1. ZDROJE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ (Václav Hušák) 1.1 Přírodní zdroje ionizujícího záření

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 10 1. ZDROJE IONIZUJÍCÍHO ZÁŘENÍ (Václav Hušák) 1.1 Přírodní zdroje ionizujícího záření K přírodním zdrojům náleží kosmické záření a přírodní radionuklidy vyskytující se v přírodě, např. 40 K, 226 Ra, 222 Rn, 238 U aj.. Rozlišují se tři složky kosmického záření: galaktické záření, sluneční záření a záření radiačních (van Allenových) pásů Země. Galaktické kosmické záření pochází z hlubokých oblastí vesmíru a skládá se z protonů (85 %), jader helia (11 %), těžších jader prakticky všech prvků soustavy (1 %) a elektronů (3 %). Sluneční kosmické záření pochází především ze slunečních erupcí. Je tvořeno z 99 % protony, těžší nabité částice představují méně než 0,1 % celkové fluence. Radiační (van Allenovy) pásy jsou tvořeny protony a elektrony zachycenými magnetickým polem Země v určitých vzdálenostech od jejího povrchu; vnější pás je ve vzdálenosti 20 000 km, vnitřní ve vzdálenosti 3 tisíce km. Po vstupu do atmosféry interagují částice kosmického záření s přítomnými atomy a molekulami. K zemskému povrchu pronikají hlavně částice vznikající interakcemi zejména primárních fotonů (tzv. sekundární složka kosmického záření). K dávkovému ekvivalentu člověka na zemském povrchu přispívají nejvíce muony, s rostoucí nadmořskou výškou roste příspěvek elektronů, ve vzdálenostech větších než desítky km nejvíce dominují protony. Na radiační zátěži člověka v obvyklých výškách letů letadel se podílí polovinou neutrony a polovinou nabité částice. Přírodní radionuklidy se podle původu rozdělují do tří skupin: radionuklidy kosmogenní, primordiální a radionuklidy vznikající sekundárně z původních radionuklidů tvořících přeměnové řady. Kosmogenní radionuklidy vznikají průběžně v jaderných reakcích při interakci kosmického záření se stabilními prvky zejména ve vnějším obalu Země, např. známý izotop 14 C vzniká v reakci 14 N(n,p) 14 C, dalšími kosmogenními radionuklidy jsou 3 H, 7 Be, 22 Na aj.. Primordiální radionuklidy 238 U, 235 U, 232 Th, 40 K, 87 Rb aj. vznikly v raných stádiích vesmíru a díky velmi dlouhému poločasu přeměny většímu než 108 let se dosud vyskytují na Zemi ve významném množství. Z radionuklidů vznikajících v přeměnových řadách je nejvýznamnější 226 Ra (je v řadě počínající 238 U) a z něho vznikající plyn 222 Rn s řadou dceřiných produktů, které jsou již v pevné formě. 1.2 Umělé zdroje ionizujícího záření Umělé zdroje ionizujícího záření vytvořené člověkem zahrnují rentgenky, umělé radionuklidy, urychlovače, jaderné reaktory aj. Rentgenky. V těchto zařízeních jsou elektrony emitované z katody urychlovány k terčíku na anodě, v němž je dopadem elektronů buzeno elektromagnetické záření nazývané rentgenové. Rozlišuje se záření brzdné a charakteristické (obr. 1.1). Brzdné rentgenové záření vzniká při změně rychlosti pohybu elektronu v elektromagnetickém poli atomů anody. Spektrum brzdného záření je spojité. V lékařských rentgenkách je energie elektronů dopadajících na anodu od několika desítek kev až do 500 kev při proudu 50 ma až 1 A. Charakteristické rentgenové záření s čárovým spektrem je emitováno při přechodu elektronu v materiálu anody z excitovaného elektronového obalu atomu na nižší

