Česká republika. Abstrakt

Transkript

1 Kvantifikace ozáření osob pro účely radiační ochrany Doc. Ing. Jozef Sabol, DrSc., Ing. Jana Hudzietzová Fakulta biomedicínského inženýrství ČVUT v Praze, Nám. Sítná 3105, Kladno Česká republika Abstrakt Všichni lidé jsou neustále vystaveni působení ionizujícímu záření, které může vyvolat určité škodlivé zdravotní účinky v závislosti na velikosti ozáření. Každý z nás je ozařován v důsledku přírodních zdrojů, kam se řadí nejen kosmické záření, ale i záření emitované přírodními radionuklidy, které se nacházejí v našem životním prostředí a jsou obsaženy v půdě, horninách, stavebních materiálech, ve vodě i ve vzduchu. K relativně nízkému ozáření přispívají rovněž technogenní zdroje záření, což souvisí s různými aplikacemi radiačních a jaderných technologií v praxi. Vedle této složky ozáření, která se týká všech obyvatel, existuje taktéž profesní ozáření, jež obdrží pracovníci se zářením v průběhu své pracovní činnosti. Na druhou stranu, situace, kdy je osoba vystavena účinkům ionizujícího záření v rámci vyšetřeni či léčby, se řadí do kategorie lékařská ozáření, která se vztahují zejména na expozici pacientů v diagnostické a intervenční radiologii, nukleární medicíně a radioterapii. Ve všech těchto případech je potřeba ozáření jednoznačně kvantifikovat pomocí odpovídajících veličin a jednotek, jež byly zavedeny v souladu s posledními doporučeními Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu a zakotveny v příslušné legislativě. V referátu bude uveden a diskutován systém veličin a jednotek pro kvantifikaci zdrojů záření, pole záření, interakce záření s látkou, včetně ionizace, předání energie a absorpce energie. Zvláštní pozornost bude věnována veličinám a jednotkám v dozimetrii a ochraně před zářením. V této souvislosti budou diskutovány aktuální otázky spojené s hodnocením stochastických a deterministických biologických účinků záření na člověka. Referát se rovněž dotkne i některých současných problémů při hodnocení jak nízkých úrovní ozáření, s nimiž se setkáváme v normálních situacích, tak i zvýšeného ozáření, k němuž může dojít v případě nehody, havárie nebo jiné mimořádné situace. Bude rovněž poukázáno na některé chyby a nedůslednosti při používání veličin záření, zvláště pak v souvislosti s jejich správnou interpretací, jež je důležitá především při hodnocení ozáření na základě měření nebo monitorování ozáření pomocí různých detekčních čidel. Klíčová slova: Ionizující záření, ozáření, veličiny, radiační ochrana, biologické účinky Quantification of the exposure of person for radiation protection purposes Key words: Ionizing radiation, exposure, quantities, radiation protection, biological effects 1

