод облучения, оптимизирует условия облучения больного путем расчета конкурирующих вариантов дозных полей,

определяет технологию облучения на конкретном аппарате, а также осуществляет контроль выполнения принятого плана и его динамическую корректировку в процессе лучевого лечения. В связи с развитием методов и средств вычислительной техники, появлением быстродействующих ЭВМ с большим объемом памяти и средств автоматизированного ввода в ЭВМ исходной графической и текстовой информации о больном происходит постепенный переход от ручного к компьютерному планированию облучения. При этом открываются возможности решения обратной задачи клинической дозиметрии - определения условий облучения по задаваемому врачом дозному полю.

В системе МЗ СССР имеется радиационная метрологическая служба, которая ведет проверку клинических дозиметров и дозиметрическую аттестацию радиационных аппаратов. В 1988 г. в СССР начат переход к метрологическому обеспечению лучевой терапии на основе непосредственных измерений поглощенной дозы в воде, прослеживаемых до государственного первичного эталона единицы ее мощности. Все это способствует повышению точности планирования и осуществления облучения.

Согласно современным международным требованиям, для повышения эффективности лучевой терапии в клинической дозиметрии нужно стремиться к дозированию облучения больного с погрешностью не более 5%, по поглощенной дозе в мишени, а измерения поглощенных доз вести с погрешностью не более 3%.

Библиогр.: Иванов В.И. Курс дозиметрии, М., 1988; Клеппер Л.Я. Формирование дозовых полей дистанциойными источниками излучения, М., 1986, библиогр.; Кронгауз А.Н., Ляпидевский В.К. и Фролова А.В. Физические основы клинической дозиметрии, М., 1969; Ратнер Т.Г. и Фадеева М.А. Техническое и дозиметрическое обеспечение дистанционной гамма-терапии, М., 1982, библиогр.

1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы.

2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы.

3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения.

4. Способы защиты от ионизирующего излучения.

5. Основные понятия и формулы.

6. Задачи.

34.1. Дозиметрия. Дозы облучения. Мощность дозы

Необходимость количественной оценки действия ионизирующего излучения на различные вещества живой и неживой природы привела к появлению дозиметрии.

Дозиметрия - раздел ядерной физики и измерительной техники, в котором изучают величины, характеризующие действие ионизирующего излучения на вещества, а также методы и приборы для их измерения.

Процессы взаимодействия излучения с тканями протекают поразному для различных типов излучений и зависят от вида ткани. Но во всех случаях происходит преобразование энергии излучения в другие виды энергии. В результате часть энергии излучения поглощается веществом. Поглощенная энергия - первопричина всех последующих процессов, которые в конечном итоге приводят к биологическим изменениям в живом организме. Количественно действие ионизирующего излучения (независимо от его природы) оценивается по энергии, переданной веществу. Для этого используется специальная величина - доза излучения (доза - порция).

Поглощенная доза

Поглощенная доза (D) - величина, равная отношению энергии Δ Ε, переданной элементу облучаемого вещества, к массе Δm этого элемента:

В СИ единицей поглощенной дозы является грей (Гр), в честь английского физика-радиобиолога Луи Гарольда Грея.

1 Гр - это поглощенная доза ионизирующего излучения любого вида, при которой в 1 кг массы вещества поглощается энергия 1 Дж энергии излучения.

В практической дозиметрии обычно пользуются внесистемной единицей поглощенной дозы - рад (1 рад = 10 -2 Гр).

Эквивалентная доза

Величина поглощенной дозы учитывает только энергию, переданную облучаемому объекту, но не учитывает «качество излучения». Понятие качества излучения характеризует способность данного вида излучения производить различные радиационные эффекты. Для оценки качества излучения вводят параметр - коэффициент качества (quality factor). Он является регламентированной величиной, его значения определены специальными комиссиями и включены в международные нормы, предназначенные для контроля над радиационной опасностью.

Коэффициент качества (К) показывает, во сколько раз биологическое действие данного вида излучения больше, чем действие фотонного излучения, при одинаковой поглощенной дозе.

Коэффициент качества - безразмерная величина. Его значения для некоторых видов излучения приведены в табл. 34.1.