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 11 energetickou hladinu energie fotonu je rovna energetickému rozdílu mezi hladinami (obr. 1.2). Rentgenky jsou jediným zdrojem záření pro radiodiagnostiku, ve kterých se využívá hlavně brzdného záření; jen mamografické vyšetření je založeno na charakteristickém záření. Obr. 1.1 Spektrum rentgenového spojitého a charakteristického záření (napětí na rentgence 300 kv, wolframový terčík, filtrace 2 mm Al a 3,5 mm Cu). Na svislé ose grafu je vynesen počet fotonů rentgenového záření vztažený na jednotkový interval energie. Obr. 1.2 Vznik rentgenového záření K α a K β v atomovém obalu atomu při přeskocích elektronu ze slupky M a slupky L na prázdné místo po elektronu ve slupce K. Radionuklidy. Při přeměnách (rozpadech) radionuklidů se uvolňuje ionizující záření různého druhu. Při přeměnách jádra atomů některých radionuklidů jsou emitovány částice α heliová jádra sestávající ze dvou protonů a dvou neutronů. Zářiče alfa se v rutinní lékařské praxi nepoužívají; v posledních letech se vynakládá úsilí o jejich aplikace v radioimunoterapii (jedné z oblastí léčby otevřenými zářiči v nukleární medicíně). Částice β emitované při přeměnách protonů a neutronů v jádře mají buď záporný náboj (elektrony) nebo kladný náboj (pozitrony). Zářiče beta 90 Y, 89 Sr, 32 P, 131 I aj. nacházejí uplatnění v léčbě nádorových a dalších onemocnění v nukleární medicíně. Záření γ, které je elektromagnetické povahy, vzniká při přechodu nukleonů v atomovém jádře z vyšších

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 12 energetických hladin na nižší. Spektra částic alfa a záření gama jsou čárová (jsou tvořena liniemi), spektrum částic beta je spojité. Při přeměně některých radionuklidů je vedle záření gama emitováno též intenzivní charakteristické záření tak jak je tomu u rentgenek (obr. 1.2); příkladem takových zářičů používaných v lékařství jsou 125 I a 201 Tl. Přeměny radionuklidů jsou doprovázeny též emisí konverzních a Augerových elektronů, jež pocházejí, stejně jako charakteristické záření, z atomového obalu. Zářiče gama 99m Tc, 111 In, 67 Ga aj. - ve formě otevřených zářičů (roztoků a plynů) jsou běžným prostředkem k diagnostice v nukleární medicíně, zářiče gama 60 Co, 137 Cs, 192 Ir aj. - ve formě uzavřených zářičů jsou základem radioterapie. Druhem radioaktivní přeměny je samovolné (spontánní) štěpení, jež je specifické pro velmi těžká jádra transuranů; při tomto štěpení jsou emitovány vedle jiných druhů záření neutrony; příkladem je 252 Cf využívané v radioterapii. V jaderných reakcích částic alfa s jádry některých prvků vznikají neutrony; např. reakce částice alfa emitované při přeměně 241 Am (poločas 432 r) s jádrem berylia vede k emisi neutronů s výtěžkem 82 neutronů připadajících na milión částic α. Urychlovače. Podle tvaru dráhy urychlované nabité částice se urychlovače dělí na kruhové a lineární. K prvnímu druhu náleží betatron, v němž se elektrony urychlují po kruhové dráze uvnitř vyčerpané trubice prstencového tvaru. V minulých desetiletích se betatrony hojně používaly v radioterapii, poté ustoupily lineárním urychlovačům. Dalším kruhovým urychlovačem je cyklotron, který slouží k získávání svazků nabitých částic o vysoké energii protonů, deuteronů aj. Cyklotrony slouží k výrobě radionuklidů pro aplikace v lékařství a dalších oborech. Vložením kovového terčíku do svazku nabitých částic urychlených v cyklotronu lze získat neutrony s vysokou energií. Lineární urychlovač je pojmenován podle toho, že elektrony jsou v něm urychlovány elektromagnetickou vlnou po přímkové dráze. Klasický princip lineárního urychlovače s postupnou vlnou, v němž