2 Úvod V každé oblasti vědy a techniky, včetně jejich aplikací v medicíně, je nutné zavést určité veličiny a k nim jednoznačně přiřadit odpovídající jednotky. Tento systém veličin a jednotek by měl vyhovovat zásadám, které plynou z požadavků daných Mezinárodní soustavou jednotek SI (Systéme international d unites) [1,2]. Doporučení příslušných mezinárodních organizací, které se zabývají ochranou zdraví před škodlivými účinky ionizujícího záření (dále jen záření), zejména pak Mezinárodní komise pro radiologickou ochranu (ICRP International Commission for Radiological Protectuion) [3], Mezinárodní komisi pro radiační jednotky a měření (ICRU International Commission for Radiation Unit and Measurement) [4] a Mezinárodní agentury pro atomovou energii (IAEA International Atomic Energy Agency) [5], se potom promítají do legislativy jednotlivých zemí. V České republice, jako členské země Evropské unie (EU), jsou tato doporučení implementována také prostřednictvím některých specifických směrnic EU, které se týkají radiační a jaderné bezpečnosti. V jakékoli oblasti aplikace radiačních a jaderných technologií je nezbytné zajistit adekvátní ochranu osob a minimalizovat jejich dopad na životní prostředí. K tomu je zapotřebí zavést určitý konzistentní systém veličin a jednotek k postižení příslušných procesů, které se týkají vlastností zdrojů záření, interakce záření s látkou, přenosu a absorpce energie záření v látce a také speciální veličiny vyjadřující biologické účinky záření. Současný systém veličin v radiační ochraně se stal relativně komplikovaným a jeho používání není vždy striktně v souladu s definicemi těchto veličin, což vede v některých případech k chybné kvantifikaci ozáření osob. Je proto žádoucí se těmito otázkami zabývat i ve výuce a na školeních pracovníků se zářením, kteří by měli být dostatečně kvalifikováni k tomu, aby uměli chránit před zářením nejenom sebe, ale také pacienty či obyvatelstvo. Nejdříve je vhodné si připomenout hlavní složky ionizujícího záření a jaké jsou úkoly radiační ochrany. Vzhledem k diametrální odlišné interakci, musíme u ionizujícího záření rozlišovat dva druhy záření, a to přímo ionizující a nepřímo ionizující záření (obr. 1). Přímo ionizující záření je tvořeno nabitými částicemi, které při průchodu látkovým prostředím ztrácejí svou energii v podstatě kontinuálně a vyznačují se tedy určitým dosahem. Tento dosah závisí na jejich hmotnosti, náboji, energii a vlastnostech dané látky. Na druhé straně, nepřímo ionizující záření, jako např. fotony nebo neutrony, interagují s prostředím s určitou pravděpodobností, přičemž při jedné interakci může dojít ke ztrátě podstatné části jejich energie. 2

3 Obr. 1. Dva druhy ionizujícího záření: nabité částice (např. elektrony, částice beta, pozitrony, protony, částice alfa) a nenabité částice (fotony resp. neutrony). Jako v jiných oblastech, kde se vyskytují nebezpečné látky nebo polutanty, i v radiační ochraně není možné zajistit absolutní, tj. 100% ochranu nebo docílit nulového rizika. Jde nám vždy o dosažení takového stupně ochrany, který je považován za adekvátní s ohledem na porovnání přínosu a negativního dopadu aplikace záření v dané oblasti. Přitom v drtivé většině se jedná o normální (plánované) situace, kde je vše pod příslušnou kontrolou a kde očekáváme velmi nízké ozáření, které v těchto případech nikdy nepřekročí stanovené dávkové limity nebo referenčními úrovně (obr. 2). V ojedinělých případech však může dojít k nehodě, havárii, případně k sabotáži či teroristickému útoku s pomocí silných radioaktivních zářičů, kdy může ozáření dosáhnout podstatně vyšších úrovní, které již mohou vyvolat deterministické účinky. Obr. 2. Hlavní cíle radiační ochrany pro případ normálních a abnormálních situací. 3

4 2. Veličiny a jednotky v dozimetrii Ke kvantifikaci vlastností a procesů spojených s emisí záření zdroje a interakcemi záření s látkou se používají veličiny, které mají charakter fyzikálních veličin [6,7,8]. 2.1 Zdroje záření V dozimetrii záření je nezbytné popsat zdroje záření z hlediska jejich schopností emitovat záření. V zásadě rozeznáváme dva druhy zdrojů záření, prvními z nich jsou radioaktivní zdroje (radionuklidy), druhý typ zdrojů záření představují radiační generátory (např. rentgenka, lineární urychlovač atd.). Aktivita radionuklidu, charakterizována rozpadovou konstantou λ, je definována vztahem = = kde dn je počet radioaktivních přeměn (rozpadů), k nimž v daném radionuklidu dojde během časového intervalu dt, přičemž N(t) je celkový počet radioaktivních (nerozpadlých) jader v uvažovaném množství radioaktivní látky. V souladu s výše uvedeným vztahem je zřejmé, že počet radioaktivních jader, bude z původního počtu N(0) v čase t = 0, postupně klesat podle exponenciálního zákona. Pro časový průběh N(t) resp. A(t) lze psát = 0 resp. = 0 = 0 / kde A(0) je hodnota počáteční aktivity, A(t) je aktivita po uplynutí doby t a T 1/2 je poločas přeměny, tj. časový interval, během něhož poklesne aktivita na poloviční hodnotu. Aktivitu můžeme vztáhnout ke hmotnosti, objemu nebo ploše příslušné radioaktivní látky a pak hovoříme o měrné, objemové resp. plošné aktivitě. Jednotkou aktivity je becquerel (Bq), který odpovídá jedné přeměně za jednu sekundu. Je třeba zdůraznit, že veličina aktivita se váže pouze k počtu radioaktivních přeměn a nikoli k počtu emitovaných částic. Jak známo, jednu radioaktivní přeměnu může doprovázet emise jedné nebo i více částic. Pro neradioaktivní zdroje, jakými jsou např. radiační generátory, lze mohutnost zdroje obecně vyjádřit pomocí emise zdroje N Z, což je veličina definovaná počtem vyzářených částic za jednotku času, tj. = 4

