Детектирование и дозиметрия ионизирующих излучений. Дозиметрия и радиометрия ионизирующих излучений

Основные вопросы. Понятие о дозиметрии и радиометрии, их цель и задачи. Основные дозиметрические" величины и единицы ихизмерений: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная дозы и мощности излучений. Относительная биологическая эффективность (ОБЭ) и коэффициент качества (КК).

Расчет доз при внешнем и внутреннем облучении. Связь между активностью и дозой излучения. Гамма-постоянная, миллиграмм - эквивалент радия.

Методы дозиметрии, классификация и характеристика основных методов дозиметрии. Ионизационная камера, его устройство, принцип работы.

Классификация дозиметрических и радиометрических приборов. Основные методы измерения радиоактивности - сравнительный, расчетный, абсолютный.

ВЫПОЛНЕНИЕ РАБОТЫ

Изучая методы дозиметрии, следует четко уяснить, на ка­ких эффектах взаимодействия излучения с веществом основаны эти методы.

Выделить методы и средства детектирования, основанные на первичных эффектах взаимодействия (ионизационный, сцинтиляционный); изучить по учебнику устройство и принцип работы ионизационных камер, газоразрядных и сцинтиляционных счетчиков.

Необходимо ознакомиться с расчетом доз для основных ви­дов ионизирующих излучений. Для закрепления материала следует решить несколько задач с использованием данных приложения А и Б.

1. Задания по расчету доз облучения:

1. Определить величину экспозиционной дозы внесистемной единицы (Р) рентгеновского излучения, если в 1см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 9 и 1,04 × 10 9 ;

2. Определить величину экспозиционной дозы гамма-излучения в единицах СИ, если в 1 см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 5 и 1,04 × 10 5 ;

3. Вычислить поглощенную дозу в единицах СИ, если при облучении животного гамма-лучами при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении в 1 см 3 воздуха образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 4 и 1,04 × 10 4 .

4. Вычислить поглощенную дозу в радах, если при рентгеновском обследовании легких человека при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении в 1 см 3 воздуха образуется следующее количество пар ионов:

2,08 × 10 9 и 1,04 × 10 9 .

5.Определить количество пар ионов, образующихся в 1 см 3 воздуха при 0 0 С и нормальном атмосферном давлении, если при исследовании желудка собак экспозиционная доза рентгеновских лучей была равна:

2,58 × 10 -4 , 2,58 × 10 -5 Кл/ кг,

7.Определить экспозиционную дозу в единицах СИ, если поглощенная доза равна: 10,0 и 13 мР; 20,0 и 25,0 Р;

8.Определить экспозиционную дозу в единицах СИ, если поглощенная доза равна: 1) 1,0 и 20,0 рад, 2) 50,0 и 100, мрад.

9. Выразить поглощенную дозу в радах, если она составила:

1) 1 Гр и 0,5Гр; 2) 20,0 мГр, 3) 300,0 мкГр;

10. Определить поглощенную дозу в единицах СИ, если экспозиционная доза составила: 2,58 × 10 -4 и 12,9 × 10 -4 Кл/кг.

11.Определить экспозиционную дозу в рентгенах, если поглощенная доза равна: 10,0 и 20,0 рад.

12. Определить поглощенную дозу в радах, если экспозиционная доза равна: 1) 10,0 и 45,0 Р; 2) 150,0 и 30,0 мР.

13.Определить экспозиционную дозу в рентгенах, если поглощенная доза равна: 1) 0,1 и 0,05 Гр; 2) 10,0 и 75,0 мГр.

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

Обязательным условием радиационной безопасности при лучевой терапии является точный количественный учет энергии излучения, поглощенной персоналом и больными, подвергающимися облучению.