je elektron unášen elektromagnetickou vlnou postupující v urychlovací trubici, je u přístrojů pro lékařské použití nahrazen principem stojaté vlny. Urychlovače elektronů mohou sloužit i jako zdroj intenzivního brzdného rentgenového záření s energií podstatně vyšší než mohou poskytnout rentgenky; brzdné záření se získává dopadem svazku urychlených elektronů na kovovou fólii. V praxi se běžně setkáváme s lékařskými urychlovači v oblasti energií do desítek MeV. Kromě elektronových urychlovačů jsou na některých zahraničních pracovištích využívány pro léčbu nádorových onemocnění i urychlovače protonů a těžkých iontů. Jaderné reaktory. Tato zařízení, v nichž probíhá řízené štěpení jader 235 U, jsou mohutným zdrojem neutronů a záření gama. V jaderných reaktorech se vyrábějí radionuklidy pro použití v lékařství a dalších oborech. 1.3 Interakce ionizujícího záření s prostředím Interakce ionizujícího záření, nepostižitelného lidskými smysly, s prostředím je základem detekce a dozimetrie, radiobiologie, radiochemie a všech aplikací v různých oborech. Při průchodu záření α prostředím vytvářejí tyto částice při srážkách s atomy kladné ionty tím, že z elektronového obalu atomů vyrážejí elektrony dochází k ionizaci (obr. 1.3). Vzhledem k tomu, že částice alfa ztrácejí při ionizacích velmi rychle svoji ener-

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 13 gii, jejich dosah v prostředí je velmi malý. V plynech je to řádově několik cm, ve tkáni µm až desítky µm. Obr. 1.3 - Schematické znázornění dráhy částice alfa a procesů po interakci fotonu gama s elektronem atomového obalu. Částice β (elektrony) při průchodu prostředím ztrácejí svoji energii v ionizacích atomů a dále v důsledku brzdného záření. Jelikož elektrony jsou ve srovnání se zářením alfa relativně malé a lehké, jsou rozptylovány s malými ztrátami energie a jejich dráha může být značně klikatá. Jejich dosah závisí na energii; záření beta s maximální energií 2 MeV má dolet ve vzduchu přibližně 8 m, ve vodě 1 cm a v hliníku 4 mm. Energie brzdného záření a výtěžek brzdného záření závisejí na atomovém čísle absorbující látky u těžkých látek jsou výrazně vyšší než u látek lehkých. Při průchodu pozitronů (elektronů s kladným nábojem) prostředím dochází k tzv. anihilaci. Pozitron se spojí s elektronem, při čemž vzniknou dva fotony záření gama s energií 511 kev, jež z místa anihilace odlétnou opačnými směry. Interakce záření γ s hmotným prostředím se výrazně odlišuje od interakce elektricky nabitých částic. Při průchodu prostředím uvolňují fotony elektricky nabité částice (elektrony), které tím získají energii dostatečnou k tomu, aby byly schopné prostředí ionizovat a excitovat. Záření γ náleží tedy do kategorie nepřímo ionizujícího záření. Záření gama interaguje s prostředím fotoefektem, Comptonovým rozptylem a tvorbou párů elektron pozitron (obr. 1.4). Při fotoefektu předá foton záření γ veškerou svoji energii elektronu na některé z vnitřních slupek atomu. Tento elektron je z atomu uvolněn a jeho místo je zaplněno elektronem z vyšší slupky a přebytek energie je vyzářen v podobě fotonu charakteristického rentgenového záření. Pravděpodobnost fotoefektu se zmenšuje s rostoucí energií záření γ a roste s atomovým číslem materiálu; projevuje se tedy hlavně u fotonů s nižší energií a v látkách s vysokým atomovým číslem (např. ve stínícím materiálu Pb). Při Comptonově rozptylu se jedná o interakci fotonů γ se slabě vázanými elektrony na vnějších slupkách atomů. Foton γ předá část své energie volnému elektronu a uvede jej do pohybu. Rozptýlený foton pak s nižší energií pokračuje v pohybu v odlišném směru.