Ветеринарная радиобиология

В радиобиологии применяется понятие линейного коэффициента ослабления электромагнитного излучения, который представляет собой величину относительного его уменьшения после прохождения слоя вещества в 1 см, величина коэффициента прямо пропорционально плотности вещества и обратно пропорциональна энергии излучения. Чем меньше энергия квантов и больше масса (объем, плотность и порядковый номер) поглотителя, тем сильнее ослабление г-излучения (см. табл. 3.1). Для квантов с энергией 2,5 МэВ слой полуослабления составляет в воздухе около 200 м, в дереве - 25 см в бетоне - 10 см, в свинце - 1,8 мм.

Таблица 3.1.

Линейные коэффициенты ослабления г-излучения в зависимости от его энергии (В.Ф. Козлов, 1987)

Вещество (материал)	Плотность в-ва г/см3	Энергия, МэВ
		1	2	3
Воздух	0,0013	0,00008	0,00006	0,00004
Древесина (дуб)	0,77	0,0521	0,0293	0,0203
Парафин	0,89	0,0646	0,0360	0,0246
Каучук	0,915	0,0662	0,0370	0,0254
Ткани человека	1	0,0699	0,0393	0,0274
Вода	1	0,07	0,05	0,04
Кирпич	1,78	0,113	0,0646	0,0473
Углерод	2,25	0,143	0,0801	0,059
Бетон	2,40	0,154	0,0878	0,0646
Алюминий	2,70	0,16	0,12	0,09
Сталь	7,83	0,460	0,276	0,234
Свинец	11,34	0,77	0,51	0,47

Снижение интенсивности электромагнитного излучения при прохождении через вещество описывается зависимостью:

I(l) = I0e - kl,

где I0 - исходная интенсивность падающего излучения;

I(l) - интенсивность излучения, прошедшего толщину l;

k - линейный коэффициент ослабления (поглощения), характеризующий поглощающую способность вещества.

Большой проникающей способностью обладают незаряженные частицы (нейтроны).

Значительно меньше проникающая способность заряженных частиц. Она зависит, как и проникающая способность электромагнитных излучений от энергии, но кроме этого в значительной степени определяется массой и скоростью движения частицы. Так в-частицы, обладают малой массой и большой скоростью, достаточно медленно теряют свою энергию на ионизацию и поэтому их пробег в ткани больше чем у других заряженных частиц (табл. 3.2). Путь в-частиц в веществе извилист, т.к. имея малую массу, они легко меняют направление движения под действием электрических полей встречных атомов. Пробег бета-частиц в воздухе может составлять в зависимости от энергии до 25 м, в биологических тканях - до 1-2 см.

Таблица 3.2.

Пробег в-частиц в различных средах

Источник	Энергия частицы (МэВ)	Длина пробега частицы
		Воздух, см	Алюминий, мм	Биологическая ткань, мм
3H	0,0179	0,2	0,001	0,0025
14C	0,155	15,5	0,122	0,206
35S	0,167	16,3	0,138	0,223
45Ca	0,255	46,5	0,301	0,638
32P	1,704	600	3,703	8,0
42K	3,58	1400	7,967	18,02

Тяжелые частицы, проходя через вещество, очень быстро теряют свою кинетическую энергию и соответственно имеют небольшую проникающую способность (табл. 3.3, 3.4).

Таблица 3.3.

Пробег протонов в различных средах

Энергия частицы, МэВ	Длина пробега
	В воздухе, см	В биологич. ткани, мкм
1 2 3 5 7 10 15	2,3 4,3 14,7 35,5 64,2 121,1 128,0	23 73 147 355 642 1211 2380

Пробег б-частицы в воздухе в зависимости от энергии составляет 2-10 см, в биологических тканях - несколько десятков микрометров. Так как б-частицы массивны и обладают сравнительно большой энергией, путь их в веществе прямолинеен.

Таблица 3.4.

Пробег б-частиц в различных средах

Энергия частицы, МэВ	Длина пробега частицы
	Воздух, см	Алюминий, мкм	Биолог.ткань, мкм
4,0 5,0 6,0 7,0 7,5 8,0 8,5 9,0 9,5 10,0	2,5 3,5 4,6 5,9 6,6 7,4 8,1 8,9 9,8 10,6	16 23 30 38 43 48 53 58 64 69	31 43 56 72 81 91 100 110 120 130

Наиболее опасными при внешнем облучении являются электромагнитные излучения, а при внутреннем - корпускулярные излучения.

Плотность ионизации (ПИ) - число пар ионов, образующихся на 1 мкм пути пробега частицы или электромагнитного излучения. Разные виды излучения в одинаковых дозах вызывают ионизацию различной плотности. Плотность ионизации пропорциональна квадрату заряда (q) и обратно пропорциональна скорости частицы (?): ПИ ? q2/?. Так как при равных энергиях скорость частицы обратно пропорциональна массе (m), то самую высокую плотность ионизации дают тяжелые многозарядные ионы б-частицы, имеющие наибольший заряд и максимальную массу. Их в веществе прямолинеен, они вызывают сильно выраженные эффекты ионизации и флуоресценции (100-250 тыс. пар ионов в 1 см воздуха).

Рентгеновское излучение вызывает ионизацию минимальной плотности, так как его проникающая способность сходна с проникающей способностью г-излучения, а энергия значительно меньше. Промежуточное положение в порядке возрастания занимают г- и в-излучения, протоны и нейтроны. Бета-излучение образует 50-100 пар ионов на 1 см пути в воздухе.

Проникающая способность и плотность ионизации связаны между собой обратной зависимостью. Объясняется это тем, что, чем крупнее и тяжелее частица, тем больше энергии она несет и большей способностью к ионизации обладает и, в то же время, тем больше для нее сопротивление вещества и короче путь пробега в нем. В то же время излучения с низкой проникающей способностью, то есть с коротким путем пробега в веществе, всю свою энергию ионизации распределяют вдоль этого пути. При этом плотность ионизации оказывается выше, чем если бы та же энергия распределялась по пути большей протяженности [Симак С.В. и др., 1998].

3. Взаимодействие ионизирующих излучений с веществом

Обнаружение и регистрация всех видов ядерных излучений, выбор материала для защиты, оценка биологического действия излучений основаны на эффектах, которые возникают при взаимодействии излучений с веществом. Для понимания принципов этих явлений необходимо знать, каким образом различные по природе излучения взаимодействуют с веществом.

