Способ контроля радиоактивного облучения человека и устройство для его осуществления

Способ контроля радиоактивного облучения человека и устройство для его осуществления

Реферат

 

Использование: ядерная медицина, радиобиология для обнаружения и определения дозы внутреннего облучения человека, в том числе радионуклидами, а также для контроля при проведении физио-, медикаментозной или лучевой терапии без создания дискомфорта или ущерба здоровья пациента. Сущность изобретения: регистрируют величину зарядового состояния точки акупунктуры, биоэлектрически связанной с обследуемой частью тела человека, контроль радиоактивного облучения человека осуществляют по величине заряда в этой точке акупунктуры, а для определения абсолютной дозы облучения величину заряда в точке акупунктуры калибруют по внешнему источнику радиоактивного излучения с заданными характеристиками. Устройство для контроля радиоактивного облучения человека содержит датчик электрического сигнала в точке акупунктуры, состоящий из активного и пассивного электродов, причем активный электрод состоит из щупа, контактного электрода и экрана, преобразователь импульсного электрического сигнала, выполненный в виде преобразователя заряда в напряжение, усилитель-формирователь импульсов преобразованного напряжения и анализатор спектра распределения амплитуд импульсов. 2 с. и 10 з.п.ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной медицине радиобиологии, связанным с дозиметрией излучений и радиационной безопасностью, а более конкретно, к способам и устройствам контроля радиоактивного облучения человека, и может найти применение в первую очередь для обнаружения и определения активности внутреннего облучения человека радионуклидами, в том числе "горячими" частицами, а также для установления распределения их по организму. Помимо этого оно может найти применение в медицинской диагностике с использованием радиоактивных изотопов, например, для обнаружения и локализации внутренних злокачественных образований. Кроме того, оно будет полезным для контроля проведения физиотерапии и медикаментозной терапии - для выведения радионуклидов или лучевой терапии - для непосредственного контроля дозы радиационного воздействия на подвергаемые облучению органы человека с целью подавления злокачественных образований.

Вопросы контроля внутреннего радиоактивного облучения человека возникли при решении как общей проблемы экологической безопасности окружающей среды, так и части этой проблемы, касающейся радиационной безопасности человека. Актуальность их особенно возросла в связи с ядерными взрывами, авариями и катастрофами на ядерных электростанциях, подвижных транспортных средствах с ядерными реакторами, ухудшающими радиационную обстановку. Продукты распада ядерных материалов (радионуклиды) заражают почву и водоемы, переносятся на большие расстояния воздушными массами и в результате вместе с пищей, водой, а также при дыхании попадают в организм человека. Действуя изнутри, они поражают его внутренние органы - пищеварительный тракт, печень, легкие и другие органы.

Обнаружение такого внутреннего облучения и измерение его активности было возможно до сих пор лишь в тех случаях, когда эта активность проявлялась в виде гамма-излучения (гамма-активные нуклиды) или тормозного излучения (бета-активные нуклиды) и была достаточно высокой. При меньшей активности для достижения высокой чувствительности детекторы такого радиоактивного излучения стремятся по возможности приблизить к их источнику, совершенствуя методы и средства доступа к соответствующему органу. Понятно, что пределы совершенствования обнаружения гамма- и бета-активных нуклидов (особенно при малой их активности) определяются здесь чисто естественными причинами: возможностью (или невозможностью) доступа соответствующего зонда к органу-носителю нуклидов без создания существенного дискомфорта для пациента или ущерба для его здоровья, а также степенью подавления мешающего внешнего (по отношению к данному органу) излучения той же природы и космического фона.

Отдельную проблему в таких случаях составляет определение расположения (локализации) таких нуклидов в организме и повышение ее достоверности и точности. Это важно при хирургическом вмешательстве, например, для удаления злокачественных опухолей, а также для принятия иных медицинских решений.