Для количественной характеристики ИИ пользуются понятием "доза". Доза ИИ - это отношение энергии излучения к массе или объему облучаемого вещества. В клинической дозиметрии пользуются следующими понятиями:

Активность радиоактивного вещества - характеристика количества радиоактивного вещества (количество распадов в единицу времени). Системной единицей активности является Беккерель (Бк) - активность радиоактивного источника, в котором в 1 секунду происходит 1 распад (1 Бк = 1 расп./с). Внесистемная единица - Кюри (Ки) - активность радиоактивного источника, в котором в 1 секунду происходит 3,7  10 10 распадов.

Таблица

Основные радиационные величины и их единицы

Физическая величина	Единица, ее наименование, обозначение (междунар., русское)		Соотношение между единицами
	внесистемная
Активность нуклида в р/а источнике	Кюри (Ci, Ки)	Беккерель	1 Бк = 2,710 -11 Ки 1 Ки = 3,710 10 Бк
	Рентген (R, Р)	Кулон на кг (C/kg, Кл/кг)	1 К/кг = 3876 Р 1 Р=2,5810 4 Кл/кг
Мощность экспозиционной дозы	Рентген в се-кунду (R/s, Р/с)	Ампер на кг (A/Kg, А/кг)	1 А/кг = 3876 Р/с 1 Р/с =2,5810 -4 А/кг
Поглощенная доза излучения	Рад (rad, рад)	Грей (Gy, Гр)	1 Гр = 100 рад 1 рад = 0,01 Гр
Мощность поглощенной дозы	Рад в секунду (rad/s, рад/с)	Грей в секунду (Gy/s, Гр/с)	1 Гр/с = 100 рад/с 1 рад/с = 0,01 Гр/с
Интегральная доза излучения	радграмм (radg, радг)	Джоуль (J, Дж) 	1 Дж = 10 5 радг 1 радг = 10 -5 Дж
Эквивалентная доза излучения	Бэр (rem, бэр)	Зиверт (Sv, Зв)	1 Зв = 100 бэр 1 бэр = 0,01 Зв
Мощность эквивалентной дозы	Бэр в секунду (rem/s, бэр/с)	Зиверт в секун-ду (Sv/s, Зв/с)	1 Зв/с = 100 бэр/с 1 бэр/с = 0,01 Зв/с

 Поскольку 1 Гр, по определению, есть 1 Джоуль на килограмм, единица СИ интегральной дозы грейкилограмм преобразуется в Джоуль

(1 Гркг = 1 (Дж/кг)кг = 1 Дж).

Экспозиционная доза излучения - доза излучения, которая измеряется в сухом (свободном) воздухе при отсутствии рассеивающих тел. Она характеризует главным образом источник излучения (его мощность, постоянство параметров и др.). Экспозиционная доза применяется только для ионизирующего излучения с энергией не больше 3 МэкВ. Внесистемной единицей экспозиционной дозы является Рентген - это доза рентгеновского или -излучения, которая при нормальных условиях (0 0 С и давлении 1 атмосфера) в 1 см 3 воздуха образует заряд, равный 1 э. с. е. статического электричества (2,08 х 10 9 пар ионов каждого знака). Единицей измерения экспозиционной дозы в СИ является кулон на кг - это доза рентгеновского или -излучения, при которой в 1 кг воздуха при нормальных условиях образуется заряд, равный 1 кулону.

Одну и ту же дозу можно подвести в разные промежутки времени. Поэтому вводится понятие мощности дозы - доза, рассчитанная на единицу времени. Биологическое действие ионизирующих излучений зависит и от дозы и от ее мощности.

Поглощенная доза излучения - основной количественный показатель воздействия ионизирующих излучений на облучаемые ткани. Она определяется количеством энергии, переданной в процессе облучения единице массы облучаемого вещества. Поглощенная доза применяется для любого вида ионизирующего излучения. В СИ единица поглощенной дозы - Дж/кг. Эта величина получила название "Грей" (Гр) . 1 Гр - это доза ионизирующего излучения, при которой в 1 кг облученного вещества поглотится энергия, равная 1 Дж. Внесистемная единица поглощенной дозы - рад. 1 рад - это доза излучения, при которой в 1 г облученного вещества поглотится энергия, равная 100 эргам.