Результатом взаимодействия ИИ с веществом является ионизация и возбуждение атомов и молекул. Ионизация атомов и молекул происходит тогда, когда передаваемая кинетическая энергия частицы или фотона выше энергии связи электрона с ядром, если же энергия ниже определенного уровня - то происходит только возбуждение.

К ионизирующим излучениям относятся электромагнитные излучения высоких энергий и потоки заряженных и незаряженных частиц. Механизм передачи энергии веществу зависит от типа излучения и его энергии.

Механизмы размена энергии электромагнитных ИИ.

Ионизирующие электромагнитные излучения различаются по происхождению и энергии, но обладают рядом общих характеристик. При прохождении через вещество излучения испытывают три вида взаимодействия:

· Фотоэлектрическое поглощение (Фотоэффект),

· Комптоновское рассеяние (Комптонэффект),

· Процесс образования электронно-позитронных пар.

Вид взаимодействия электромагнитного излучения с веществом зависит от величины энергии кванта и от атомного номера облучаемого вещества.

Фотоэффект заключается в том, что квант электромагнитного излучения полностью передает свою энергию электрону атома, облучаемого вещества, в одном акте взаимодействия. В результате такого взаимодействия возникает свободный электрон (электрон отдачи), кинетическая энергия (Ек) которого равна энергии кванта (hv) за вычетом энергии связи (W) электрона в атоме:

Ek = hv - W

Вероятность фотоэффекта тем выше, чем ближе совпадают значения hv и W. Фотоэлектрическое поглощение преобладает тогда, когда энергия кванта не превышает 0,05 МэВ, а поглотитель представляет собой вещество с большим атомным номером (например, свинец). Для атомов, входящих в состав воды и органических веществ, максимальное значение W может быть принято равным 500 эВ. В сравнении с энергией излучения для которого характерен фотоэффект (до 200 кэВ) эта энергия довольно мала. Поэтому почти вся энергия кванта передается электрону отдачи, который покидает оболочку атома и на своем пути вызывает ионизацию атомов и молекул вещества.

Фотоэффект невозможен на слабосвязанных и свободных электронах, так как они не могут поглощать гамма-кванты. В тканях живых организмов фотоэффект характерен только для низкоэнергетических электромагнитных излучений - длинноволнового рентгеновского и г-излучения с энергией ниже 100 кэВ. С увеличением энергии облучения вероятность фотоэлектрического взаимодействия с веществом уменьшается, и при энергиях значительно превышающих энергии связи электронов в атоме (более 1 МэВ) им можно пренебречь. В этом случае излучение фотонов ослабляется за счет комптоновского рассеяния.

Эффект Комптона, упругое рассеяние падающих фотонов излучения на свободных (или слабо связанных электронах внешней оболочки атома) электронах, которым передается лишь часть энергии фотона, при этом фотон изменяет направление своего движения. Следовательно, при комптоновском рассеянии энергия падающего кванта распределяется между выбиваемым из атома электроном отдачи и вторичным рассеянным фотоном. Вследствие соударения с фотонами электроны отдачи приобретают значительную кинетическую энергию и расходуют ее на ионизацию вещества (вторичная ионизация).

Поскольку электроны у всех веществ одинаковы, то и изменение длины волны вторичного фотона не зависит от свойств вещества, а зависит только от угла рассеяния, а следовательно и энергия электрона отдачи может изменяться в широких пределах: от 0 до некоторого максимального значения, при этом образовавшийся быстрый электрон ведет себя подобно фотоэлектрону.

Узкий пучок излучения в результате комптоновского рассеяния становится более широким, а само излучение более мягким. В последующих соударениях вторичный фотон ступенчато передает свою энергию электронам вещества до тех пор, пока ее остаток, близкий по значению к энергии связи электрона в атоме не будет передан электрону путем фотоэффекта.

Образование электронно-позитронных пар происходит при взаимодействии с веществом г-квантов большой энергии (>1,02 МэВ). Этот процесс наблюдается при прохождении г-кванта вблизи атомного ядра в поле которого и образуется пара заряженных частиц - электрон и позитрон. Вероятность такого типа размена энергии больше для тяжелых элементов, чем для легких.

Данный эффект может быть объяснен только с помощью представлений квантовой механики. Из закона сохранения энергии следует, что энергия кванта должна быть более суммы энергии покоя частиц (2*0,511 МэВ), из чего вытекает, что 1,022 МэВ расходуется на образование «массы покоя» электрона и позитрона, а остаток энергии кванта переходит в их кинетическую энергию.

(Ег = hv ? 2mec2 ? 1,022 МэВ; Ек = Ег - 2mec2 = hv - 1,022 МэВ)

Позитрон, встретившись с любым свободным или орбитальным электроном (вероятность этого возрастает с уменьшением кинетической энергии позитрона) взаимодействует с ним, что приводит к возникновению аннигиляционного Столкновение частицы и античастицы (в данном случае электрона и позитрона соответственно) приводит к их исчезновению (аннигиляции), превращению в два фотона (кванта) электромагнитного излучения. г-излучения. В этом процессе, которому, в конце концов, подвергаются все позитроны, энергия массы покоя частицы сообщается образовавшимся двум квантам аннигиляционного излучения. Следовательно энергия каждого вторичного г-кванта вдвое меньше энергии исходного г-кванта, но не менее 0,511 МэВ. Аннигиляционное г-излучение поглощается в веществе путем комптоновского рассеяния и затем фотоэффекта.

Таким образом, в зависимости от энергии падающего электромагнитного излучения преобладает один из трех видов его взаимодействия с веществом. В веществах, в состав которых входят атомы элементов с низкими массовыми числами, что характерно для низкомолекулярных органических веществ и биополимеров, при энергии электромагнитного ИИ 0,15-20 МэВ наибольшее значение в поглощении энергии имеет значение упругое рассеяние, при меньших энергиях квантов - фотоэффект, и соответственно при больших - преобладает образование электрон-позитронных пар.

При всех трех видах первичного взаимодействия электромагнитного ИИ происходит ионизация и возбуждение атомов и молекул вещества, появляются несущие разную энергию быстрые электроны, которые в свою очередь, взаимодействуют с веществом, также ионизируя и возбуждая атомы и молекулы.

Механизмы передачи энергии корпускулярных ИИ.