Таблица 34.1. Значения коэффициента качества

Эквивалентная доза (Н) равна поглощенной дозе, умноженной на коэффициент качества для данного вида излучения:

В СИ единица эквивалентной дозы называется зивертом (Зв) - в честь шведского специалиста в области дозиметрии и радиационной безопасности Рольфа Максимилиана Зиверта. Наряду с зивертом используется и внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр (биологический эквивалент рентгена): 1 бэр = 10 -2 Зв.

Если организм подвергается действию нескольких видов излучения, то их эквивалентные дозы (Н i) суммируются:

Эффективная доза

При общем однократном облучении организма разные органы и ткани обладают различной чувствительностью к действию радиации. Так, при одинаковой эквивалентной дозе риск генетических повреждений наиболее вероятен при облучении репродуктивных органов. Риск возникновения рака легких при воздействии α-излучения радона в равных условиях облучения выше, чем риск возникновения рака кожи и т.д. Поэтому понятно, что дозы облучения отдельных элементов живых систем следует рассчитывать с учетом их радиочувствительности. Для этого используются весовые коэффициенты b T (Т - индекс органа или ткани), приведенные в табл. 34.2.

Таблица 34.2. Значения весовых коэффициентов органов и тканей при расчете эффективной дозы

Окончание табл. 34.2

Эффективная доза (Н эф) - это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека с учетом радиочувствительности отдельных его органов и тканей.

Эффективная доза равна сумме произведений эквивалентных доз в органах и тканях на соответствующие им весовые коэффициенты:

Суммирование ведется по всем тканям, перечисленным в табл. 34.2. Эффективные дозы, как и эквивалентные, измеряются в бэрах и зивертах.

Экспозиционная доза

Поглощенная и связанная с ней эквивалентная дозы облучения характеризуют энергетическое действие радиоактивного излучения. В качестве характеристики ионизирующего действия излучения используют другую величину, называемую экспозиционной дозой. Экспозиционная доза является мерой ионизации воздуха рентгеновскими и γ-лучами.

Экспозиционная доза (Х) равна заряду всех положительных ионов, образующихся под действием излучения в единице массы воздуха при нормальных условиях.

В СИ единицей экспозиционной дозы является кулон на килограмм (Кл/кг). Кулон - это очень большой заряд. Поэтому на практике пользуются внесистемной единицей экспозиционной дозы, которая называется рентгеном (Р), 1 Р = 2,58х10 -4 Кл/кг. При экспозиционной дозе 1 Р в результате ионизации в 1 см 3 сухого воздуха при нормальных условиях образуется 2,08х10 9 пар ионов.

Связь между поглощенной и экспозиционной дозами выражается соотношением

где f - некоторый переводной коэффициент, зависящий от облучаемого вещества и длины волны излучения. Кроме того, величина f зависит от используемых единиц доз. Значения f для единиц рад и рентген приведены в табл. 34.3.

Таблица 34.3. Значения переводного коэффициента из рентген в рад

В мягких тканях f ≈ 1, поэтому поглощенная доза излучения в радах численно равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Это обусловливает удобство использования внесистемных единиц рад и Р.

Соотношения между различными дозами выражаются следующими формулами:

Мощность дозы

Мощность дозы (N) - величина, определяющая дозу, полученную объектом за единицу времени.

При равномерном действии излучения мощность дозы равна отношению дозы ко времени t, в течение которого действовало ионизирующее излучение:

где κ γ - гамма-постоянная, характерная для данного радиоактивного препарата.

В табл. 34.4 приведены соотношения между единицами доз.

Таблица 34.4. Соотношения между единицами доз

34.2. Биологические эффекты доз облучения. Предельные дозы

Биологическое действие излучения с различной эквивалентной дозой указано в табл. 34.5.

Таблица 34.5. Биологическое действие разовых эффективных доз

Предельные дозы

Нормы радиационной безопасности устанавливают предельные дозы (ПД) облучения, соблюдение которых обеспечивает отсутствие клинически выявляемых биологических эффектов облучения.

Предельная доза - величина годовой эффективной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы.

Величины предельных доз различны для персонала и населения. Персонал - это лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) и находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б). Для группы Б все пределы доз установлены вчетверо меньшими, чем для группы А.

Для населения пределы доз меньше в 10-20 раз, чем для группы А. Значения ПД приведены в табл. 34.6.