Обнаружение же описанным или иным способом альфа-активных нуклидов ("горячих" частиц - например, радиоактивных урана, плутония, астата и др.) и измерение их активности оказалось невозможным ввиду отсутствия сопутствующего гамма- и бета-излучения и весьма короткой (микронной) длины пробега альфа-частиц в биологических тканях. Это существенно снижает информативность радиационной диагностики человека.

Однако потребность в такого рода информации весьма высока. Известно, что одна "горячая" частица несет активность, равную предельно допустимой концентрации активного аэрозоля и, вступая в химическое взаимодействие с клетками организма, может нанести ему существенный ущерб.

Таким образом, проблемы, возникающие при обеспечении контроля внутреннего радиоактивного облучения человека сводятся к тому, что соответствующий способ и устройство для его осуществления должны обеспечить: - возможность обнаружения и определения активности всех видов радионуклидов (включая и альфа-активные - "горячие" частицы), в том числе и на ранней стадии заражения радионуклидами, до появления явно выраженных симптомов их действия; - диагностику радиоактивного облучения человека вне зависимости от наличия или отсутствия внешнего облучения той же природы; - доступ без ограничений ко всем органам, подвергаемым внутреннему радиоактивному облучению, для получения информации о его фактической дозе без создания существенного дискомфорта или ущерба для здоровья пациента; - достоверную локализацию радионуклидов в организме для проведения при необходимости соответствующей терапии.

Известен способ контроля радиоактивного облучения человека [1], предназначенный для оценки опасности для здоровья человека наличия в окружающей среде источника альфа-частиц (производных продуктов газа радона). Он включает прокачку воздуха через фильтр, удаляющий из него частицы, содержащие атомы продуктов распада, детектирование в различных энергетических диапазонах альфа-частиц, испускаемых при распаде продуктов, собранных фильтром, и определение величин, характеризующих опасность для здоровья (дозы облучения легких) по энергетическому спектру продетектированного сигнала.

Однако этот способ является косвенным и к тому же относится лишь к одному из органов, поскольку фильтр моделирует собирательную способность легких по отношению к частицам в воздухе. Более того, этот способ неприменим для контроля внутреннего облучения человека в силу того, что поведение (длина пробега) альфа-частиц в воздухе и в биологических тканях существенно отличается. Это ограничивает возможности его применения и снижает его информативность.

Известны способы контроля радиоактивного облучения различных органов человека, предназначенные для обнаружения и локализации внутренних злокачественных образований с использованием радиоактивных изотопов [2,3] и для непосредственной внутренней дозиметрии человека [4,5]. Способы объединяет то, что в каждом из них детектируют выходящее из организма излучение (гамма-излучение), воздействующее на исследуемый орган, преобразуя его в электрический сигнал (ток, напряжение), регистрируют этот электрический сигнал и определяют его величину. По этой величине далее осуществляют контроль (например, с выдачей визуального или звукового "сигнала тревоги"- [3]) и, кроме того, определяют дозу внутреннего облучения исследуемого органа (например, щитовидной железы [2] , легких, желудочно-кишечного тракта, нижних конечностей [4,5] ). Известные способы различными средствами осуществляют локализацию в организме источника излучения: в [2] преобразователь излучения для этого снабжен множеством преобразовательных участков, в [3] используется ручной зонд, содержащий по меньшей мере одно волокно, изготовленное из сцинтиллирующей пластмассы и связывающее щуп с фотодатчиком, а в [4,5] используются различные детекторы - отдельно для каждого обследуемого органа.

Однако известные способы контролируют облучение человека только одним из видов радионуклидов (гамма-активных) и не позволяют регистрировать воздействие "горячих" частиц, что снижает их информативность. Поскольку облучение контролируется по выходящему из тела излучению, то возникает серьезная проблема устранения мешающего влияния на детекторы внешнего (по отношению к обследуемому органу) излучения той же природы, а также космического фона. Кроме того, возникают ограничения в доступе к обследуемым органам с помощью зонда или соответствующего детектора.