Корпускулярные ИИ представляют собой поток частиц (корпускул), характеризующихся массой, зарядом и скоростью, в соответствии с чем, они подразделяются на легкие и тяжелые, заряженные и незаряженные, быстрые и медленные.

При взаимодействии заряженных частиц с веществом выделяют упругое и неупругое взаимодействие.

При упругом взаимодействии суммарная кинетическая энергия частиц до взаимодействия равна суммарной кинетической энергии после их взаимодействия. Следствие такого взаимодействия - лишь изменение направления движения частиц.

W1 + W2 = W1' + W2',

где W1 и W2 - кинетическая энергия до взаимодействия, W1' и W2' - кинетическая энергия после взаимодействия.

Неупругое взаимодействие - это процесс, при котором часть кинетической энергии частиц расходуется на ионизацию и возбуждение атомов, возбуждение ядер, расщепление ядер или тормозное излучение. При таком взаимодействии суммарная кинетическая энергия частиц до взаимодействия будет равна суммарной кинетической энергии частиц после взаимодействия плюс энергия Е, затраченная на ионизацию и возбуждение атомов, возбуждение и расщепление ядер или тормозное излучение.

W1 + W2 = W1' + W2' + Е.

Взаимодействие заряженных частиц с веществом

Механизм передачи энергии при взаимодействии с веществом для всех заряженных частиц одинаков. При прохождении через вещество заряженные частицы взаимодействуют с электронными оболочками и ядрами атомов. В результате взаимодействия с быстрой заряженной частицей электрон получает дополнительную энергию и переходит на более отдаленный от ядра энергетический уровень, либо совсем покидает атом. В первом случае происходит возбуждение, а во втором - ионизация атома. Этот процесс продолжается до тех пор, пока запас энергии частицы не уменьшится настолько, что она потеряет ионизирующую способность.

В зависимости от знака заряда при прохождении частицы через вещество она испытывает электростатическое взаимодействие, то есть притягивается или отталкивается от положительно заряженных ядер атомов. Поскольку б-частица положительно заряжена, то при упругом взаимодействии с ядром возникают кулоновские силы и частица отталкивается, изменяя направление своего движения. Неупругое взаимодействие с атомными ядрами наблюдается, если б-частица обладает достаточной энергией для преодоления кулоновских сил взаимодействия (тогда она проникает в ядро). При этом образуется промежуточное ядро, которое распадается с испусканием заряженных частиц, нейтронов или г-квантов.

Упругое взаимодействие в-частиц с веществом наблюдается при электрическом взаимодействии в-частиц с орбитальными электронами. в-частица отталкивается о отрицательно заряженных электронов, изменяя направление своего движения. Упругое взаимодействие в-частиц с атомными ядрами наблюдается в результате притяжения в-частиц к положительно заряженным ядрам атомов (электрическое взаимодействие). Следствие такого взаимодействия - изменение направления движения частиц.

При неупругом взаимодействии в-частиц с орбитальными электронами происходит ионизация и возбуждение атомов и молекул среды. в-частицы расходуют свою энергию до тех пор, пока общий запас энергии не уменьшится до такой степени, что частица теряет ионизационную способность. Неупругое рассеяние в-частиц на атомных ядрах наблюдается, если в-частиц имеет высокую энергию, а поглотителем служит материал большой плотности. При этом в-частица тормозится в электрическом поле ядра атома и теряет часть своей энергии. Следствие такого взаимодействия - возникновение тормозного (электромагнитного) излучения. Интенсивность тормозного излучения определяется энергией в-частиц и атомным номером поглотителя.

Траектория движения заряженных частиц зависит от их массы - чем больше масса летящей частицы, тем менее она отклоняется от первоначального направления. Поэтому протоны, дейтроны, б-частицы и более тяжелые ядерные частицы двигаются практически прямолинейно, а траектория электронов (в-частиц) сильно изломана в результате рассеяния на орбитальных электронах и ядрах атомов.

Взаимодействие незаряженных частиц с веществом.

Вследствие того, что нейтроны не имеют заряда, а их масса много больше массы электронов, они обладают большой проникающей способностью и теряют свою энергию практически только при соударении с ядрами атомов. При этом возможно упругое и неупругое рассеяние нейтронов на ядрах.

В зависимости от энергии различают сверхбыстрые, быстрые, промежуточные, медленные и тепловые нейтроны.

Сверхбыстрые нейтроны (10-50 МэВ). Их получают в ядерных реакторах, они возникают при ядерных взрывах. При взаимодействии с тяжелыми элементами сверхбыстрые нейтроны вызывают деление их ядер на 2-3 осколка. Во время каждого акта деления высвобождается колоссальная энергия (около 200 МэВ) и вылетает 2-3 свободных нейтрона, которые способны вызвать деление других ядер (цепная реакция). Ядерные реакции сопровождаются возникновением г-излучения или заряженных частиц (б-частиц и др.) в результате чего могут образовываться радиоактивные изотопы элементов и появиться наведенная радиоактивность.

Быстрые нейтроны (>100 кэВ). Образуются в результате ядерных реакций. При соударении с ядрами атомов быстрые нейтроны передают им часть своей энергии, образуя быстролетящие ядра (ядра отдачи). Ядра отдачи, как и все заряженные частицы, тратят свою энергию на ионизацию среды. Доля передаваемой ядру энергии возрастает с уменьшением массы ядра. Так, при соударении нейтронов с ядрами водорода (протонами) им передается до 60% энергии нейтрона, так как массы этих частиц практически равны. Быстрые нейтроны хорошо замедляются легкими веществами, содержащими много атомов водорода: вода, парафин, ткань, и свободно проходят через большие толщи тяжелых веществ (свинец). При взаимодействии с ядрами нейтроны постепенно замедляются вплоть до тепловых скоростей.

Промежуточные нейтроны (100эВ-1кэВ). Они чаще взаимодействуют с веществом по типу упругого рассеяния.

Медленные (не более 1кэВ) и тепловые нейтроны (0,025 эВ). Медленные нейтроны захватываются ядрами атомов, в результате образуются новые стабильные или радиоактивные изотопы. В водородсодержащих веществах ядра водорода захватывают медленные нейтроны и превращаются в ядра тяжелого водорода - дейтерия. Радиационный захват нейтронов сопровождается испусканием жестких г-квантов с энергией, равной 2,18 МэВ. Для защиты от нейтронов с никой энергией необходимо использовать кроме поглотителя (вода, бор или кадмий) и экран из тяжелого материала (свинец, барий) для ослабления г-излучения.

