Способ непосредственного контроля тканевой и эквивалентной дозы тепловых нейтронов

Способ непосредственного контроля тканевой и эквивалентной дозы тепловых нейтронов

Иллюстрации

Показать все

Реферат

 

СОЮЗ СОВЕТСКИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСКИХ

РЕСПУБЛИК

„.SU„„1259198 A1 (gg 4 0 01 Т 3/00

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ и A ВТОРСНОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

Н" ij< 1i) K э а где i — индекс продукта ядерной реакции, ш

IJК

1 к о <

N)„

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ НОМИТЕТ СССР

ПО ДЕЛАМ ИЗОБРЕТЕНИЙ И ОТКРЫТИЙ (21 ) 3908769/24-25 (22). 25 ° 04 ° 85 о

{46) 23,09.86. Бюл. Ф 35 (72) Г. И. Борисов и М. Г. Найденов (53) 539.1,074,8(088,8) (56) Количественные закономерности и дозиметрия в радиобиологии. Пер. с англ. Под ред. И. Б. Кеирим-Маркуса. Публикация 30 ИКРЕ. "Энергоатомиздат", 1984.

Радиационная безопасность. Величины, единицы, методы и приборы. Пер. с англ. Под ред. И. Б. Кеирим-Маркуса. Доклады 19 и 20 МКРЕ. "Атомиздат,"

1974ь с ° 81-83. (54)(57) СПОСОБ НЕПОСРЕДСТВЕННОГО

КОНТРОЛЯ ТКАНЕВОЙ И ЭКВИВАЛЕНТНОЙ ДОЗЫ ТЕППОВЬИ НЕЙТРОНОВ, основанный на использовании ядерных реакций при облучении исследуемого биологического объекта тепловыми нейтронами, отличающийся тем, что, с целью повышения точности контроля путем непосредственного определения компонентов тканевой и эквивалентной дозы тепловых нейтронов на облучаемом объекте, соответствующих различным продуктам ядерных реакций тепловых нейтронов с нуклидами элементов биологического объекта произвольного элементного состава, в исследуемом потоке тепловых нейтронов размещают биологический объект произвольного элементного состава, определяют энергию мгновенного -из- лучения, возникающего при взаимодействии тепловых нейтронов с нуклидами облучаемого биологического объекта, . по энергии мгновенного )1 -излучения определяют соответствующую ей ядерную реакцию и все остальные ядерные реакции тепловых нейтронов на нуклидах каждого из элементов биологического объекта, определяют энергии продуктов каждой иэ прошедших ядерных реакций на нуклидах каждого элемента, далее определяют количество всех прошедших в облучаемом объекте ядерных реакций, а отдельный компонент тканевой дозы тепловых нейтронов D;;„ и эквивалентную дозу тепловых нейтронов Н;;„ находят иэ следующих соотношений

» индекс ядерной реакции; — индекс элемента; — масса облучаемого объекта; — энергия продукта ядерной реакции; — число продуктов одного типа, приходящееся на одну конкретную ядерную реакцию;

- доля энергии конкретного продукта ядерной реакции, поглощенная в биологической ткани массы m;

- число ядерных реакций одного типа в биологической объекте массы ш; — коэффициент качества излучения конкретного продукта ядерной реакции.

1259198

Изобретение относится к области дозиметрии нейтронов и может быть использовано в радиационной медицине и других областях народного хозяйства, где необходимо измерять тканевую дозу тепловых нейтронов (ТДТН) и эквивалентную дозу тепловых нейтронов (ЭДТН).

Цель изобретения — повышение точности контроля путем непосредственно- 10 го определения компонентов тканевой и эквивалентной доз тепловых нейтронов на облучаемом объекте, соответствующих различным продуктам ядерных реакций тепловых нейтронов с нуклида- 15 ми элементов биологического объекта произвольного элементного состава.

Способ заключается в том, что определяют: энергию мгновенного -излучения, возникающего при взаимодейст- 20 вии тепловых нейтронов с нуклидами облучаемого исследуемого биологического объекта; энергии продуктов прошедших ядерных реакций на нуклидах каждого из элементов биологического объекта; количество всех прошедших в облучаемом биологическом объекте ядерных реакций. Способ позволяет обеспечить возможность непосредственного определения компонентов ТДТН 30 и ЗДТН на самих биологических объектах, что ранее в известных способах не.осуществлялось. Спектры -излучения используют для получения информации об элементном составе облучае5 мых объектов, однако в предложенном способе из измеренного спектра -излучения получают значения компонентов

ТДТН и ЭДТН без определения элементного состава биологического объекта.