Интегральная доза излучения - количество энергии, поглощенной в облучаемом объеме.

В связи с тем что при облучении биологических объектов различные виды ионизирующих излучений при одной и той же поглощенной дозе оказывают различное биологическое действие, существует понятие "эквивалентная доза излучения". Биологические эффекты, вызываемые конкретным видом излучения, сравнивают с эффектом, который производит фотонное излучение с энергией 200 кэВ.

Коэффициент, показывающий, во сколько раз радиационная опасность в случае хронического облучения человека (в малых дозах) для данного вида излучения выше, чем в случае фотонного излучения (200 кэВ при равной поглощенной дозе), называется коэффициентом качества (КК). КК для фотонного излучения 200 кэВ = 1. Для α-частиц КК = 20, для протонов и быстрых нейтронов КК = 10, для тепловых нейтронов КК = 2,5-3. Величина КК зависит от ЛПЭ данного вида излучения. Чем выше ЛПЭ, тем больше поражаемость клеток и ниже способность к восстановлению. Таким образом, при одинаковой поглощенной дозе повреждающий (или лечебный) эффект при облучении протонами будет в 10 раз больше, чем при фотонном излучении.

Доза, полученная живым объектом с учетом КК данного излучения, называется эквивалентной дозой . Эквивалентная доза учитывает поглощенную дозу и биологический эффект ИИ. Понятие "эквивалентная доза" используется только для оценки радиационной опасности. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является БЭР - это доза какого-либо вида ИИ, биологически эффективная 1 Рентгену рентгеновского излучения, генерируемого напряжением 200 кВ.

В настоящее время рекомендуется во всех случаях пользоваться физическими величинами, выраженными в единицах СИ. Однако в медицинской радиотерапевтической технике долгое время применяли внесистемные единицы, что широко отражено в соответствующей литературе, инструкциях, шкалах приборов (в т. ч. дозиметрах). Поэтому необходимо знание соотношений между внесистемными единицами и единицами СИ (табл. 1).

Методы дозиметрии ионизирующих излучений

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.

Дозиметрия ионизирующих излучений

Цель работы:

• 
  Ознакомиться с основными понятиями и единицами измерений в дозиметрии и радиационной безопасности.
• 
  Научиться измерять мощность дозы гамма излучения.

Радиоактивные излучения являются неотъемлемой частью мира, в котором мы живем: сама жизнь на Земле возникла на фоне этих излучений. Радиационный фон определяется радиоактивными изотопами ряда химических элементов в горных породах Земли, в почве, воде и воздухе, а также космическим излучением. К основным источникам радиационного фона относятся изотоп калия 40 К и газ радон. Элемент калий широко распространен в земной коре, содержится в строительных материалах и биологических тканях. Изотоп радона 222 Rn является одним из промежуточных продуктов распада природного урана, этот газ выделяется из почвы и стройматериалов и попадает в в воздух жилых помещений. На протяжении биологической истории Земли этот фон присутствовал всегда и существенно не менялся. За последние полвека к естественным источникам радиационного фона человек добавил выпадения после испытаний атомного оружия, радиоактивные отходы атомной промышленности, результаты чернобыльской катастрофы и т.д. С развитием ядерной науки и техники, освоением космического пространства, с одной стороны, возникла опасность облучения человека дозами радиации, значительно превышающими естественный фон, но, с другой стороны, появилась возможность использования ядерных технологий в науке, промышленности, медицине и т.д.

Для количественной оценки степени воздействия ядерных излучений введены специальные дозовые характеристики.

Дозы ионизирующего излучения

Основной физической величиной, принятой в дозиметрии для измерения ионизирующего излучения, является доза излучения. Понятие «доза» допускает два толкования. В соответствии с первой трактовкой доза излучения является количественной характеристикой излучения, в соответствии со второй трактовкой – количественной характеристикой результата взаимодействия излучения с веществом. Приведенный ниже термин «экспозиционная доза» в большей степени соответствует первой трактовке, а термин «поглощенная доза» – второй.