В результате различных типов взаимодействия нейтронов с веществом образуются протоны, б-частицы, ядра отдачи, г-кванты, способные ионизировать и возбуждать атомы и молекулы. Следовательно конечный биологический эффект при нейтронном облучении связан с ионизацией, производимой опосредованно вторичными заряженными частицами и фотонами. Вклад того или иного вида ядерного взаимодействия зависит от энергии нейтронов и состава облучаемого вещества.

Тема 2. ДОЗЫ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ И МЕТОДЫ ИХ РЕГИСТРАЦИИ

Лекция 4. Дозы излучения и их биологические эквиваленты

Для оценки радиационного эффекта необходимо знать как количественную сторону процесса - величину поглощенной энергии, так и качественную его сторону - распределение этой энергии в пространстве и времени.

1. Дозы ионизирующих излучений и единицы их измерения

Доза - количество поглощенной энергии излучения от ионизации в рассматриваемом объеме (массе) вещества.

Так как имеются существенные различия между действием радиации на неживое и живое вещество, а также реакциями различных органов и тканей на разные виды излучения, то принято различать несколько разновидностей доз: экспозиционная, поглощенная, эквивалентная, эффективная и др.

Экспозиционная доза (Dэ) служит количественной мерой действия ионизирующего излучения падающего на объект. Она характеризует ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей в воздухе. Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию квантового излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновских и гамма-лучей в диапазоне от десятков кэВ до 3 МэВ.

Физическое воздействие любого ионизирующего излучения на вещество связано, прежде всего, с ионизацией атомов и молекул. Исходя из этого, экспозиционная доза равна отношению электрического заряда ионов одного знака, возникающих в сухом воздухе, при его облучении фотонами, к массе воздуха:

Dэ = q/М

За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят кулон на килограмм (Кл/кг). 1Кл/кг равен экспозиционной дозе рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1кг сухого атмосферного воздуха создаются ионы, несущие электрический заряд каждого знака, равный 1 Кл

До настоящего времени используется внесистемная единица экспозиционной дозы - рентген (Р).

1Р = 2,58*10-4 Кл/кг

1 рентген равен экспозиционной дозе рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см3 воздуха (0,001293г сухого воздуха) при нормальных условиях (t=0°С и р=1013 ГПа) в результате завершения всех ионизационных процессов, вызванных этим излучением, образуется 2,08*109 пар ионов. Такая доза накапливается за 1ч на расстоянии 1м от радиоактивного препарата радия массой 1г.

Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем затрачивается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см3 воздуха составляет 2,08*109*34 = 7,08*104 МэВ = 0,114 эрг/см3, или в 1г воздуха 88 эрг (0,114/0,001293г = 88 эрг).

Производные единицы рентгена: килорентген (1кР = 103Р), миллирентген (1мР = 10-3Р), микрорентген (1мкР = 10-6Р).

Для измерения экспозиционной дозы существует простой физический метод, заключающийся в измерении суммарного заряда ионов, образовавшихся под действием радиации в воздушной ионизационной камере.

В биологическом отношении очень важно знать не просто дозу излучения, которую получил объект, а дозу, полученную в единицу времени. Скорость приращения экспозиционной дозы (накопление дозы в единицу времени) в поле излучения называется мощностью экспозиционной дозы (Рэ):

Рэ = Dэ/t

Единицей мощности экспозиционной дозы в СИ служит ампер на килограмм (А/кг), внесистемная единица - рентген в час (Р/ч) или рентген в минуту (Р/мин) и т.д. Часто используют мР/ч, мкР/ч. Иногда в качестве единицы мощности экспозиционной дозы используют кулон на килограмм в секунду (Кл/кг*с-1). Так, если в облученном воздухе измерен ток в 1 мкА/кг, это соответствует 1 мкКл/кг*с-1.

Для оценки действия излучения на конкретный объект гораздо важнее определить энергию поглощенную им, чем энергию, падающую на объект или прошедшую через него. В данном случае универсальной мерой воздействия любого вида излучения на вещество является поглощенная доза.

Поглощенная доза (Dп) - энергия ионизирующего излучения, переданная массе вещества.

Dп = Е/m

Единицей измерения поглощенной дозы в СИ является грей (Гр). Один грей соответствует поглощению 1 джоуля энергии (Дж) в килограмме поглощенного вещества:

1 Гр = 1 Дж/кг

Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. Один рад соответствует поглощенной веществом энергии любого ионизирующего излучения, равной 100 эрг/г:

1 рад = 2,39*10-6 кал/г = 0,01 Дж/кг

Соотношение новой единицы к старой выражается так:

1 Гр = 100 рад (1 рад = 0,01 Гр).

Поглощенная доза несомненно зависит от экспозиционной дозы. Если известны величины экспозиционной дозы и коэффициента поглощения ткани, то можно рассчитать поглощенную дозу. Экспериментально установить величину поглощенной дозы сложно. Выполнить это можно, если тканеэквивалентные дозиметры с детекторами установить в полости тела или в его модели - фантоме.

Мощность поглощенной дозы определяется как приращение дозы в единицу времени и рассчитывается по отношению поглощенной дозы излучения ко времени облучения:

Рп = Dп/t

Единица мощности поглощенной дозы - грей в секунду (Гр/с), а внесистемная единица - рад в секунду (рад/с).

2. Линейная передача энергии и ее биологическая эффективность

Средняя энергия, теряемая заряженной частицей на единице длины ее пробега в веществе, называется линейной передачей энергии (ЛПЭ). За единицу этой величины принимают 1 кэВ на 1 мкм пути (1кэВ/мкм = 62 Дж/м). ЛПЭ зависит от вида заряженной частицы, ее энергии и плотности вещества поглотителя. Однако величиной ЛПЭ характеризуют не только заряженные частицы, но и нейтральные частицы и электромагнитные излучения, так как при прохождении их через вещество в результате взаимодействия с атомами и молекулами возникает вторичное излучение (ускоренные электроны, протоны и др.) которое характеризуется ЛПЭ (табл. 4.1.)

Таблица 4.1.