Указанная проблема по устранению мешающего влияния внешнего (по отношению ко всему организму) излучения при диагностике внутреннего облучения человека решается в [6], в котором детектируют выходящее из обследуемого органа гамма-излучение путем преобразования его в импульсный электрический сигнал (ток на выходе детектора), регистрируют этот электрический сигнал, преобразуют его в электрическое напряжение и по энергетическому спектру амплитуд импульсов преобразованного напряжения рассчитывают эквивалентную дозу внутреннего облучения этого органа.

Соответствующий спектрометр гамма-излучения многоцелевого назначения СИЧ-2.2, осуществляющий способ [6], является наиболее близким к заявляемому устройству по совокупности существенных признаков. Этот спектрометр состоит из набора сцинтилляционных спектрометрических детекторов, поле зрения каждого из которых ограничено коллиматором, а электрический выход подключен к соответствующему входу блока обработки. Многоканальный блок обработки содержит в каждом канале преобразователь выходного импульсного электрического сигнала соответствующего детектора в электрическое напряжение, усилитель-формирователь импульсов преобразованного напряжения, информационный вход которого соединен с выходом преобразователя, и анализатор спектра распределения амплитуд импульсов со средствами отображения информации, информационный вход которого соединен с выходом усилителя-формирователя. Расчет дозы облучения производится по спектру амплитуд этих импульсов, исходя из предварительно заданных индивидуальных характеристик обследуемого органа. Устранение влияния внешнего излучения обеспечивают в [6] помещением исследуемого человека и регистрирующей аппаратуры в стальную или свинцовую защитную камеру (толщина стен 15 см, общая масса 17 т).

Однако этот способ и устройство для его осуществления обладают недостаточной информативностью и функциональными возможностями, поскольку обеспечивают контроль облучения только гамма-активными нуклидами. При этом они не позволяют определять дозу совместного воздействия на обследуемый орган внутреннего и внешнего излучения, когда это необходимо, а дозовая нагрузка на него определяется косвенно - расчетным путем по измеренной активности радионуклидов, чему присущи дополнительные погрешности. Кроме того, громоздкость и сложность регистрирующей аппаратуры требуют ее специального обслуживания высококвалифицированным персоналом, ограничивают доступ ко всем органам, подвергаемым внутреннему радиоактивному облучению и делают ее непригодной для оперативной и мобильной диагностики такого облучения.

Частично недостатки способа [6] и устройства для его осуществления устраняются в [7], где для проведения медицинской диагностики в организм вводят радиоактивные изотопы и контроль радиоактивного облучения осуществляют как по гамма-, так и по бета-излучению этих изотопов. Это позволяет более надежно обнаруживать и идентифицировать злокачественные образования во внутренних органах (например, раковые опухоли) для их последующего удаления хирургическим путем.

В способе [7] , выбранном в качестве прототипа, детектируют бета- и гамма-излучение, выходящее из обследуемого органа (или части тела - злокачественного образования), а также одновременно - только его гамма-излучение путем последовательного преобразования каждого такого излучения сначала в оптический сигнал, а затем соответственно в первый и второй электрический сигнал (напряжение). Далее с помощью этих электрических сигналов формируют разностный сигнал, который регистрируют в выделенном энергетическом диапазоне и определяют его величину, характеризующую активность бета-излучения, фактически облучающего обследуемый орган (или часть тела). Формирование разностного сигнала позволяет в значительной мере снизить (или устранить) влияние гамма-излучения других образований (внешних по отношению к обследуемому органу) без применения такого громоздкого и сложного оборудования, как в [6].

Устройство, реализующее способ [7], содержит сдвоенный зонд из пластиковых сцинтилляционных детекторов, оптически связанных с соответствующими фотоумножителями, электрические выходы которых в свою очередь соединены со входами делителей напряжения, выходы которых через соответствующий интерфейс соединены с последовательным портом компьютера, который формирует разностный сигнал и вычисляет активность бета-излучения. Один из детекторов закрыт стальной крышкой для предотвращения проникновения бета-излучения так, что он оказывается чувствительным только к гамма-излучению, тогда как другой детектор чувствителен как к гамма-, так и к бета-излучению. Чувствительность к гамма-излучению зонда определяют эмпирически и она служит в качестве весового фактора, используемого при формировании разностного сигнала, характеризующего бета-излучение, меченного радиоизотопами злокачественного образования.