Определение ТДТН и ЭДТН по числу всех. ядерных реакций, прошедших непосредственно в самом исследуемом объекте, находящемся в изучаемых условиях облучения, существенно по- 45 вышает достоверность определения

ТДТН и ЗДТН, так как правильное определение дозы обеспечивается при изменении элементного состава биологического объекта и условий его облуче- 50 нияе

На чертеже представлена схема установки для реализации предложенного способа.

Способ осуществляется следующим образом.

Исследуемые объекты 1 произвольного элементного состава и формы, близкой к сферической, в данном случае образцы меланомы B-16 мышей ли- . нии С 57 BL с введенным препаратом, io содержащим В для увеличения ло-кальной ЭДТН (такое введение  необходимо, например, для проведения нейтронно-захватной терапии опухолей) в различных заранее неизвестных концентрациях, помещают в исследуемый пучок тепловых нейтронов 2 произвольной интенсивйости. Детектор 3 преобразует энергию попадающих в него -квантов, образующчхся при взаимодействии нейтронов с нуклидами элементов биологического объекта, в электрические сигналы, амплитуда которых пропорциональна энергии — квантов. Перед детектором 3 установлен фильтр 4 тепловых нейтронов.

Усилитель 5 усиливает электрические сигналы. Устройство 6 для определения

ТДТН и ЭДТН, состоящее иэ аналогоцифрового преобразователя и мини-ЭВМ, преобразует электрические сигналы с усилителя в одномерное распределение импульсов по амплитуде, определяет энергии -квантов, число зарЕгистрированных Г -квантов с данной энергией и компоненты ТДТН и ЭДТН в соответствии с формулами к Е к Iq )g Py y N ш (2)

Ч" 5" ) — индекс продукта ядерной реакции, - индекс ядерной реакции, — индекс элемента;

m — масса облучаемого объекта;

Е; „ — энергия продукта ядерной реакции;

I — число продуктов одного

i1k типа, приходящееся на одну конкретную ядерную реакцию; — доля энергии конкретного продукта ядерной реакции, поглощенная в биологической ткани массы m;

N „ - число ядерных реакций од1к ного типа в биологическом объекте массы m;

Q; „ — коэффициент качества излучения конкретного продукта ядерной реакции.

Число ядерных реакций данного типа определяется по формуле

11к l)r -). <)r (4) 3 1259 к jr 1 к Еук 1 (3) где Б — число зарегистрированных квантов, по энергии которых определяют данную и все остальные реакции тепловых нейтронов с нуклидами данного элемента; 1„ — сечение ядерной реакции на данном элементе, сопровож- 10 дающейся выходом данного. продукта ядерной реакции;

G < — сечение ядерной реакции, сопровождающейся испусканием -квантов, по энергии 5 которых определ от данную реакцию и все остальные реакции нуклидов данного элемента с тепловыми нейтронами; 20

I — число у -квантов приходящеКк о еся на одну ядерную реакцию, по энергии которых определяют данную реакцию и все остальные реакции тепловых нейтронов с нуклидами данного элемента;

Е к — эффективность регистрации -квантов, по энергии которых определяют данную реак-30 цию и все остальные реакции на нуклидах данного элеэлемента с тепловыми нейтронами.

Справочные значения Е; „, I"k

Q "„, измеренные значения Е к, значения,1„, соответствующие облучаемому объекту, заранее вводятся в оперативную память мини-ЭВМ в виде одного числового множителя для каж- 40 дой компоненты ТДТН и ЭДТН, Значения таких числовых множителей .для различных продуктов ядерных реакций, обеспечивающих преобразование числа за- ° регистрированных g -квантов в соответствующий компонент ТДТН и ЭДТН, могут быть определены для всех элементов периодической системы, что обеспечивает возможность определения ТДТН и ЭДТН.в биологическом объ- 0 екте произвольного элементного состава.

Возможность определения компонента дозы по формуле (1) может быть обоснована следующим образом. Извест-> на формула

Если продуктом реакции является -квант, то значение 3, к рассчитывается для биологических объектов различной массы и формы.