ЛПЭ в мягких биологических тканях для различных излучений (А.В. Аверьянова и др., 1992)

Вид излучения	Энергия излучения кэВ	ЛПЭ, кэВ/мкм
Электроны г-излучение (60Со) Рентгеновское излучение в-излучение (3Н) Электроны Рентгеновское излучение Протоны Тепловые нейтроны Протоны отдачи б-излучение (239Рu) Осколки деления	2000 1170 250 18,65 600 50 12000 до 0,0005 1300 Средняя энергия нейтронов деления, вызывающих появление протонов отдачи 5107-5157 ?200000 суммарная кинетическая энергия осколков деления	0,2 0,24 3,0 4,7 5,5 6,3 10 20 45 120 1000

В зависимости от величины ЛПЭ, а следовательно, от плотности ионизации, все ИИ делят на редко- и плотноионизирующие. К редкоионизирующим излучениям обычно относят рентгеновское, г- и в-излучение, а к плотноионизирующим - тяжелые заряженные частицы. Но ЛПЭ однозарядных частиц в основном зависит от их скорости (а не от массы), соответственно тяжелые частицы при высоких скоростях могут ионизировать вещество меньше, чем электроны малой энергии. Поэтому к редкоионизирующим принято относить все виды излучения (независимо от их природы) для которых ЛПЭ не превышает 10 кэВ/мкм, а к плотноионизирующим - те у которых ЛПЭ более 10 кэВ/мкм.

ЛПЭ заряженных частиц возрастает со снижением их скорости, поэтому в конце пробега передача энергии заряженной частицей веществу максимальна, что приводит к характерному распределению ионизации (каждая заряженная частица создает больше ионов на единице пути, чем вначале). Эта зависимость получила название кривой Брега с максимумом в конце пробега - пиком Брега (рис. 4.1).

Рис. 4.1 Кривая Брега

Самой высокой удельной ионизацией из всех ионизирующих излучений обладают б-частицы. Так пробегая в воздухе расстояние всего до 10 см, одна частица на каждом сантиметре пути вызывает образование десятков тысяч пар ионов, а в-частица на 1 см пробега образует 50-100 пар ионов (пробегая в воздухе 25 м). Фотоны электромагнитных ИИ, пробегая в воздухе сотни метров, имеют минимальную плотность ионизации.

Таким образом, величина ЛПЭ характеризует разные типы ионизирующих излучений и играет важную роль в проявлении радиобиологических реакций организма.

Относительная биологическая эффективность разных видов ИИ

При описании физических основ биологического действия радиации указывалось, что воздействие разными видами излучений, но в равных поглощенных дозах приводит к различным по величине эффектам. Это свойство излучения, часто называемое его качеством, определяется не столько физической природой излучения, сколько его ЛПЭ. Для количественной оценки качества излучения введена специальная величина «относительная биологическая эффективность излучения» (ОБЭ). ОБЭ оценивают сравнением дозы излучения, вызывающей определенный биологический эффект, с дозой стандартного излучения рентгеновское излучение с энергией 180-250кэВ, или г-излучение 137Cs (60Cо), образующее 100 пар ионов на 1 мкм пути пробега в воде, обусловливающей тот же эффект:

ОБЭ = D0/Dх,

где D0 - доза стандартного излучения, Гр; Dх - доза изучаемого излучения, Гр.

Как правило, в качестве биологического эффекта в данном случае используется выживаемость, частота возникновения аберраций, опухолей, изменение продолжительности жизни и т.д.

ОБЭ для электромагнитных излучений может изменяться в пределах 0,8-1,5. Для редкоионизирующих излучений с энергией менее 3 МэВ (ЛПЭ<3кэВ/мкм) значение ОБЭ близко к 1. Значения ОБЭ нейтронов с энергией 10-20 МэВ обычно близко к 10, для протонов и дейтронов получены аналогичные значения. ОБЭ б-частиц и ускоренных тяжелых ионов достигает 20.

Как уже отмечалось выше, от плотности образования ионов в веществе при прохождении ИИ (характеризуется ЛПЭ) зависит и степень повреждения биологического объекта, следовательно, величина ОБЭ зависит от ЛПЭ (рис. 4.2. Д. Баренденсен, 1968).



Рис. 4.2. Зависимость ОБЭ от ЛПЭ

Кроме того величина ОБЭ в определенной степени зависит от еще от целого ряда факторов: величины и мощности дозы, ее фракционирования, физиологического состояния объекта, количества в среде облучения кислорода и др. Часто невозможно достичь соответствия условий измерения радиобиологического эффекта от доз D0 и Dх (например при облучении крупных животных - лошадей, коров и др., очень сложно достичь равномерного распределения дозы во всех органах и тканях), поэтому при получении разности в эффектах облучения при равных дозах говорят не об ОБЭ, а об отношении равных эффектов доз. В связи с этим в радиобиологии введено понятие эквивалентной дозы.

Биологическое действие одинаковых доз разных видов излучений на организм неодинаково. Это связано с удельной ионизацией излучения (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ), или коэффициент качества излучения Кк (округленное значение ОБЭ).

Таблица 4.2.

Коэффициенты качества ионизирующих излучений

Вид излучения	Коэффициент качества
-излучение	1
рентгеновское излучение	1-2
-излучение	0,3-3
тепловые нейтроны	4-5
протоны и быстрые нейтроны (до 20 МэВ)	0,5-10
поток протонов	10
-излучение	10-20
многозарядные ионы и ядра отдачи	20-30

Эквивалентная доза (Дэкв) учитывает биологическую эффективность различных видов ионизирующих излучений. Ее величина определяется произведением поглощенной дозы Dп на коэффициент качества излучения:

Дэкв = Dп*Кк.

Если идет облучение различными видами излучения одновременно, то эквивалентная доза равна сумме поглощенных доз от каждого вида излучения, умноженной на коэффициент качества этого вида излучения:

Дэкв = ?Dпi*Ккi,

где i - вид излучения.

В системе СИ единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Используются также производные единицы мЗв, мкЗв. Внесистемная (старая) единица измерения эквивалентной дозы - биологический эквивалент рентгена (бэр) вычисляется исходя из поглощенной дозы в радах.

1Зв = 100 бэр (1бэр = 0,01Зв).

Пример: рассчитать поглощенные физическую и эквивалентную дозы от смешанного источника излучения, если доза от гамма-излучения 1 Гр, от бета-излучения - 10 Гр, от альфа-излучения - 1 Гр и от быстрых нейтронов - 1 Гр.