Из-за короткой длины пробега бета-излучения в биологических тканях с помощью сдвоенного зонда обнаруживают только ближайшее к нему такое образование. Более удаленные подобные образования, "меченные" теми же изотопами, воздействуют на сдвоенный зонд только гамма-излучением и потому оказываются незамеченными (равно как и другие источники гамма-излучения). Это позволяет надежно идентифицировать ближайшее такое образование и удалить его хирургическим путем.

Однако способ [7] и устройство для его осуществления обладают недостаточной информативностью и функциональными возможностями, поскольку не позволяют обнаруживать "горячие" частицы даже в самих злокачественных образованиях при хирургических операциях ввиду чрезвычайно короткой (микронной) длины пробега альфа-частиц в биологических тканях. Это является существенным недостатком этого способа и устройства, так как "горячие" частицы одни способны создать опасный для здоровья и жизни уровень облучения. Понятно, что такой недостаток не дает возможность определить и суммарный результат воздействия всех видов радионуклидов (альфа-, бета- и гамма-активных) при внутреннем облучении обследуемого органа (или части тела). По этой причине, а также из-за ограниченности доступа (с помощью зонда) к ряду жизненно важных органов, подверженных воздействию радионуклидов, без создания существенного дискомфорта или ущерба для здоровья пациента, эти способ и устройство не могут найти широкого применения в медицинской диагностике и в профилактических обследованиях для обнаружения скрытного воздействия радионуклидов.

Из проведенного анализа уровня техники следует, что контроль внутреннего облучения человека радионуклидами по радиоактивному излучению, выходящему из обследуемого органа, по сути себя исчерпал, хотя и поныне он является практически единственным принципом получения информации о таком облучении. В частности, поэтому возникла необходимость постановки и решения задачи обнаружения и непосредственного определения дозы облучения обследуемого органа всеми видами радионуклидов (включая "горячие" частицы) на основе использования иных принципов и вне зависимости от наличия или отсутствия внешних (по отношению к этому органу) радиоактивных излучений. При этом должен быть обеспечен доступ ко всем органам (или частям тела), подвергаемым внутреннему радиоактивному облучению без создания существенного дискомфорта (например, из-за введения зонда внутрь организма) или ущерба для здоровья пациента (например, из-за хирургического вмешательства). Дополнительной задачей является обнаружение и установление распределения таких радионуклидов по организму на возможно более ранней стадии для своевременного применения мер по их удалению.

Указанные задачи решаются тем, что в способе контроля радиоактивного облучения человека, включающем регистрацию импульсного электрического сигнала, вызываемого радиоактивным излучением, воздействующим на обследуемый орган (или часть тела) человека, и определение величины этого электрического сигнала, согласно изобретению в качестве электрического сигнала используют зарядовое состояние точки акупунктуры, биоэлектрически связанной с указанным органом (или частью тела), а контроль радиоактивного облучения обследуемого органа (или части тела) осуществляют по величине заряда в этой точке акупунктуры, появляющегося в результате выделения в нем энергии излучения.

Сущность изобретения основана на использовании иных принципов контроля внутреннего облучения человека радионуклидами, нежели по их сопутствующему радиоактивному излучению. Исследованиями установлено, что такой контроль возможен за счет использования естественной способности организма человека реагировать на радиационное воздействие. Как выяснилось, информация об энергии такого воздействия на какой-либо орган содержится в величине заряда точки акупунктуры, биоэлектрически связанной с этим органом, т.е. организм человека проявляет себя в каждом органе как энергетический детектор, причем прямо показывающий в отличие от известных аналогов и прототипа, где о части этой энергии судят опосредованно - через измерение характеристик радиоактивных излучений из этого органа.