Таблица 34.6. Основные предельные дозы

Естественный (природный) радиационный фон создается естественными радиоактивными источниками: космическими лучами (0,25 мЗв/год); радиоактивностью недр (0,52 мЗв/год); радиоактивностью пищи (0,2 мЗв/год).

Эффективная доза до 2 мЗв/год (10-20 мкР/ч), получаемая за счет естественного радиационного фона, считается нормальной. Как и при техногенном облучении, высоким считается уровень облучения более 5 мЗв/год.

На земном шаре есть места, где природный фон равен 13 мЗв/год.

34.3. Дозиметрические приборы. Детекторы ионизирующего излучения

Дозиметры - устройства для измерения доз ионизирующего излучения или величин, связанных с дозами. Дозиметр содержит в себе детектор излучения и измерительное устройство, которое градуировано в единицах дозы или мощности.

Детекторы - устройства, регистрирующие различные виды ионизирующего излучения. Работа детекторов основана на использовании тех процессов, которые вызывают в них регистрируемые частицы. Различают 3 группы детекторов:

1) интегральные детекторы,

2) счетчики,

3) трековые детекторы.

Интегральные детекторы

Эти устройства дают информацию о полном потоке ионизирующего излучения.

1. Фотодозиметр. Простейшим интегральным детектором является светонепроницаемая кассета с рентгеновской пленкой. Фотодозиметр - это индивидуальный интегральный счетчик, которым снабжаются лица, соприкасающиеся с излучением. Пленка проявляется через определенный промежуток времени. По степени ее почернения можно определить дозу облучения. Детекторы этого типа позволяют измерять дозы от 0,1 до 15 Р.

2. Ионизационная камера. Это прибор для регистрации ионизирующих частиц методом измерения величины ионизации (числа пар ионов), производимой этими частицами в газе. Простейшая ионизационная камера представляет собой два электрода, помещенных в заполненный газом объем (рис. 34.1).

К электродам приложено постоянное напряжение. Частицы, попадающие в пространство между электродами, ионизуют газ, и в цепи возникает ток. Сила тока пропорциональна числу образованных ионов, т.е. мощности экспозиционной дозы. Электронное интегрирующее устройство определяет и саму дозу Х.

Рис. 34.1. Ионизационная камера

Счетчики

Эти устройства предназначены для подсчета количества частиц ионизирующего излучения, проходящих через рабочий объем или попадающих на рабочую поверхность.

1. На рисунке 34.2 представлена схема газоразрядного счетчика Гейгера-Мюллера, принцип действия которого основан на образовании электрического импульсного разряда в газонаполненной камере при попадании отдельной ионизирующей частицы.

Рис. 34.2. Схема счетчика Гейгера-Мюллера

Счетчик представляет собой стеклянную трубку с напыленным на ее боковую поверхность слоем металла (катод). Внутри трубки пропущена тонкая проволока (анод). Давление газа внутри трубки составляет 100-200 мм рт.ст. Между катодом и анодом создается высокое напряжение порядка сотен вольт. При попадании в счетчик ионизирующей частицы в газе образуются свободные электроны, которые движутся к аноду. Вблизи тонкой нити анода напряженность поля велика. Электроны вблизи нити ускоряются настолько, что начинают ионизировать газ. В результате возникает разряд и по цепи протекает ток. Самостоятельный разряд надо погасить, иначе счетчик не среагирует на следующую частицу. На включенном в цепь высокоомном сопротивлении R происходит значительное падение напряжения. Напряжение на счетчике уменьшается, и разряд прекращается. Также в состав газа вводится вещество, соответствующее быстрейшему гашению разряда.

2. Усовершенствованным вариантом счетчика Гейгера-Мюллера является пропорциональный счетчик, в котором амплитуда импульса тока пропорциональна энергии, выделенной в его объеме регистрируемой частицей. Такой счетчик определяет поглощенную дозу излучения.

3. На другом физическом принципе основано действие сцинтилляционных счетчиков. Под действием ионизирующего излучения в некоторых веществах происходят сцинтилляции, т.е. вспышки, число которых подсчитывается с помощью фотоэлектронного умножителя.

Трековые детекторы

Детекторы этого типа используются в научных исследованиях. В трековых детекторах прохождение заряженной частицы фиксируется в виде пространственной картины следа (трека) этой частицы; картина может быть сфотографирована или зарегистрирована электронными устройствами.