5 2.2 Pole záření Kolem každého zdroje záření se vytvoří určité pole záření, které lze popsat fluencí nebo příkonem fluence částic. Přitom fluence částic Φ v daném bodě v prostoru představuje počet částic, které v tomto místě dopadají (procházejí) jednotkovou plochou. Vztáhneme-li tento počet částic k jednotce času, máme veličinu příkon fluence φ. Jednotkou fluence je m -2, zatímco příkon fluence vyjadřujeme pomocí jednotky m -2 s -1. V některých aplikacích se vedle počtu částic zajímáme také o energii, kterou tyto částice v daném místě radiačního pole zprostředkovávají. 2.3 Interakce záření s látkou Vzhledem k různé povaze uplatňujících se procesů při interakcích přímo a nepřímo ionizujícího záření, jsou pro tyto dva typy záření zavedeny různé interakční veličiny resp. parametry. Rozdíly mezi těmito dvěma druhy záření jsou ilustrovány na obr. 3. Obr. 3. Principiální interakční procesy přímo a nepřímo ionizujícího záření. Interakce přímo ionizujícího záření je charakterizována veličinami brzdná schopnost, lineární přenos energie a dosah (doběh). Lineární brzdná schopnost nabitých částic S l je definována podílem =! kde jednotlivé členy postupně představují srážkové ztráty v důsledku interakcí s elektrony atomů (excitace a ionizace), radiační (zářivé) ztráty vynaložené na produkci brzdného záření 5

6 a nakonec pružné coulombické interakce, v nichž dochází k předání energie odraženému jádru atomu. První člen u předchozího vztahu se často nazývá lineárním přenosem energie, přičemž pro účely radiační ochrany se obvykle modifikuje původní vztah na následující vyjádření, které je známé pod názvem omezený lineární přenos energie L " = kde de je střední energie ztracená nabitou částicí při elektronických interakcích na dráze dl po odečítání středního součtu kinetických energií elektronů uvolněných nabitými částicemi, která při jednotlivých srážkách převyšuje hodnotu. Jednotkou SI pro S l (povolená) jednotka kev.µm -1. a stejně tak pro L je J.m -1, obvykle se však používá nesoustavová Pro nenabité částice je obecnou interakční veličinou účinný průřez, který se nejčastěji používá pro kvantifikaci interakcí neutronů s látkou. Jeho definice je následující #= $ % kde N je střední počet interakcí, k nimž dochází na jednom terčíkovém atomu (jádru) při fluenci částic Φ. Jednotkou účinného průřezu je m 2, dříve se často používala jednotka barn (b), přičemž 1 b = m 2 = 100 fm 2. Interakci fotonů, tj. kvant rentgenového záření, záření gama a anihilačního záření, lze vyjádřit pomocí součinitele zeslabení, součinitele předání energie a součinitele absorpce energie. Tyto veličiny jsou definovány vztahy μ= ' $ $, μ = ' ( )* ( a μ + = μ 1 - kde µ je lineární součinitel zeslabení, µ tr je lineární součinitel přenosu energie a µ en je lineární součinitel přenosu energie, přičemž další použité symboly mají následující význam: dn/n je střední podíl částic, které interagovaly ve vrstvě materiálu o tloušťce dl, dr tr je střední počáteční energie nabitých částic předaná nenabitými částicemi o radiační energii R (součet energií nenabitých částic) při jejich interakcích ve vrstvě dl, a g je frakce kinetické energie předané nabitým částicím, která je vynaložena na brzdné záření. Jednotkou interakčních součinitelů zavedených pro nepřímo ionizující záření je m -1. V těchto případech, a stejně tak i pokud jde o lineární brzdnou schopnost definovanou pro nabité 6