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 14 Comptonův rozptyl je převládajícím typem interakce záření gama středních energií s látkami o malém atomovém čísle (voda, tkáň aj.). Má-li foton γ větší energii než 1,02 MeV, může být zcela pohlcen v elektrickém poli atomového jádra, přičemž vzniká dvojice elektron a pozitron (elektron-pozitronový pár). Obr. 1.4 - Schematické znázornění procesů interakce záření gama a rentgenového záření s prostředím. Podstatně kratší dosah elektronů ve tkáni ve srovnání s dosahem záření rentgenového a γ je demonstrován na obr. 1.5. Svazek elektronů s energií 11 MeV je výrazně více zeslabován ve tkáni než svazek rentgenového záření s relativně nízkou energií; z toho vyplývá, že i absorbovaná dávka způsobená elektrony je ve velké hloubce podstatně menší než dávka rentgenového záření.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 15 Obr. 1.5 Zeslabení svazku elektronů a svazku rentgenového záření při průchodu tkání. Při interakci neutronů (náležejících rovněž do kategorie nepřímo ionizujícího záření) s prostředím dochází nejčastěji k pružnému rozptylu a záchytu neutronu (radiačnímu záchytu). Při pružném rozptylu dochází ke změně směru neutronu a přechodu části kinetické energie neutronu na atomové jádro. Neutron se vychýlí ze směru pohybu v poli jaderných sil atomového jádra a zpomalí se. Při radiačním záchytu je neutron absorbován jádrem tím se vytvoří složené jádro ve vzbuzeném stavu, které vyzáří excitační energii ve formě fotonu γ; neutron zůstává trvale součástí jádra. Nově vzniklý nuklid je velmi často radioaktivní. Další možné interakce neutronů s hmotným prostředím jsou nepružný rozptyl a štěpení jader. 1.4 Veličiny a jednotky v oblasti ionizujícího záření 1.4.1 Veličiny a jednotky charakterizující zdroje záření U radionuklidových zdrojů se množství radioaktivní látky charakterizuje aktivitou A; touto veličinou se rozumí poměr dn/dt, kde dn je střední počet samovolných jaderných přeměn z daného energetického stavu v určitém množství radioaktivní látky, k nimž dojde za časový interval dt (N označuje počet radioaktivních atomů, t označuje čas, d znamená nekonečně malý přírůstek uvažované veličiny). Jednodušeji můžeme říci, že aktivita radioaktivní látky je počet radioaktivních přeměn v této látce vztažený na jednotku času. Aktivita A radionuklidu klesá exponenciálně s časem t podle vztahu A = A 0 exp(-λt), kde A 0 je aktivita radionuklidu v čase t = 0 a λ přeměnová konstanta. Platí λ = ln2/t 1/2, kde T 1/2 je fyzikální poločas radionuklidu. Jednotkou aktivity je 1 s -1, pro níž se používá název becquerel (Bq). Násobnými jednotkami jsou např. 1 kbq, 1 MBq, 1

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 16 GBq. Vztáhneme-li aktivitu na jednotkovou hmotnost zářiče, dostaneme měrnou aktivitu (jednotka Bq.kg -1 ). U plošných zdrojů se uvažuje plošná aktivita (jednotka Bq.m -2 ), u objemových zdrojů objemová aktivita (Bq.m -3 ). Uvedené veličiny nelze použít u jiných než radionuklidových zdrojů, např. u rentgenek, urychlovačů aj.. Je třeba veličiny emise zdroje definované jako podíl počtu částic dn t emitovaných ze zdroje v časovém intervalu dt a tohoto časového intervalu; jednotkou je s -1. Pokud zdroj neemituje záření izotropně, jak je tomu např. u urychlovačů (úzký svazek záření) nebo někdy u radionuklidových zdrojů v podobě pevných