4.2 Дозы в радионуклидной диагностике

4.2 Дозы в радионуклидной диагностике

При создании дозиметрических моделей для внутренних источников радиации, в первом приближении удобно рассматривать две группы анатомических регионов в организме: группа «источников», в которых внутри тела локализована радиоактивность и группа «мишеней», включающая органы и ткани, находящиеся под облучением, для которых нужно рассчитывать поглощенную радиационную дозу. В качестве фундаментальной дозиметрической величины вводят среднюю поглощенную дозу в регионе-мишени. Основной биологический эффект, важный для радиационной защиты — индукция рака, имеет клеточную природу, и средняя доза на мишень соотносима с той дозой, которую получают клетки риска. Допускается, что клетки риска равномерно распределены в регионе-мишени. Регионы-источники отобранные для рассмотрения состоят из точно обозначенных регионов и неуточнямого региона, который называют Другой, определяемого как дополнительный к набору точно обозначенных регионов. Полагают, что радиоактивность равномерно распределена в каждом регионе-источнике. Для большинства регионов активность распределена по объему объекта, но в минеральных костных регионах и в дыхательных путях активность может быть распределена по поверхности исследуемого объекта. Для всех регионов-мишеней подходящей величиной является средняя энергия излучения, поглощенная в объеме мишени, усредненная по массе мишени.

Важно понимать, что массы регионов, как «источников», так и «мишеней» (и, следовательно, дозы), зависят от возраста человека.

Средняя поглощенная энергия в регионе-мишени зависит от природы радиации испускаемой регионами-мишенями, пространственных расположений регионов-источников и мишеней, а также от природы тканей в регионах. Эти факторы учитывают радионуклид-специфические коэффициенты, называемые эспецифическими энергиями или SE. Для любого радионуклида, органа-источника S, органа-мишени Т, специфическая энергия определяются как

4.2 Дозы в радионуклидной диагностике (1)

где Yi — выход излучения типа i на один акт распада, Ei — средняя или единственная энергия излучения типа i, AF(T_S;t) — доля энергии, испущенной из источника S, поглощенная мишени Т в человеке возраста t, и MT(t) — это масса мишени в возрасте человека t. Зависимость SE от возраста вытекает из возрастной зависимости поглощенной доли и массы мишени. Величина AFi(T_S; t) — поглощенная доля (AF) и, когда ее делят на массу мишени, ее называют специфической поглощенной долей (SAF).

При расчете эквивалентной дозы на регион, эффективной дозы и при оценке риска, основной величиной является уровень поглощенной дозы в разные времена. Уровень дозы в мишени Т включает вклады от каждого радионуклида в организме и от каждого региона, где присутствуют радионуклиды. Поглощенный уровень дозы в возрасте t в регионе Т у человека в возрасте t0 на момент поступления, DT(t, t0), можно выразить как

4.2 Дозы в радионуклидной диагностике (2)

где qs,j(t) — активность радионуклида j представленная в источнике S в возрасте t, SE (T_S; t)j есть специфическая энергия поглощенная в регионе Т на один акт распада радионуклида j в источнике S в возрасте t, а с — числовая константа зависящая от единиц q и SE.

В радионуклидной диагностике используются короткоживущие радионуклиды, поэтому учет радиоактивного распада а дозиметрии представляет собой естественную задачу. В Ур.1 есть два параметра, связанных с радиоактивным распадом: Yi — это выход радиации типа i на акт распада и Ei — средняя или единственная энергия радиации типа i. При работе с b-излучателями следует учитывать непрерывный спектр электронов. Полная форма b-спектра обычно используется только в дозиметрии дыхательного тракта. Для других органов используются только средние энергии b-распада. Полагают, что электроны полностью поглощаются в регионе-источнике. В случае изотопов, меченных a-излучателями, используют кинетические энергии каждой испускаемой альфа-частицы, и кинетической энергией ядер отдачи. Энергия атомов отдачи Er для альфа распада рассчитывается как

4.2 Дозы в радионуклидной диагностике (3)

где Ea — кинетическая энергия альфа-частицы, А — массовый номер нуклида, а 4.0026 — атомная масса альфа частицы.4.2 Дозы в радионуклидной диагностике

Рис.5 Фантомы людей различного возраста и пола для расчета поглощенной дозы от внутреннего гамма излучения Гамма-радиацию с энергией фотонов ниже 10 КэВ считают непроникающей радиации для большинства очагов; она поглощается в источнике. Расчет поглощенной дозы фотонного излучения часто осуществляют на фантомах человека, представляющих новорожденного, 1, 5 и 10-тилетнего ребенка, 15-летнего мужчины и взрослого мужчины (Рис.5). Существуют и специально женские фантомы.