7 částice, se často bere podíl těchto součinitelů hustoty uvažované látky ρ (potom hovoříme o hmotnostních interakčních součinitelích). 2.4 Ionizace, přenos energie a absorpce energie Ionizaci lze vyvolat pouze nabitými částicemi, u nepřímo ionizujícího záření je tato ionizace způsobena sekundárními nabitými částicemi, které se uvolní při interakci nenabitých částic s látkou. Mírou ionizačních účinků fotonového záření ve vzduchu je veličina expozice. Patří mezi nejstarší veličiny a v dnešní době kvůli svým některým omezením (je možné ji použít pouze do energie fotonů řádově několika set kev, obtížné je také její přímé stanovení) se již příliš nepoužívá. Expozice X a expoziční příkon./ jsou definovány vztahy X = 1 2 resp.. / = 3 kde dq je součet nábojů jednoho znaménka, které jsou vytvořeny během své dráhy až do svého úplného zabrzdění sekundárními elektrony uvolněnými fotonovým zářením v objemovém elementu dv, jehož hmotnost je dm. U expozičního příkonu je dx přírůstek expozice během časového intervalu dt. Jednotkou expozice resp. expozičního příkonu je C.kg -1 resp. A.kg -1. Vztah dříve používané jednotky expozice rentgen (R) a její SI jednotky je následující 1R = 258 µc.kg -1. Přenos energie nepřímo ionizujícího záření sekundárním nabitým částicím vyjadřuje veličina kerma (K), jejíž název je akroným anglického názvu Kinetic Energy Released in Material. Kerma K a příkon kermy 45 jsou definovány vztahy 4= )* 2 a 4 6 = 7 kde de tr je stření součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými částicemi v objemovém elementu dv, jehož hmotnost je dm, a dk je přírůstek kermy během časového intervalu dt. Jednotkou SI kermy resp. příkonu kermy je gray (Gy) resp. Gy.s -1. Příkon kermy se však často vyjadřuje pomocí mgy.h. Jednou z nejdůležitějších veličin v dozimetrii je absorbovaná dávka (také zkráceně označována jen jako dávka), která je, stejně jako expozice a kerma, definována v daném bodě v určité látce. Kromě dávky v bodě je definována i střední dávka v orgánu nebo tkáni, což představuje výchozí veličinu v radiační ochraně. 7

8 Dávka je dána podílem střední sdělené energie ε8 a hmotnostního elementu dm, v němž došlo k předání této energie, tj. 9= ε8 2 Přitom příkon dávky (také označován jako dávkový příkon) představuje přírůstek dávky za jednotku času. Jednotkami SI pro dávku resp. příkon dávky jsou stejně jako v případě kermy Gy resp. Gy.s -1. Každou z dozimetrických veličin lze vyjádřit jako součin odpovídající veličiny radiačního pole a příslušného interakčního součinitele. Tyto vztahy pro spojitá spektra záření mají následující tvary.= : ; <= >>? E 1 g de 4= <= >>? >> 9= <= >>? >> 9= <= > G >> V prvních třech případech se jedná o veličiny pro nepřímo ionizující záření, čtvrtý vztah představuje vyjádření dávky v důsledku interakcí přímo ionizujícího záření. 3. Veličiny a jednotky v radiační ochraně V radiační ochraně jsou důležité zejména veličiny, které vyjadřují pravděpodobnost stochastických biologických účinků. Významné jsou především veličiny, pomocí nichž jsou udávány dávkové limity resp. referenční úrovně. Přehled základních veličin v radiační ochraně je znázorněn na obr. 4. Výchozími veličinami z hlediska radiační ochrany jsou veličiny dávkový ekvivalent H a střední dávka v daném orgánu D T. V případě dávkového ekvivalentu H se jedná o bodovou veličinu, která je definována součinem dávky D v daném bodě ve tkáni a jakostního faktoru Q (jeho hodnota závisí na L). Významné jsou především veličiny ekvivalentní dávka a efektivní dávka, pomocí nichž jsou udávány dávkové limity resp. referenční úrovně. Tyto veličiny v podstatě převádějí fyzikální veličinu (dávka v orgánu) na pravděpodobnost výskytu onemocnění v příslušném orgánu (převodním faktorem je radiační váhový faktor w R ) resp. 8