Радиационную обстановку на местности определяет имеющееся там поле ионизирующего излучения, и в первую очередь поле гамма излучения вследствие его большой проникающей способности. Взаимодействуя с воздухом, гамма излучение вызывает его ионизацию, причем уровень ионизации воздуха соответствует интенсивности излучения и может служить характеристикой поля излучения.

Экспозиционная доза X определяется как отношение суммарного заряда всех ионов одного знака, созданных гамма излучением в элементарном объеме воздуха, к массе dm воздуха в этом объеме:

. (1)

Само определение экспозиционной дозы допускает простой и удобный способ ее измерения: для этого достаточно измерить заряд ионов одного знака, образовавшихся в облучаемой воздушной ионизационной камере.

Единицей измерения экспозиционной дозы в системе СИ должен быть кулон на килограмм . Однако исторически сложилось так, что экспозиционную дозу обычно выражают во внесистемных единицах – рентгенах .

Рентген - это единица экспозиционной дозы фотонного излучения, при прохождении которого через 0,001293 г воздуха (это 1см 3 воздуха при нормальных условиях) в результате всех ионизационных процессов в воздухе создаются ионы, несущие одну электростатическую единицу количества электричества каждого знака.

То, что экспозиционная доза определена только для воздуха и только для фотонного излучения, существенно ограничивает область ее применения. Переход на единицы СИ предполагает изъятие из употребления понятия экспозиционная доза.

Воздействие ионизирующего излучения на вещество зависит как от состава вещества, так и от энергии, переданной излучением этому веществу. Результат воздействия излучения характеризуется поглощенной дозой, определяемой следующим образом.

Поглощенная доза ионизирующего излучения Dравна отношению средней энергии dE, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

. (2)

В системе СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет специальное название – грей .

Грэй равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж.

Вопрос о соответствии между экспозиционной и поглощенной дозами можно ставить только в том случае, если эти дозы создаются гамма излучением в воздушной среде. Даже в этом случае, строго говоря, нет взаимно однозначного соответствия между ними. Одно и то же количество поглощенной воздухом энергии может образовать различное число пар ионов в зависимости от энергии гамма излучения. Тем не менее, это различие невелико и можно говорить, что 1 рентген в среднем соответствует поглощенной в воздухе энергии 87,3 эрг т.е.

1Р ≈ 0,873·10 –2 Гр или 1 Гр ≈ 115 Р.

Любая доза является интегральной по времени характеристикой. Скорость накопления дозы характеризуется понятием мощность дозы – это отношение приращения дозы dD за некоторый промежуток времени dt к этому интервалу времени:

. (3)

Мощность экспозиционной дозы в системе СИ должна выражаться в единицах ампер на килограмм [А/кг]. На практике используется внесистемная единица – рентген в секунду и ее производные: [Р/час], [мР/час], [мкР/час].

Мощность поглощенной дозы в СИ измеряется в единицах грэй в секунду [Гр/с]. Также используются производные единицы – [Гр/мин], [мкГр/час] и т.п.

Воздействие ионизирующего излучения на ткани организма.

Поглощенная доза радиации, получаемая веществом любого живого организма вследствие естественного радиационного фона Земли, составляет величину порядка 10 –3 Гр/год. Считается, что эта доза не вызывает видимых вредных биологических эффектов. Более того, сама жизнь на Земле возникла, эволюционировала и существует в условиях определенного радиационного фона.

Тем не менее, слишком большие дозы радиации опасны для живых организмов и даже могут привести к смерти.

Механизм действия радиации на молекулярном уровне можно описать следующей последовательностью событий. Частицы излучения, проникающего в биологические ткани, прямо или косвенно вызывают ионизацию многих атомов, отрывая от них электроны. Заряженные частицы (альфа или бета) непосредственно ионизируют атомы своим электрическим полем, электрически нейтральные частицы (гамма или нейтроны) вызывают ионизацию после взаимодействий, в которых образуются вторичные заряженные частицы, электрическое поле которых и вызывает ионизацию.