Распространенным типом трекового детектора является камера Вильсона. Наблюдаемая частица проходит через объем, заполненный перенасыщенным паром, и ионизирует его молекулы. На образовавшихся ионах начинается конденсация пара, в результате чего след частицы становится виден. Камеру помещают в магнитное поле, которое искривляет траектории заряженных частиц. По кривизне трека можно определить массу частицы.

34.4. Способы защиты от ионизирующего излучения

Защита от негативных последствий излучения и некоторые способы уменьшения дозы облучения указаны ниже. Различают три вида защиты: защита временем, расстоянием и материалом.

Защита временем и расстоянием

Для точечного источника экспозиционная доза определяется соотношением

из которого видно, что она прямо пропорциональна времени и обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника.

Отсюда следует естественный вывод: для уменьшения поражающего радиационного действия необходимо находиться как можно дальше от источника излучения и, по возможности, меньшее время.

Защита материалом

Если расстояние до источника радиации и время облучения невозможно выдержать в безопасных пределах, то необходимо обеспечить защиту организма материалом. Этот способ защиты основывается на том, что разные вещества по-разному поглощают попадающие на них всевозможные ионизирующие излучения. В зависимости от вида излучения применяют защитные экраны из различных материалов:

альфа-частицы - бумага, слой воздуха толщиной несколько сантиметров;

бета-частицы - стекло толщиной несколько сантиметров, пластины из алюминия;

рентгеновское и гамма-излучения - бетон толщиной 1,5-2 м, свинец (эти излучения ослабляются в веществе по экспоненциальному закону; нужна большая толщина экранирующего слоя; в рентгеновских кабинетах часто используют резиновый просвинцованный фартук);

поток нейтронов - замедляется в водородсодеожащих веществах, например воде.

Для индивидуальной защиты органов дыхания от радиоактивной пыли используются респираторы.

В экстренных ситуациях, связанных с ядерными катастрофами, можно воспользоваться защитными свойствами жилых домов. Так, в подвалах деревянных домов доза внешнего облучения снижается в 2-7 раз, а в подвалах каменных домов - в 40-100 раз (рис. 34.3).

При радиоактивном заражении местности контролируется активность одного квадратного километра, а при заражении продуктов питания - их удельная активность. В качестве примера можно указать, что при заражении местности более чем 40 Ки/км 2 производят полное отселение жителей. Молоко с удельной активностью 2х10 11 Ки/л и более не подлежит употреблению.

Рис. 34.3. Экранирующие свойства каменного и деревянного домов для внешнего γ-излучения

34.5. Основные понятия и формулы

Продолжение таблицы

Окончание таблицы

34.6. Задачи

1. Изучение лучевых катаракт на кроликах показало, что под действием γ -излучения катаракты развиваются при дозе D 1 = 200 рад. Под действием быстрых нейтронов (залы ускорителей) катаракта возникает при дозе D 2 = 20 рад. Определить коэффициент качества для быстрых нейтронов.

2. На сколько градусов увеличится температура фантома (модели человеческого тела) массой 70 кг при дозе γ-излучения Х = 600 Р? Удельная теплоемкость фантома с = 4,2х10 3 Дж/кг. Считать, что вся полученная энергия идет на нагревание.

3. Человек весом 60 кг в течение 6 ч подвергался действию γ- излучения, мощность которого составляла 30 мкР/час. Считая, что основным поглощающим элементом являются мягкие ткани, найти экспозиционную, поглощенную и эквивалентную дозы облучения. Найти поглощенную энергию излучения в единицах СИ.

4. Известно, что разовая летальная экспозиционная доза для человека равна 400 Р (50 % смертности). Выразить эту дозу во всех других единицах.

5. В ткани массой m = 10 г поглощается 10 9 α-частиц с энергией Е = 5 МэВ. Найти эквивалентную дозу. Коэффициент качества для α-частиц K = 20.

6. Мощность экспозиционной дозы γ -излучения на расстоянии r = 0,1 м от точечного источника составляет N r = 3 Р/час. Определить минимальное расстояние от источника, на котором можно ежедневно работать по 6 ч без защиты. ПД = 20 мЗв/год. Поглощение γ -излучения воздухом не учитывать.

Решение (требуется аккуратное выравнивание единиц измерения) По нормам радиационной безопасности эквивалентная доза, полученная за год работы, составляет Н = 20 мЗв. Коэффициент качества для γ -излучения К = 1.