То, что состояние жизнедеятельности любого органа или части тела определенным образом взаимосвязано с соответствующими точками акупунктуры и может быть изменено в ту или иную сторону стимулирующим воздействием на эти точки (механическим - надавливанием или иглоукалыванием, электрическим или иным образом) известно уже давно и восходит к традициям восточной медицины. Но то, что зарядовое состояние (величина заряда в данный момент времени) точки акупунктуры характеризует энергию, выделенную радионуклидами внутри соответствующего органа, установлено впервые. При этом не имеет значения, каким образом эта энергия выделяется (в результате физико-химического взаимодействия с клетками этого органа или как-то иначе) и трансформируется в заряд.

Принципиально важным является то, что изменение заряда точки акупунктуры, вызванного радиационным воздействием на соответствующий орган, производится короткими импульсами (с длительностью порядка микросекунды) и осуществляется на фоне более медленных изменений такого заряда в результате каких-либо иных процессов. Это дает возможность "отстроиться" от таких процессов и выделить информацию о радиационном воздействии за счет использования спектральных методов, хорошо зарекомендовавших себя в ядерной физике.

При относительно высокой активности радионуклидов (например, "горячих" частиц) достаточно полную информацию о выделенной ими энергии в каком-либо органе (или части тела) можно получить, если согласно изобретению зарядовое состояние соответствующей точки акупунктуры преобразовать в электрическое напряжение, и определение величины заряда в этой точке акупунктуры производить в выделенном энергетическом диапазоне по максимуму спектральной плотности распределения амплитуд импульсов преобразованного напряжения. Причем, как экспериментально установлено, величина такого заряда оказывается линейно связанной с величиной этой энергии. При меньшей активности радионуклидов такая информация может быть получена из других характеристик спектра распределения импульсов преобразованного напряжения, например, из его интегральной величины в заданном энергетическом диапазоне.

Безусловно, спектральные методы определения величины заряда целесообразны тогда, когда необходима более точная количественная информация о радиоактивном облучении, в частности доза облучения. Например, их применяют согласно изобретению при определении абсолютной дозы облучения, когда величину заряда упомянутой точки акупунктуры дополнительно определяют по внешнему источнику радиоактивного излучения с известными характеристиками. При этом под характеристиками имеются в виду вид излучения (например, от изотопа ¹³⁷Cs), энергия и поток частиц в заданном направлении. В других случаях (в частности, при проведении профилактического осмотра и отбора пациентов для углубленного обследования при обнаружении внутреннего облучения) могут оказаться достаточными интегральные измерения величины заряда точки акупунктуры.

Понятно, что, чем меньше время измерения (время интегрирования импульсов заряда), тем меньше влияние иных процессов (помимо облучения) на величину заряда точки акупунктуры, но хуже условия обнаружения облучения из-за малой величины сигнала по сравнению с шумами регистрирующей аппаратуры. И, наоборот, чем больше время измерения, тем лучше условия обнаружения облучения, но больше влияние указанных процессов, так что вклад облучения в величину заряда точки акупунктуры становится меньше и, главное, менее определенным. Такая неопределенность может быть снижена разумным выбором времени интегрирования или путем проведения предварительных измерений заряда (в течение заданного времени) обследуемой точки акупунктуры при отсутствии и наличии внешних источников радиоактивного излучения с известными характеристиками для оценки приращения этого заряда, обусловленного указанными процессами.