Решение:

Дп = ?Дпi = 1 + 10 + 1 + 1 = 13 Гр

Подставив значения Дпi и Кк, получим:

Дэкв. = ?Дпi * Ккi = 1*1 + 10*1+1*10+1*10 = 31 Гр

Следовательно, эквивалентная доза оказывается в два с лишним раза больше физической.

Эффективная доза (Дэфф) обозначает общий радиационный ущерб для всего организма с учетом радиочувствительности облученных эквивалентными дозами тканей и органов:

Dэфф = ?Дэквi*ТКi (Dэфф = Дэкв1*TK1 + Дэкв2*TK2 + …),

Где: ТК - тканевой взвешивающий коэффициент.

Эффективная доза, как и эквивалентная, также измеряется в зивертах (Зв) или производных от него единицах.

Следует учитывать, что различные органы и ткани организма обладают разной чувствительностью к действию ионизирующих излучений. Поэтому вводятся коэффициенты радиационного риска для разных органов и тканей, которые называются тканевыми взвешивающими коэффициентами (ТК).

Таблица 4.3.

Тканевые взвешивающие коэффициенты

Наименование органов и тканей	ТК
Поверхность кожи, кожа	0,01
Мочевой пузырь, грудная железа, печень, пищевод, щитовидная железа, остальные органы и ткани	0,05
Толстая кишка, легкие, костный мозг, желудок	0,12
Половые железы (гонады)	0,20
Все тело	1,00

Тканевые коэффициенты позволяют сопоставить неравномерное облучение отдельных органов с радиационными последствиями для всего организма. Опаснее всего, когда облучению подвергается все тело, так как нарушаются взаимосвязи сложнейшей биологической системы, какой является человек, в отличие от нарушения одной или нескольких функций, выполняемых отдельным органом.

В случаях, когда радиоэкологическая обстановка неблагоприятна, необходимо предвидеть, какую дозу облучения получит человек за предстоящий год, десять лет, в течение всей жизни. Для этого вводится понятие ожидаемой эффективной дозы (Зв). Это позволяет оценить вероятность последствий и принять соответствующие защитные меры. Расчет ожидаемой дозы сложен и требует учета множества различных факторов.

Коллективные дозы.

Коллективную эффективную дозу можно получить, просуммировав индивидуальные дозы по группе облученных людей. Измеряется в человеко-зивертах (чел*Зв). Коллективную дозу можно рассчитать для отдельного поселка, области, республики или для всего контингента подвергшихся облучению людей. Таким образом, коллективная доза - объективный показатель масштаба радиационного поражения, по которому воздействие ядерных взрывов или радиационных аварий на население сравниваются между собой.

Ожидаемую коллективную эффективную дозу (чел*Зв) рассчитывают, если какая-то часть населения продолжает жить в условиях длительного хронического облучения, и известны закономерности изменения радиационного воздействия [Люцко А.М. и др., 1996].

3. Виды облучения

Для характеристики распределения ионизирующего излучения во времени используют величину мощности дозы или интенсивности излучения. Под этим понимают количество энергии излучения, поглощаемой единицей массы вещества в единицу времени (час, минута, секунда).

При облучении организма в зависимости от мощности дозы различают острое и пролонгированное облучение. Под острым понимают кратковременное (секунды, минуты, реже часы) облучение при высокой мощности дозы (дГр/мин и выше). Соответственно под пролонгированным - продолжительное облучение (десятки часов, сутки, недели и т.д.) при низкой мощности дозы (доли Гр/час и ниже).

Кроме этого в зависимости от актов облучения различают однократное и фракционированное (многократное) облучение. При однократном облучении вся доза формируется в течение одного непрерывного акта облучения. При фракционированном облучение делится на две и более фракции, чередующихся с периодами, в течение которых организм не подвергается облучению.

Как острое, так и пролонгированное облучение может быть однократным или фракционированным. Кроме того, выделяется еще хроническое облучение, которое рассматривается как предельный случай пролонгированного или как разновидность фракционированного облучения, проводящегося очень длительно и в малых дозах. В данном случае облучение идет при очень низких мощностях дозы (сотые и даже тысячные доли Гр/час) на протяжении всего периода вегетационного периода растений, значительной части онтогенеза или всей жизни животного.

Разница в мощности дозы облучения, как правило, определяет биологическую эффективность разных типов облучения. Доза пролонгированного облучения, вызывающая определенный биологический эффект, существенно превышает дозу острого, дающего тот же эффект. Доза хронического облучения, вызывающая одинаковое биологическое действие, может в 3 раза и более превышать дозу острого облучения.

В случае фракционированного облучения биологическая эффективность зависит от количества фракций и от продолжительности интервала между ними. С увеличением продолжительности времени между фракциями биологических эффект облучения снижается за счет восстановления в этот период различных структур и функций клеток, и как следствие - организма в целом.

Кроме всего перечисленного по способу воздействия следует различать внешнее и внутреннее облучение. При внешнем действии облучения объект (организм) находится в поле действия источника излучения, в данном случае особую опасность имеют электромагнитные ионизирующие излучения, которые и формируют дозу, так как обладают наибольшей проникающей способностью.

Особые условия создаются при внутреннем облучении, поскольку инкорпорированные радионуклиды, попадая внутрь организма, могут концентрироваться в отдельных органах, тканях, клетках и даже клеточных органеллах. В этих условиях действием корпускулярных излучений уже нельзя пренебречь, так как основной вклад в поглощенную дозу вносится корпускулярным излучением.

4. Понятие «малые дозы» и их биологическое действие на живые организмы

Оценка влияния малых доз радиации на состояние здоровья человека имеет важное теоретическое и практическое значение, так как хроническое облучение в малых дозах является наиболее типичным воздействием ионизирующих излучений на современные человеческие популяции. Актуальность данной проблемы стала еще более значимой в связи с аварией на Чернобыльской АЭС, когда большой контингент подвергся и продолжает подвергаться до настоящего времени действию низкодозового радиационного излучения.