При ионизации атома от него отрывается электрон, который может свободно перемещаться в веществе. И свободный электрон, и ионизированный атом за время 10  8 сек участвуют в сложной цепи реакций, в результате которых образуются новые молекулы, включая и такие чрезвычайно реакционноспособные, как свободные радикалы. Далее за время 10 –6 сек образовавшиеся свободные радикалы реагируют как друг с другом, так и с другими молекулами и через цепочку реакций, еще не изученных до конца, могут вызвать химическую модификацию важных в биологическом отношении молекул, необходимых для нормального функционирования клетки. Последующие биохимические изменения могут произойти как через несколько секунд, так и через десятилетия после облучения и явиться причиной немедленной гибели клеток или таких изменений в них, которые могут привести к раку.

Повреждений, вызванных в живом организме излучением, будет тем больше, чем больше энергии излучение передаст тканям. Переданная энергия полностью определяется поглощенной дозой излучения. Однако поглощенная доза не полностью определяет последствия облучения. Дело в том, что при одинаковой поглощенной дозе альфа излучение или нейтроны гораздо опаснее бета или гамма излучения. Причиной этого является различное пространственное распределение ионизации. При одном и том же общем количестве ионов более высокая их концентрация (например, в треках альфа частиц) представляет и большую опасность для клеток организма.

Если принять во внимание этот факт, для оценки последствий облучения дозу следует умножать на коэффициент, отражающий способность излучения данного вида повреждать ткани организма. Пересчитанную таким образом дозу называют эквивалентной дозой , а пересчетный множитель – коэффициентом качества излучения.

Эквивалентная доза ионизирующего излученияН – произведение поглощённой дозы D на средний коэффициент качества K ионизирующего излучения в данном элементе объема биологической ткани стандартного состава

(4)

Численные значения коэффициентов качества для различных излучений приведены в таблице 1.

Таблица 1.

Коэффициенты качества для различных видов излучений .

Виды излучений	K
Рентгеновское и γ-излучение	1
Электроны и мюоны	1
Нейтроны с энергией:
менее 10 КэВ	5
от 10 КэВ до 100 КэВ	10
от 100 КэВ до 2 МэВ	20
от 2 МэВ до 20 МэВ	10
более 20 МэВ	5
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи	5
Альфа- частицы, осколки деления, тяжёлые ядра отдачи	20

Единицей измерения эквивалентной дозы излучения является Дж/кг, имеющей специальное название – зиверт (Sv,Зв). Отметим, что для рентгеновского, бета и гамма излучения численные значения поглощенной и эквивалентной дозы совпадают.

Эквивалентная доза более адекватно учитывает возможный ущерб здоровью человека от воздействия ионизирующего излучения произвольного состава. Однако необходимо принять во внимание и тот факт, что одни части тела (органы, ткани) более чувствительны к действию радиации, чем другие. Например, при одинаковой эквивалентной дозе облучения возникновение рака в легких более вероятно, чем в щитовидной железе, а облучение половых желез особенно опасно из-за риска генетических повреждений. Для учета неодинаковой чувствительности различных органов к радиации вводится специальная дозовая характеристика - эффективная эквивалентная доза.

Эффективная эквивалентная доза определяется как сумма произведений эквивалентных доз, полученных каждым органом, на соответствующие коэффициенты радиационного риска:

(5)

Где – эквивалентная доза в данной ткани или органе, – взвешивающий коэффициент для данной ткани или органа.

Список органов и тканей, по которым производится суммирование, а также значения взвешивающих коэффициентов приведены в таблице 2.

Таблица 2.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов .

Орган, ткань	R
гонады	0,20
костный мозг (красный)	0,12
толстый кишечник	0,12
легкие	0,12
желудок	0,12
мочевой пузырь	0,05
грудная железа	0,05
печень	0,05
пищевод	0,05
щитовидная железа	0,05
кожа	0,01
клетки костных поверхностей	0,01
остальное	0,05
Всё тело	1,00

Эффективная эквивалентная доза отражает суммарный эффект облучения для организма и используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения. Она также измеряется в зивертах.