Другим методом обнаружения внутреннего облучения согласно изобретению является предварительное тестирование зарядового состояния этой точки акупунктуры у здоровых (не зараженных радионуклидами) людей того же пола и возраста, установление соответствующей среднестатистической величины заряда и сравнение с ней такового состояния у обследуемого пациента. При превышении этой величины судят о наличии облучения пациента. Для проведения профилактических осмотров этот метод может быть автоматизирован при использовании традиционного датчика электрического сигнала в акупунктурной диагностике [8]. Для этого достаточно включить этот датчик на вход преобразователя заряда в напряжение (выполненного, например, в виде зарядовочувствительного усилителя - [9]), на выходе которого подключен компаратор с уровнем срабатывания, соответствующим упомянутой среднестатистической величине. Об облучении судят в этом случае по срабатыванию компаратора при превышении напряжения на выходе преобразователя этого уровня, что становится известным при подключении к выходу компаратора средства индикации (визуальной, звуковой). Такое превышение свидетельствует о воздействии радиоактивного излучения на исследуемый орган, биоэлектрически связанный с указанной точкой акупунктуры. При отсутствии внешнего излучения делается однозначный вывод о внутреннем облучении этого органа радионуклидами.

Таким образом, проблема контроля внутреннего облучения человека (обнаружение такого облучения, определение его дозы) сведена с помощью изобретения к выбору соответствующих методов измерения заряда точки акупунктуры. Но сущность изобретения заключается не в этих методах измерения, которые могут меняться в различных частных воплощениях изобретения, а в самом измерении такого заряда, содержащего информацию об облучении. В конце концов величина заряда в точке акупунктуры может быть определена и косвенно путем измерения ее емкости и электрического потенциала с помощью соответствующих измерителей, на входе которых включен указанный датчик электрического сигнала в акупунктурной диагностике. При этом время измерения устанавливается в соответствии с упомянутыми выше рекомендациями.

Исключительно важным является то, что связь между энергией радионуклидов и зарядом является прямой, не требующей каких-либо дополнительных преобразований или вычислений (с присущими им погрешностями) и не зависит от вида радионуклидов. Это открывает возможность не только обнаружения такого облучения, но и определения суммарной (эквивалентной) дозы такого облучения всеми видами радионуклидов, в том числе и "горячими" частицами, что ранее не осуществлялось. Возможным становится и контроль изменения этой дозы, что особенно важно для выбора, установления интенсивности соответствующей терапии и для оценки ее эффективности. Для этого определение величины заряда в этой точке акупунктуры производят неоднократно (например, после каждого сеанса терапии) в соответствии с изобретением, и об изменении дозы облучения судят по величине и знаку изменения заряда.

При таком контроле существенным оказывается изменение емкости точки акупунктуры от величины заряда, что влияет на результаты измерений заряда и увеличивает погрешность определения дозы облучения.

Для уменьшения влияния емкости точки акупунктуры на нее одновременно с регистрацией ее зарядового состояния подают постоянное или медленно меняющееся (с частотой порядка 10 Гц) напряжение, величина которого (например, 500 мкВ) не превышает порога ее стимуляции. В этом случае емкость точки акупунктуры может быть снижена почти на порядок до величины примерно сотни нанофарад.

В принципе при проведении электропунктурной и электроакупунктурной терапии на выбранную точку акупунктуры также подают постоянное или импульсное напряжение (с частотой следования импульсов 1-10 Гц) [10]. Однако это производится для иных целей: для обнаружения и локализации точки акупунктуры в режиме идентификации, а также для воздействия на эту точку электрическим током в режиме лечения. Причем в последнем случае минимальная величина напряжения (единицы вольт) для лечебного воздействия (порог стимуляции точки акупунктуры) значительно превышает таковую, необходимую для снижения емкости точки акупунктуры. Так что не только по цели, измеряемому параметру, но и по величине прилагаемого напряжения режим измерения заряда точки акупунктуры в этом варианте осуществления изобретения отличается от известных режимов в области электропунктурной терапии.

Определение дозы облучения и контроль за его изменениями согласно изобретению может осуществляться на ранней стадии возникновения заболевания (еще до появления субъективных жалоб от пациентов), в частности, при проведении профилактических или целевых диагностических обследований персонала объектов, использующих атомную энергию, или населения, например в районах, связанных с Чернобыльской аварией.