9 v celém organismu při celotělovém ozáření, kde se uvažuje různá sensitivita jednotlivých vybraných tkání na ozáření pomocí tzv. tkáňového váhového faktoru w T. Obr. 4. Hlavní veličiny používané v radiační ochraně, kde se uvažují pouze stochastické účinky. Vhledem k tomu, že efektivní dávku není možné přímo měřit nebo monitorovat, byly pro stanovení příspěvku od vnějšího ozáření zavedeny tzv. operační veličiny, jmenovitě osobní dávkový ekvivalent, prostorový dávkový ekvivalent a směrový dávkový ekvivalent. Tyto veličiny lze experimentálně stanovit a jejich číselná hodnota v Sv aproximuje efektivní dávku. Pro stanovení příspěvku od vnitřního ozáření (po vstupu radioaktivní látky do organizmu) se měří koncentrace radionuklidů ve vzduchu a v potravinách, odkud potom lze přejít k vlastní limitní veličině. 9

10 4. Současné problémy při kvantifikaci ozáření osob Počet veličin v radiační ochraně je neúměrně vysoký a jejich definice, které se snaží v maximální možné míře postihnout stochastické účinky, jsou relativně složité a ne vždy jednoduše interpretovatelné. Kromě toho je současný systém v radiační ochraně prakticky zcela výlučně zaměřen na kvantifikaci účinků, k nimž dochází při nízkých úrovních ozáření osob. Poměrně menší pozornost je věnována hodnocení závažnosti deterministických účinků záření, ke kterým dochází v případě překročení určité prahové úrovně. Zatímco pro ocenění stochastických účinků máme efektivní dávku, pro hodnocení důsledků deterministických účinků nebyla taková veličina ještě zavedena. Tyto skutečnosti ztěžují vyjádření a porovnání ozáření zejména v případech havárie. Na druhé straně, pokud jde o sledování stochastických účinků, značně složitá a rozmanitá soustava veličin, jakož i používání té samé jednotky pro více veličin, může vést k některým omylům a chybám ve vyjádření ozáření. Závěr Důkladná znalost a interpretace veličin používaných v radiační ochraně je důležitým předpokladem jejich správného používání v praxi. Proto je potřebné začlenit do výuky nebo specializovaných kurzů radiační ochrany podrobný přehled všech hlavních veličin s důrazem kladeným na pochopení jejich vzájemných vztahů a znalosti převodu měřitelných veličin na veličiny udávající dávkové resp. referenční úrovně. Literatura [1] The International System of Units (SI), Bureau Innternational des POids et Mesures, 8 th Edition, Organisation Intergouvernmentale de la Convention du Mètre, Paris 2006 [2] Metrologie v kostce, 2. vydání, Český metrologický institute, Praha 2003 [3] International Commission on Radiological Protection; [4] International Commission on Radiation Units and Measurements, Bethesda, MD (USA); [5] International Atomic Energy Agency, Wagramerstrasse 5, PO Box 100, A-1400 Vienna; [6] Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation (Revised), ICRU Report 85, Journal of the ICRU, Vol. 11, No. 1, 2011 [7] Sabol, J., Weng, P.S.: Introduction to Radiation Protection Dosimetry, World Scientific, Singapore 1995 [8] Sabol, J., Vlček, P.: Radiační ochrana v radioterapii, Vydavatelství ČVUT, Praha