Приложения

Фундаментальные физические константы

Множители и приставки для образования десятичных кратных и дольных единиц и их обозначения

ИИ не обладают запахом, вкусом или какими-либо другими свойствами, позволяющими человеку регистрировать их. Для измерения количественных и качественных характеристик ИИ используются различные методы, основанные на регистрации эффектов взаимодействия излучения с веществом.

Дозиметры - это приборы, предназначенные для измерения дозы или мощности дозы ИИ. В основе этих приборов лежат регистрация и количественная оценка ионизационного, сцинтилляционного, фотографического, химического и других эффектов, возникающих при взаимодействии ИИ с веществом.

Основные группы дозиметров:

Клинические - для измерения ИИ в рабочем пучке. Используют при подготовке к лучевой терапии и в процессе облучения.

Дозиметры контроля защиты - для измерения мощности дозы рассеянного излучения на рабочих местах (в системе радиационной безопасности). Эти дозиметры должны быть прямопоказывающими.

Индивидуальные - для контроля облучения лиц, работающих в сфере действия ИИ.

Методы дозиметрии:

Биологические - основаны на оценке реакций, которые возникают в тканях при облучении их определенной дозой ИИ (эритемная доза, эпиляционная доза, летальная доза). Являются ориентировочными и применяются в основном в экспериментальной радиобиологии.

Химические - заключаются в регистрации необратимых химических реакций, происходящих в некоторых веществах под влиянием облучений (радиохимический метод, фотографический метод).

Радиохимический метод - основан на реакции окисления двухвалентного железа в трехвалентное под действием ИИ(Fe 2+ Fe 3+), что приводит к изменению окраски (прозрачности). Используются ферросульфатные дозиметры. Так как диапазон этих дозиметров очень велик (от 20 до 400 Гр), они используются только для аварийных ситуаций.

Фотографический метод - под действием ИИ происходит почернение рентгеновской пленки, степень которого пропорциональна поглощенной энергии лучей. По плотности почернения можно судить о дозе облучения. Недостатком этого метода является зависимость показаний дозиметра от качественного состава излучения. Точность определения дозы невысока. С помощью фотопленочных дозиметров удобно определять соответствие светового и радиационного поля на аппаратах для лучевой терапии.

Физические - основаны на способности ИИ вызывать ионизацию вещества и превращать электрически нейтральный газ в электропроводящую среду (ионизационная камера, газоразрядный счетчик, сцинтилляционный дозиметр, термолюминесцентный дозиметр, полупроводниковые детекторы).

Сцинтилляционные дозиметры . Используются кристаллы йодистого натрия, активированные таллием. При попадании на них ИИ возникают световые вспышки, которые преобразуются в электрические импульсы, усиливаются и регистрируются счетными устройствами. Сцинтилляционные дозиметры не применяются в клинической дозиметрии из-за своего большого объема и высокой чувствительности, что позволяет рекомендовать их использование в дозиметрии защиты.

Термолюминесцентные дозиметры (ТЛД) . Некоторые твердые кристаллические вещества под действием ИИ способны люминесцировать. По интенсивности свечения определяется доза. ТЛД невелики в объеме, являются непрямопоказывающими (доза накапливается в течение какого-то времени). Широко используются в клинической дозиметрии (измерение дозы на больном, в полости тела) и в качестве индивидуальных дозиметров.

Ионизационная камера - это конденсатор. Состоит из двух электродов, пространство между которыми заполнено воздухом. Под действием ИИ воздух ионизируется, возникает электрический ток. По величине силы тока судим о дозе. Дозиметры, основанные на ионизационном методе, в настоящее время наиболее распространены. Широко применяются в клинической дозиметрии, в дозиметрии защиты и индивидуальной дозиметрии.

Газоразрядный счетчик. Также используется ионизационный эффект излучения. Но к электродам газоразрядного счетчика подводят значительно большее напряжение. Поэтому электроны, образующиеся в счетчике при облучении, приобретают большую энергию и сами вызывают массовую ионизацию атомов и молекул газа. Это позволяет регистрировать с помощью газоразрядных счетчиков очень малые дозы ИИ.

Полупроводниковые (кристаллические) дозиметры. Меняют проводимость в зависимости от мощности дозы. Широко используются наряду с ионизационными дозиметрами.