Существенно и то, что становится возможным проведение дифференциальной диагностики по видам радионуклидов (в том числе и "горячим" частицам) и определение их локализации в организме, если совместно с этим изобретением использовать хорошо отработанные методы и средства определения дозы облучения по радиоактивному (бета- и гамма-) излучению.

Прямое и оперативное определение дозы внутреннего облучения человека может быть произведено с использованием мобильных средств и малогабаритного относительно несложного в конструкции и эксплуатации устройства (оборудования). Это является важным особенно в настоящее время, когда врачи по результатам анализа долговременных последствий Чернобыльской аварии пришли к выводу о необходимости уменьшения максимальной дозы облучения, признаваемой еще безопасной. Поэтому ценно то, что кроме способа контроля радиоактивного облучения человека было предложено согласно изобретению и устройство для его осуществления. Поскольку оно предназначено для обнаружения и определения дозы облучения (в том числе и внутреннего) путем измерения заряда точки акупунктуры, то оно является наиболее важным воплощением заявляемого способа для решения поставленных задач и связано с ним единым изобретательским замыслом.

Указанные задачи решаются также и тем, что устройство для контроля радиоактивного облучения человека, содержащее преобразователь импульсного электрического сигнала, вызываемого радиоактивным излучением, воздействующим на обследуемый орган (или часть тела) человека, в электрическое напряжение, усилитель-формирователь импульсов преобразованного напряжения, информационный вход которого соединен с выходом преобразователя, и анализатор спектра распределения амплитуд импульсов со средствами отображения информации, информационный вход которого соединен с выходом усилителя-формирователя, согласно изобретению содержит также датчик электрического сигнала в точке акупунктуры, биоэлектрически связанной с указанным органом (или частью тела), соединенный со входом преобразователя, выполненного в виде преобразователя заряда в напряжение.

Благодаря использованию датчика, предназначенного для съема электрического сигнала в точке акупунктуры, и преобразователя заряда в напряжение известные спектрометрические средства, применяемые для косвенного определения дозы внутреннего радиоактивного облучения обследуемого органа, дают возможность определять такую дозу непосредственно. Причем эта возможность является качественно новой, так как впервые удается обнаруживать и измерять воздействие на этот орган "горячих" частиц как в отсутствие, так и в комплексе с другими радионуклидами. Таких функциональных возможностей известные устройства с этими спектрометрическими средствами не имели. И появились они благодаря реализации основной идеи изобретения, заключающейся в предложении измерять заряд, возникающий в точке акупунктуры, биоэлектрически связанной с указанным органом (или частью тела), при выделении радионуклидами энергии внутри этого органа. Зависимость величины этого заряда только от поглощенной (выделенной) энергии частиц дает возможность регистрировать результат воздействия радионуклидов любого вида, в том числе "горячих" частиц.

Вследствие характера радиоактивного излучения обусловленный им заряд возникает и изменяется короткими импульсами, о чем уже говорилось выше. Это налагает высокие требования по быстродействию на регистрирующую такие импульсы аппаратуру для получения достоверной, неискаженной и наиболее полной информации о выделенной радионуклидами энергии. Таким требованиям удовлетворяют известные спектрометрические средства, применяемые в устройствах детектирования радиоактивного излучения. Но такие средства не использовались в аппаратуре для акупунктурной диагностики, не способной самой по себе извлекать подобную информацию по причине большого времени (порядка секунды) интегрирования (измерения) сигнала. К тому же при таких временах измерения эта информация маскируется изменениями заряда в точке акупунктуры из-за влияния других процессов, связанных с жизнедеятельностью организма. С другой стороны, и в радиационной медицине неизвестно использование средств, применяемых в акупунктурной диагностике, для контроля (в частности, измерения дозы) облучения. Только совместное использование таких средств, объединенных в изобретении единым замыслом на основе упомянутой идеи дает возможность извлекать подобную информацию. Это свидетельствует о соответствии изобретения требованиям патентоспособности как по новизне, так и по изобретательскому уровню. О последнем говорит также и то, что неизвестно использование такой характеристики точки акупунктуры, как заряд (и соответствующих средств по его измерению) для контроля внутреннего облучения вообще и определения его дозы в частности.