Доза в 1 Гр, получаемая водой, сможет нагреть ее только на 0,00024  С. Тем не менее, для человека доза в 1 Зв приблизительно соответствует порогу появления детерминированных последствий после облучения или, как говорят, «лучевой болезни». При дозе 6 Зв смертность достигает 50%. При дозе менее 1 Зв явных последствий облучения не наблюдается, однако возрастает вероятность раковых заболеваний или генетических нарушений у потомства. При этом считается, что возрастание вероятности неблагоприятных последствий пропорционально полученной дозе.

Поскольку 1Зв – это очень большая доза, обычно пользуются тысячной или миллионной дозой зиверта: мЗв, мкЗв.

Мощность экспозиционной дозы фонового гамма излучения, типичная для равнинных территорий, сложенных осадочными породами, соответствует 10 – 20 мкР/час (или 0,1 – 0,2 мкЗв/час для мощности поглощенной дозы). Такой фон характерен для территории Беларуси. Годовая доза при этом составляет приблизительно 1 – 2 мЗв, что существенно ниже порога «лучевой болезни».

Радиационная безопасность

В Республике Беларусь основы правового регулирования в области обеспечения радиационной безопасности населения определены в законе о радиационной безопасности населения.

Для обеспечения радиационной безопасности применяется принцип нормирования – непревышение определенных пределов доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения. При этом запрещаются все виды деятельности с использованием источников ионизирующего излучения, при которых получаемая польза не превышает риск возможного вреда для человека и общества. Кроме того, с учетом экономических возможностей и социальных факторов поддерживается на достижимо низком уровне число облучаемых лиц, и минимизируются дозы их облучения.

Допустимые пределы средних годовых эффективных доз облучения на территории Республики Беларусь устанавливаются законодательно и составляют 0,001 зиверта в год для всего населения, 0,02 зиверта в год для персонала, работающего с источниками излучения.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенно измененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при медицинском облучении.

Для определения получаемых доз облучения необходимо измерять не только уровень внешнего облучения, обусловленный источниками, находящимися вне тела человека. Необходимо также определять так называемое внутреннее облучение, вызываемое радиоактивными веществами, содержащимися во вдыхаемом воздухе и потребляемой пище. Внутреннее облучение непосредственно не измеряется – контроль над внутренним облучением осуществляется путем измерения содержания радионуклидов в воздухе и продуктах питания и расчета получаемых при этом доз облучения.

Основным количественным критерием внутреннего облучения человека является годовое поступление (количество радиоактивных веществ, попавших в организм через органы дыхания и пищеварения). Годовое поступление нормируется путем установления допустимых уровней содержания радионуклидов в воздухе и в различных продуктах питания с учетом их среднего годового потребления.

Например, допустимый уровень содержания радионуклида 137 Cs в питьевой воде составляет 10 Бк/кг, а в молоке – 100 Бк/кг.

При работе с радиоизотопными источниками гамма излучения можно рассчитать ожидаемую мощность дозы облучения, если известен радионуклид источника и его активность. Мощность экспозиционной дозы гамма излучения на расстоянии R от изотропного точечного источника с активностью А находится по формуле

, (6)

Где коэффициент Г (гамма-постоянная) определяется спектром излучения радионуклида. Значения коэффициентов Г для различных радионуклидов можно найти в справочной литературе. Для радионуклидов, используемых в лабораторном практикуме, гамма-постоянные Г следующие:

Cs-137 3,24 Р·см 2 /час·мКи,

Со-60 12,85 Р·см 2 /час·мКи,

Na-22 11,85 Р·см 2 /час·мКи.

Указанная размерность Г требует подставлять в формулу (6) активность в милликюри (1 мКи = 3,7·10 7 Бк), расстояние R в сантиметрах, при этом мощность экспозиционной дозы получится в рентгенах в час.