zářičů různého tvaru, použije se veličina úhlová emise zdroje, tj. emise zdroje vztažená na jednotkový prostorový úhel; jednotkou je s -1 sr -1. Dále se zdroje ionizujícího záření charakterizují druhem a energií emitovaného záření. U radionuklidových zdrojů zářičů β se spojitým spektrem se udává maximální a střední energie částic β. U zářičů α a γ s čárovým spektrem je důležité znát zastoupení částic nebo fotonů záření s určitou energií na celkovém počtu emitovaných částic nebo fotonů; zastoupení se vyjadřuje zpravidla v procentech. 1.4.2 Veličiny charakterizující pole záření Kolem zdrojů ionizujícího záření existuje určité pole záření, jež se charakterizuje fluencí částic nebo fotonů (hustotou prošlých částic nebo fotonů) Φ danou poměrem dn/da, kde dn je počet částic nebo fotonů, jež vstoupily do koule s plošným obsahem da hlavního řezu (obr. 1.6). Často se používá další veličiny, kterou je příkon fluence částic nebo fotonů (hustota toku částic nebo fotonů) ϕ; je dán poměrem dφ/dt, tj. přírůstkem fluence za časový interval dt. Jednotkou příkonu fluence je m -2 s -1. Ve speciálním případě širokého rovnoběžného homogenního svazku částic nebo fotonů udává tato veličina počet částic nebo fotonů, jež projdou plochou 1 m 2 (umístěnou kolmo na jejich směr) za 1 s. a) b) Obr. 1.6 - K definici fluence (hustoty prošlých částic); a částice přicházející ze všech směrů, čárkovaně je vyznačen hlavní řez koule o ploše da; b - je znázorněn rovnoběžný svazek částic a plocha 1 cm 2 umístěná kolmo na směr jejich šíření. Obdobně se definují veličiny fluence energie (hustota prošlé energie), jejíž jednotkou je J.m -2 a příkon fluence energie (hustota toku energie), jejíž jednotkou je W.m -2.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 17 1.4.3 Veličiny popisující interakci ionizujícího záření s látkou Zeslabení svazku záření γ nebo rentgenového záření se vyjadřuje pomocí lineárního součinitele zeslabení µ (obr. 1.7) vztahem ϕ = ϕ 0 exp(-µd), kde ϕ 0 je příkon fluence fotonů před zeslabením a ϕ příkon fluence po průchodu vrstvou materiálu o tloušťce d. Jednotkou lineárního součinitele zeslabení je m -1 ; častěji se používá cm -1. Vedle lineárního součinitele zeslabení se používá též hmotnostní součinitel zeslabení µ m = µ/ρ, kde ρ je hustota materiálu. Jelikož jednotkou hmotnostního součinitele zeslabení je m 2 kg -1, do vztahu vyjadřujícího zeslabení svazku dosazujeme tloušťku d v kg m -2, častější vyjádření je v cm 2 g -1 a g.cm -2. Obr. 1.7 Energetická závislost lineárního součinitele zeslabení µ a lineárního součinitele absorpce energie µ E záření γ a rentgenového záření. Zeslabení svazku záření je způsobeno jednak jeho absorpcí v prostředí fotoefektem, jednak Comptonovým rozptylem (obr. 1.8); někdy se termín zeslabení (angl. attenuation) nesprávně nahrazuje termínem absorpce.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 18 Obr. 1.8 - Zeslabení svazku fotonů záření γ nebo rentgenového záření je způsobeno absorpcí a rozptylem fotonů v prostředí. Výše uvedený vztah pro příkon fluence fotonů platí jen pro tzv. úzký svazek, který obsahuje pouze primární nerozptýlené fotony. Zeslabení tzv. širokého svazku, v němž jsou fotony jak primární, tak i rozptýlené, je menší než v případě úzkého svazku (obr. 1.9). Obr. 1.9 - Příkon fluence fotonů záření gama prošlých absorbátorem v závislosti na jeho tloušťce. Zeslabení širokého svazku je menší než úzkého svazku. V dozimetrii se používá též hmotnostní součinitel absorpce