Форма реализации основных элементов заявляемого устройства, предназначенного для осуществления заявляемого способа, может быть различной, так как существенным является не форма, а те функции, которые выполняют эти элементы, и те связи, которые объединяют их в это устройство.

Так, датчик электрического сигнала, согласно изобретению содержит помещенный в корпусе активный электрод, покрытый последовательно изолирующим слоем и проводящим экранирующим слоем за исключением его заостренной части - щупа для съема сигнала в точке акупунктуры и подачи постоянного или медленно меняющегося напряжения, а также пассивный неизолированный электрод для контакта с кожей обследуемого человека, а к обоим электродам подключены средства (например, проводники, экранированные кабели) для электрического соединения датчика с соответствующими входами преобразователя, широкополосного усилителя и с выходом источника напряжения. Но датчик может иметь и иную конструкцию, описанную в [8]. Преобразователь заряда в напряжение может быть выполнен в виде усилителя, охваченного отрицательной обратной связью по заряду аналогично тому, как это сделано в [9]. Анализатор спектра амплитуд импульсов может так же, как и в [6], использовать в основном аппаратуру, работающую по фиксированному алгоритму. Однако для осуществления оперативной и мобильной диагностики с возможностью изменения алгоритма обработки для получения информации об облучении по тому или иному спектральному параметру более целесообразно выполнение анализатора спектра в виде аппаратно-программного комплекса. В этом случае он согласно изобретению содержит компьютер со средствами памяти и дисплеем соответственно для хранения и отображения информации, который дополнительно снабжен программными средствами для вычисления амплитудного спектра, а также амплитудно-цифровой преобразователь (АЦП), информационный вход которого является информационным входом анализатора спектра, а выход соединен с соответствующим портом компьютера через интерфейс.

Возможность использования для реализации заявляемого устройства, предназначенного для осуществления заявляемого способа, блоков и элементов, известных и применяемых в различных областях техники, свидетельствует о соответствии изобретения требованиям патентоспособности по промышленной применимости.

Достоинством изобретения является возможность осуществлять в рамках поставленной задачи широкую оптимизацию структуры устройства и отдельных его элементов, что позволяет кроме нее решать и дополнительные задачи.

Так, в устройство согласно изобретению, могут быть дополнительно введены широкополосный усилитель и двухвходовой коммутатор, причем информационный вход анализатора спектра соединен с выходом усилителя-формирователя через коммутатор, второй вход которого соединен с выходом широкополосного усилителя, вход которого соединен с датчиком. Переключение коммутатора на его второй вход позволяет поступать на информационный вход анализатора спектра сигналу с выхода широкополосного усилителя, усредненному за длительный период. Таким образом, отслеживаются медленные изменения интегрального заряда в точке акупунктуры, обусловленные упомянутыми выше процессами, не связанными с облучением. Получаемая усредненная величина заряда при этом является как бы базой сравнения или отсчетным уровнем и используется для нормировки спектрометрической информации о распределении амплитуд импульсов заряда, появляющегося в результате выделения в соответствующем органе энергии радиоактивного излучения, в том числе радионуклидами. Это позволяет в целом снизить погрешность измерения величины заряда и связанной с ней дозы облучения. Измерение величины заряда, вызванного облучением, производится переключением коммутатора на его первый вход, благодаря чему на информационный вход анализатора спектра поступает импульсный сигнал с выхода усилителя-формирователя.

Целесообразно, чтобы переключение устройства с режима измерения на режим определения интегрального заряда и обратно было регулярным. Это производится при автоматизации измерений, вычисления спектра и отображения информации. Для этого согласно изобретению, в анализатор спектра дополнительно вводят контроллер и микро-ЭВМ, управляющий выход которой соединен со входом контроллера, выход которого