До сих пор не существует единого общепризнанного критерия подразделения доз или уровней облучения на большие и малые. Существует несколько подходов в определении понятия «малые дозы». Так, по мнению В.А. Барабой (1991) «...для большинства объектов область малых доз начинается с величин на два порядка ниже ЛД50 и на 1-2 порядка выше природного радиационного фона». Ф.С. Торубаров и др. (1991) под «малыми» в клинической практике понимают дозы ионизирующей радиации, не приводящие к развитию клинически очерченных нестохастических эффектов (до 1 Гр). По С.П. Ярмоненко (1997) «малые дозы» охватывают диапазон 2-2,5 Гр, наиболее часто применяемые в лучевой терапии. В то же время в одной из последних работ В.И. Корогодин и В.Л. Корогодина (1997) приводят значения малых доз, которые на порядок ниже цитированных - порядка 10-15 сЗв, «…после которых у человека не наблюдается негативных детерминированных последствий. При облучении в таких дозах у человека могут проявляться только стохастические последствия, такие как генетические нарушения и рак».

Проявление стимуляционных и деструктивных эффектов радиации, разграничивающих явления гормезиса и повреждающего действия радиации положил в основу определения «малых» доз радиации А.М. Кузин (1977), считающий, что «... малыми дозами для данного вида организмов, для его различных тканей, для определенного процесса следует называть те, при которых выявляется обратная реакция объекта (гормезис) по сравнению с реакцией, вызываемой в области поражаемого действия этого же вида радиации».

По Д.М. Спитковскому (1992) «малой» следует считать дозу, соответствующую одному событию пролета частицы через заданный микрообъем, практически же, по утверждению С.А. Гераськина (1995), для редкоионизирующего излучения и клеток млекопитающих граница диапазона малых доз, в зависимости от величины линейного переноса энергии лежит в пределах от десятых долей до нескольких десятков мГр.

Проанализировав фактографические данные более 120 отечественных и зарубежных работ по действию малых доз ионизирующих излучений, опубликованных за период 1990-2000 гг., мы пришли к заключению о том, что общепризнанного критерия интервалов малых доз нет. По отечественным источникам, диапазон «малых доз» составляет от 0,01 мГр (10-5 Гр) до 1,0-1,22 Гр, по иностранным - от 1-5 мГр (10-3 Гр) до 2,0 Гр. Можно отметить, что отечественные и зарубежные авторы верхнюю величину малых доз чаще всего ограничивают 1 Гр, в то время нижняя граница выглядит более неопределенной - 1-10 сГр. В то же время наиболее четкий критерий количественной оценки диапазона малых доз предложен проф. Рябухиным Ю.С. (1999), он определяет диапазон малых доз до 10 мЗв. Отмеченные проблемы в значительной степени проистекают вследствие того, что проблема медико-биологических эффектов малых доз ионизирующего излучения в настоящее время находится на этапе накопления научной информации и частичной систематизации полученных данных.

Совершенно очевидно, что одна из основных проблем в определении эффектов малых доз связана с различной радиочувствительностью биологических объектов и различной индивидуальной радиочувствительностью в пределах одного биологического вида. Для проведения исследований необходимо использовать достаточно радиочувствительные тест-системы, характеризующиеся четкой количественной зависимостью биологического эффекта от величины дозы при как можно более низких уровнях радиационного воздействия.

В настоящее время не существует единой общепризнанной концепции биологического действия малых доз ионизирующего излучения. Наибольшее распространение получила линейная беспороговая концепция, согласно которой индукция ионизирующим излучением повреждений в молекуле ДНК является беспороговым процессом и зависимость доза-эффект в отношении выхода генетических повреждений является линейной во всем диапазоне доз. Данная концепция постулирует безусловную опасность любых уровней обучения, в том числе и не превышающего естественного радиационного фона, т.е. сколь угодно малое превышение естественного радиационного фона приводит к нарастанию частоты мутационных нарушений в соматических и/или генеративных клетках.

Вторая концепция предполагает существование порога в зависимости доза-эффект. К настоящему времени накопилось достаточно много фактов, свидетельствующих в пользу нелинейного характера дозовой зависимости в области малых значений экспозиции. Однако если в первые годы после атомных бомбардировок порог для нестохастических эффектов был определен в области свыше 500 мЗв, то затем пороговая доза снижалась до 200, 50 и 20 мЗв. Факты такого рода ставят под вопрос возможность существования реального порога для низкодозового радиационного воздействия. Наиболее широко пороговая концепция распространена в онкологии. Так, Preston et al. (1988) на основе анализа эпидемиологических данных по частоте онкопатологий установили дозовый порог в 20 мЗв.

Анализ многочисленных работ разных авторов позволяет выделить два участка, в пределах которых дозовая зависимость отклоняется от линейной. Существенные отклонения были выявлены в области доз ниже 5 сГр. Второй интервал, в котором наблюдается существенное изменение наклона дозовой зависимости, варьирует у разных авторов в диапазоне 10-50 сГр.

К настоящему моменту опубликован ряд работ о надлинейном характере дозовой зависимости в диапазоне малых доз, что свидетельствует об их большей эффективности по сравнению с высокими.

5. Радиационный гормезис

При малых (различных для разных видов) дозах наблюдается удлинение сроков жизни, уменьшение спонтанного канцерогенеза, увеличивается всхожесть и скорость развития проростков растений, повышается иммунитет, ускоряется развитие эмбрионов и уменьшается их спонтанная гибель. Это явление получило название радиационный гормезис (рис. 4.3.) [Симак С.В., 1998].

Неоднократно повторенные эксперименты с разными видами организмов показали, что экранирование животных и растений от природного радиационного фона свинцовыми камерами приводит к резкому ухудшению физиологических показателей, скорости роста и развития организмов. Это показано на простейших инфузориях-парамециях, насекомых - дрозофилах; высших растениях - семенах редиса, горчицы белой и черной и животных - мышах и крысах. Внесение в экспериментальные камеры солей урана, восстанавливавших уровень природного радиационного фона, приводило развитие животных и растений к норме. А.М. Кузин (1977) предложил объясняющую это явление гипотезу, согласно которой важную роль в жизнедеятельности живого вещества играют возбужденные (но не ионизированные) молекулы. В ходе эволюции живые клетки выработали способность использовать для возбуждения молекул энергию квантов природного радиационного фона, который, следовательно, является не только "фоном", но важным фактором жизни на Земле.



Рис. 4.3. Начальный рост кукурузы при воздействии разных доз г-излучения на семена (в тыс. рентгенов)

Лекция 5: Приборы и приспособления для обнаружения и регистрации ионизирующих излучений

1. Детекторы

Радиоактивные излучения не воспринимаются органами чувств. Эти излучения могут быть обнаружены (детектированы) при помощи приборов и приспособлений - детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучений с веществом (Белов).