Формулу (6) можно использовать, если размеры источника и области наблюдения много меньше R, и нет существенного поглощения излучения на пути от источника к области наблюдения.

Наличие вещества, поглощающего гамма излучение, приводит к уменьшению мощности дозы. В первом приближении поглощение можно описать формулой

D(x) = D 0 ·exp(– x). (7)

Здесь D 0 – мощность дозы при отсутствии поглощения, D(x) – мощность дозы с учетом поглощения, x – путь гамма излучения в поглотителе,  – линейный коэффициент ослабления, зависящий от вещества поглотителя и энергии гамма излучения.

Формула (7) применима только для моноэнергетического гамма излучения и не учитывает вклад рассеянного в поглотителе излучения.

Если имеется пластинка толщиной d, поглощающая гамма излучение, то величина x будет совпадать с d только в случае нормального прохождения пучка гамма излучения через пластинку.

Значения коэффициентов  для различных веществ и энергий гамма излучения можно найти в справочной литературе. Для излучения Cs-137 с энергией 662 кэВ линейный коэффициент ослабления в свинце составляет 1,18 см –1 . Поглощением гамма излучения в воздухе для расстояний в несколько метров обычно можно пренебречь.

Экспериментальная часть

Задание 1.

Изучить руководство по эксплуатации дозиметра ДКГ – АТ2503А . Включить прибор, рассмотреть изображение на индикаторе. Перейти в подрежим меню. Перебрать все сообщения меню и научиться переводить прибор в подрежимы индикации мощности дозы и индикации накопленной дозы. Обнулить накопленную дозу. Проверить выбор порогов сигнализации по дозе и мощности дозы.

Последующие измерения мощности дозы проводить с погрешностью 50% в соответствии с краткой инструкцией для работы с дозиметром ДКГ-АТ2503А: время выдержки до первого снятия показаний – 4 мин, время до каждого последующего снятия показаний – 4 мин, всего снять три показания и усреднить.

Задание 2.

Измерить мощность дозы гамма излучения на рабочем столе. Проследить за изменением текущих показаний прибора со временем. Записать полученное значение мощности дозы и погрешность измерения.

Измерить мощность дозы в одном из следующих мест (по выбору преподавателя): у стены лаборатории, на подоконнике, на поверхности сейфа с радиоактивными источниками и др.

Сравнить полученные значения между собой и с результатами измерений на других столах.

Сравнить эти данные с типичным значением уровня естественного фона гамма излучения.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на рабочем столе.

Задание 3.

Получить радиоактивный источник. По номеру источника установить его активность. Положить источник на рабочий стол и поместить дозиметр над источником на специальной подставке.

Измерить расстояние между центром источника и геометрическим центром чувствительного объема детектора, который отмечен метками на корпусе дозиметра.

Измерить мощность поглощенной дозы при указанном выше размещении источника и дозиметра.

Сравнить результаты измерения мощности дозы с расчетным значением, учитывая ранее измеренную величину радиационного фона.

Оценить ожидаемую годовую дозу при полученном значении мощности дозы на выбранном расстоянии от источника.

Сравнить оценку ожидаемой годовой дозы с допустимым пределом доз.

В режиме индикации дозы дозиметра посмотреть значение дозы, накопленной за время проведения лабораторной работы.

Сделать выводы.

Задание 4.

Измерить мощности дозы, поместив между источником и дозиметром в прежнем расположении свинцовую пластину известной толщины (4 – 7 мм).

Сравнить полученные результаты измерений с расчетами по формуле (7).

Рассчитать активность источника при тех же условиях облучения, при которой годовой предел дозы набирается за один рабочий день. (При работе над атомным проектом в 40-е годы прошлого века в США применялся предел суточной дозы в 0,1 рентгена. Сейчас это – годовой предел дозы для населения.)

Оценить, во сколько раз ослабляет гамма излучение Cs-137 свинцовый блок типа «ласточкин хвост» толщиной 5 см.