Если продуктом ядерной реакции является заряженная частица то 8"

3i Ê

1 за исключением тех случаев, когда размеры облучаемого биологического объекта много меньше одного миллиметра. Ядерные реакции, продуктом которых является рассеянный нейтрон (реакции упругого рассеяния), для тепловых нейтронов не дают вклада в

ТДТН и ЭДТН.

В приведенном примере долю энергии -квантов, поглощенную в исследуемом биологическом образце 3y

)к ) определяют для образцов малой массы по формулам (5) jjr |0)jr р (6) и = 3«H/8;.4rH,„/3 = m> г где И к полный линейный коэффициент ослабления для поглощения энергии / -квантов данной энергии в биологической ткани; средний геометрический пробег -квантов в образце; радиус исследуемого биологического образца, масса исследуемого биологического образца;

198 4 где K — макроскопическое сечение ядерной реакции;

Ф вЂ” плотность потока тепловых нейтронов.

Для подсчета дозы необходимо знать макроскопическое сечение ядерной реакции, т.е. сечение реакции и элементный состав объекта, плотность потока тепловых нейтронов, что не всегда возможно, в особенности на живых объектах. В предложенном способе эа счет определения числа всех -квантов, испускаемых исследуемым объектом в процессе облучения, становится возможным определить значение. „ У, которое представляет собой число ядерных реакций N к — из3 меряемую величину в предложенном способе определения ТДТН и ЭДТН.

259198 Ь ных реакций, дающих вклад в ТДТН и

ЭДТН, для тканей меланомы мышей с (6ъ. введенным препаратом, содержащим -в, и без введения препарата представле5

Номер ткани

7 ° 10

0,84 10

0,58 ° 10

0,95-10

Масса ткани, кг

6,61 10

-4 нее 0 3""1О

12,9-10

20,6 1б

Концентрация

1,56 (10

58 ° 10

1,06 10

72 ° 10

Б„„, имп

Реакция,77

6,14

8,13

6,91

ТДТН рад

H(n () Н

Н, бзр

6 14

8,13,77

6,91

М, (имп}

415

1256

765

Реакция

И(п,р) 20,8

14,4

Н, рад

11,3

113

Н, бэр

144

208

4s нее 1,1 10

3,56 "10

9,68 ° 10

2,36 10

Реакция, имп

0,20

Н, рад

0,11

0,05

0,20

TH, бзр

0,11

0,05

О юВ(39,6

18,1

65,5 нее 0,9

ТН, рад

g +>Li

791

362

) 310 нее 18

ТН бэр ф+ Li,9-25,8

94,63

Суммарная ТДТН, рад

39,46

57,15

910,25

1526,33

512,96

9 -197

Суммарная ЭДТН, бэр

Значения концентраций ц В в исш следуемых тканях при определении ТДТН и ЭДТН не используются.

S 1

p „ — плотность биологической ткани, Результаты измерений ТДТН и ЭДТН, усредненных но массе излучаемых биологических образцов с учетом основИз таблицы следует, .что измеренная компонента ТДТН и ЭДТН, связанная с реакцией В (n МIt ) Li измеряется ю 7

Составитель С. Кондратенко

Редактор В. Данко Техред А.Кравчук Корректор g.. áðó÷àð

Заказ 5117/43

Тираж 728 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР по делаи изобретений и открытий

113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д..4/5

Производственно-полиграфическое предприятие, г. Ужгород, ул. Проектная, 4.

7 1259 в соответствии с содержанием боросодержащего препарата в биологической ткани. Кроме этого наблюдается измеение измеренной компоненты ТДТН и

ДТН, связанной с реакцией 11

5 (n,ð) С, что объясняется различным содержанием жировой клетчатки, являющейся частью облучаемого объекта, содержание азота в которой в два раза меньше, чем в других мягких тка- 1О нях.

Известные методы измерения ТДТН и

ЗДТН могут дать только значения, близкие к данным, приведенным в двух 15

198 8 последних строках последнего столбца таблицы. т,е. отличаться от истинных значений на порядок и выше. Так как реакция радиационного захвата тепловых нейтронов, сопровождающаяся испусканием -квантов, происходит на всех элементах периодической системы, предложенный способ может быть.использован для биологических объектов произвольного элементного состава. В связи с тем, что f --излучение обладает высокой проникающей способностью, спектр / -излучения может быть измерен дистанционно без внесения детектора в .изучаемый: объект.