В ядерно-физических приборах имеются особые устройства (детекторы), в которых энергия ионизирующего излучения преобразуется в электрический сигнал. По величине сигнала можно судить об энергии поглощенной в детекторе частицы (т.е. о виде распадающихся изотопов), а по их числу - о количестве актов распада. Так, в-частицы трития, имеющие очень малую энергию, создают при ионизации очень небольшой заряд, и их сигналы невелики. В то же время высокоэнергетичные электроны стронция и сопутствующего ему иттрия вызывают в детекторе большие электрические сигналы.

Существует несколько типов детекторов излучения. В практике наиболее употребительны ионизационные детекторы излучений, которые измеряют непосредственно эффект взаимодействия излучения с веществом - ионизацию газовой среды, заполняющей рабочий объем (ионизационные камеры, пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера и др.). В других детекторах предусматривается измерение вторичных эффектов, обусловленных ионизацией, - фотографического, сцинтилляционного (люминисцентного), химического и др.

Ионизационные счетчики.

В ионизационном счетчике (они тоже бывают разными) поглощающим веществом служит газ в пространстве между двумя электродами. Простейший ионизационный счетчик представляет собой трубку, на внутренние стенки которой нанесен слой проводящего металла, например меди. Его присоединяют к отрицательному полюсу батареи (чаще всего заземляют). Таким образом получается отрицательный электрод. В центре трубки натянута нить - анод. На нее подают положительный потенциал. Под действием электрического поля ионы, которые образуются при взаимодействии попадающих в трубку частиц с наполняющим газом, в зависимости от заряда устремляются к соответствующим электродам: положительно заряженные - к катоду, отрицательные (электроны) - к аноду. Эти заряды формируют электрический сигнал - один на каждую провзаимодействовавшую частицу (Люцко).

Ионизационные камеры применяют для измерения всех типов ядерных излучений. Ионизационные камеры могут быть плоские, цилиндрические и сферические с объемом воздуха 0,5 - 5 л. Камеры с большим объемом более чувствительны, поэтому для измерения малых доз используют камеры с большим объемом. Обычно стенки камеры изготовляют из воздухоэквивалентного материала, 1г которого поглощает такую же энергию, как 1г воздуха при одинаковых условиях облучения. Такими материалами служат органические пластмассы (плексиглас, бакелит, резит, полистирол и т.п.). Толщина стенок составляет 2-4 мм. Сила тока насыщения, в режиме которого работают ионизационные камеры, достигается при напряжении 150-300 В).

Токовые ионизационные камеры применяют для измерения интенсивности всех типов излучения, которые пропорциональны средней силе тока, проходящего через камеру. Поскольку сила ионизационного тока пропорциональна энергии излучения, то ионизационные камеры измеряют силу тока насыщения в единицу времени, т.е. мощность дозы данного излучения. Следовательно, ионизационные камеры могут быть использованы для измерения не только дозы излучения, но и ее мощности.

Пропорциональные счетчики выгодно отличаются от ионизационной камеры тем, что начальное усиление первичной ионизации происходит внутри самого счетчика (Кг.у. = 103 - 104). Использование газового усиления в пропорциональных счетчиках дает возможность значительно повысить чувствительность измерений и упростить схему усиления сигнала по сравнению с ионизационными камерами. Наличие пропорциональности усиления в счетчиках позволяет определить энергию ядерных частиц и изучать их природу.

Обычно пропорциональный счетчик делают в виде цилиндра. Чтобы обеспечить проникновение в полость счетчика альфа-частиц, входное слюдяное окно делают очень тонким (4-10 мкм). Наполняют счетчик смесью неона с аргоном почти до уровня атмосферного давления. В целях повышения эффективности регистрации излучений пропорциональные счетчики иногда делают в виде плоских многонитных детекторов. Пропорциональные счетчики в большинстве случаев используются для регистрации альфа-частиц.

Счетчики Гейгера-Мюллера - это газоразрядные счетчики, которые конструктивно мало чем отличаются от пропорциональных счетчиков. Основное отличие состоит в том, что внутренний объем счетчика Гейгера наполнен инертным газом при пониженном давлении (15 - 75 гПа), а работа осуществляется в режиме самостоятельного газового разряда (область Гейгера). В этих счетчиках эффект первичной единичной ионизации увеличивается во много раз, в результате чего весь чувствительный объем счетчика охватывается разрядом. Коэффициент газового усиления пожжет достигать 108-1010. Если во время быстро нарастающей вторичной ионизации в счетчик проникает следующая ядерная частица, то она не будет зарегистрирована счетной установкой, поскольку произведенная ее ионизация уже не изменит имеющейся картины. Для обнаружения второй ядерной частицы необходимо «погасить» процесс ионизации от первой, что достигается введением в счетчик небольшого количества гасящего газа. Время, в течение которого счетчик не может зарегистрировать попавшей в него частицы (квант), называют мертвым временем счетчика. Мертвое время газоразрядных счетчиков составляет 10-4 с. Время, в продолжение которого счетчик способен регистрировать частицы (кванты) раздельно, характеризует его разрешающую способность. Процентное отношение числа зарегистрированных счетчиком импульсов к общему числу частиц (квантов), попавших за тот же отрезок времени в рабочий объем счетчика, называют эффективностью счетчика. В процессе работы счетчика пары спирта гасящей добавки диссоциируют на более простые радикалы. Это приводит к изменению состава рабочей газовой смеси и ухудшению ее гасящих свойств. Поэтому счетчик со временем выходит из строя.

Счетчики Гейгера-Мюллера применяют для регистрации всех видов излучений, но чаще бета- и гамма-излучений. Конструкция счетчиков определяется теми задачами, которые они призваны решать

Галогенные счетчики составляют отдельную группу, у которых гасящим компонентом служат галоиды. Добавка незначительного количества (0,1%) таких двухатомных газов, как Cl2, Br2, I2, к неону или аргону резко снижает начальный потенциал «зажигания» самостоятельного разряда и делает эти счетчики самогасящимися. Низкое рабочее напряжение (300-400 В) позволяет применять эти счетчики для измерений в полевых условиях. Срок службы галогенных счетчиков практически неограничен. Однако эти счетчики имеют существенный недостаток - короткое плато счетной характеристики (80В) с большим наклоном (12-15% на 100 В). Это ограничивает применение их для точных измерений радиоактивных образцов [Белов А.Д., 1999].

...