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 (Ионизирующие излучения). 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. Röntgen) в 1895 г. излучения, названного его именем (см. Рентгена лучи (Рентгеновское излучение)). 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 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 его последствий не позволяют обходиться единственной дозиметрической величиной, приспосабливая ее к изменению этих условий и факторов. Необходим целый дозиметрических величин, из которых в зависимости 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 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 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 твердых , люминесценцию, сцинтилляцию и др.

Особое место занимает биологическая 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 , 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 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), 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 (Лучевая терапия). Основная задача клинической дозиметрии состоит в количественном описании пространственного и временного распределения поглощенной энергии излучения в облучаемого больного, а также в поиске, обосновании и выборе индивидуально оптимизируемых условий его облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза (см. ионизирующих излучений (Доза ионизирующего излучения)), дозиметрический фантом, . Дозное поле - это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем 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 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. Малая медицинская энциклопедия. - М.: Медицинская энциклопедия. 1991-96 гг. 2. Первая медицинская помощь. - М.: Большая Российская Энциклопедия. 1994 г. 3. Энциклопедический словарь медицинских терминов. - М.: Советская энциклопедия. - 1982-1984 гг .

Смотреть что такое "Дозиметрия ионизирующих излучений" в других словарях:

дозиметрия ионизирующих излучений - радиационная дозиметрия — [А.С.Гольдберг. Англо русский энергетический словарь. 2006 г.] Тематики энергетика в целом Синонимы радиационная дозиметрия EN radiation dos … Справочник технического переводчика

Основные методы регистрации ионизирующих излучений: ионизационный регистрируются ионы, образованные излучением сцинтилляционный регистрируются световые вспышки, возникающие в специальном материале калориметрический регистрация… … Википедия

- (от греч. dosis доля, порция, приём и metreo измеряю), измерение, исследование и теор. расчёты тех характеристик ионизирующих излучений (и их вз ствия со средой), от к рых зависят радиац. эффекты в облучаемых объектах живой и неживой природы.… … Физическая энциклопедия

ДОЗИМЕТРИЯ - совокупность методов определения (см.) ионизирующих излучений, измерения уровней радиоактивных загрязнений и воздействия радиоактивных излучений на организм человека с помощью (см.) … Большая политехническая энциклопедия

- (от Доза и...метрия) область прикладной ядерной физики, в которой изучают физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучений на различные объекты (см. Доза излучения) … Большой Энциклопедический словарь

ДОЗИМЕТРИЯ - ионизирующих излучений, область прикладной ядерной физики, изучающая физические величины, характеризующие воздействие ионизирующих излучений на среду, в том числе на биологические объекты (организмы, ткани), а также методы и средства для… … Ветеринарный энциклопедический словарь

ДОЗИМЕТРИЯ, ДОЗИМЕТРИЯ, и; ж. [от греч. dosis доза и metreō измеряю] 1. Совокупность методов определения дозы радиоактивного излучения. 2. Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих… … Энциклопедический словарь

Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучении (См. Ионизирующие излучения) на объекты живой и неживой природы, в частности дозы (См. Доза) излучения, а также методы и… … Большая советская энциклопедия

- (см. ..метрия) совокупность методов определения дозы ионизирующих излучений, уровней радиоактивных загрязнений, воздействия радиоактивных излучений на организм человека и т. п.; дозиметрические измерения осуществляются дозиметрами. Новый словарь… … Словарь иностранных слов русского языка

дозиметрия - I дозиме/трия = дозиметри/я; (от греч. dósis доза и metréō измеряю) 1) Совокупность методов определения дозы радиоактивного излучения. 2) Область прикладной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих… … Словарь многих выражений

Ж. Совокупность методов определения дозы ионизирующих излучений, уровня радиоактивных загрязнений, воздействия радиоактивных излучения на организм человека, животного и т.п. Толковый словарь Ефремовой. Т. Ф. Ефремова. 2000 … Современный толковый словарь русского языка Ефремовой