energie µ Em, pomocí kterého se vyjadřuje vztah mezi fluencí energie ψ a dávkou D v dané látce D = µ Em ψ. Tento vztah platí jen pro monoenergetické záření. Lineární přenos energie (LPE, zkratka angl. termínu je LET) pro nabité částice je definován vztahem L = (de/dx), kde de je ztráta energie nabité částice v důsledku srážek s elektrony při jejím průchodu vzdáleností dx v látce a přenosem energie menším než je určitá omezující hodnota. Jednotkou lineárního přenosu energie LPE je 1 J.m -1, často se užívá jednotka 1 kev.µm -1. Vysokým LPE se vyznačují částice α, protony aj., nízký LPE mají elektrony, záření γ a X (obr. 1.3). Záření s vysokým LPE se někdy označuje jako hustě ionizující záření, záření s nízkým LPE jako řídce ionizující záření.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 19 1.4.4 Veličiny dozimetrie ionizujícího záření Důležitou veličinou je absorbovaná dávka D, jež je definována jako poměr střední energie dε sdělené v objemovém elementu dávky o hmotnosti dm a hmotnosti tohoto elementu (obr. 1.10). Jednotkou absorbované dávky je joule na kilogram, pro který byl zaveden název gray (Gy). Krátce lze říci, že absorbovaná dávka je energie ionizujícího záření absorbovaná v jednotce hmotnosti ozařované látky v určitém místě. Pro sdělenou energii platí vztah ε = Σ ε in - Σ ε ex + Σ Q, kde první člen na pravé straně rovnice je součet energií všech přímo a nepřímo ionizujících částic, které do daného objemu vstoupily; druhý člen je součet energií všech částic, které objem opustily; poslední člen představuje součet všech změn (úbytků s kladným a přírůstků se záporným znaménkem) klidových energií jader a elementárních částic při jakýchkoliv jaderných přeměnách, k nimž uvnitř daného objemu došlo. Obr. 1.10 K definici absorbované dávky Dávkový příkon je poměr přírůstku dávky dd za čas dt. Jednotkou je Gy.s -1, často se dávkový příkon vyjadřuje v mgy.h -1 nebo v µgy.h -1. Kerma K je definována poměrem de k /dm, kde de k je součet počátečních kinetických energií všech nabitých částic uvolněných nenabitými ionizujícími částicemi v určitém objemu látky o hmotnosti dm. Jednotkou kermy je, stejně jako jednotkou absorbované dávky, 1 Gy. Kerma se používá jen v souvislosti s nepřímo ionizujícím zářením (záření gama, neutrony). Za podmínky rovnováhy nabitých sekundárních částic se kerma rovná absorbované dávce. Pojem rovnováhy nabitých částic je zřejmý z obr. 1.11. Dávka v uvažovaném objemu charakterizuje celkovou energii absorbovanou při ozáření tohoto objemu rovná se součtu dílčích příspěvků E D označených na obr. 1.1 tečkovaně. Kerma charakterizuje energii sdělenou nepřímo ionizujícím zářením při první srážce nabitým částicím (elektronům, protonům) na obr. 1.11 je tato energie de k označena šipkou. Rovnováha nabitých částic existuje v případě, že energie odnesená nabitými částicemi mimo uvažovaný objem (část energie de k ) se rovná energii přenesené do tohoto objemu nabitými částicemi, jež do

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 20 něho vznikly z jeho okolí (na obr. 1.11 jsou tyto částice označeny číslicemi 1 a 2). Pro fotonové záření je podmínka rovnováhy nabitých částic (v tomto případě elektronů) se používá spíše pojmu elektronová rovnováha) splněna, je-li energie záření nižší než 3 MeV. V takovém případě lze veličinu kerma nahradit dávkou. Kermový příkon K je přírůstek kermy dk za časový interval dt, tj. K = dk/dt. Jednotkou kermového příkonu je Gy.s -1. Kermová vydatnost V k je dána součinem l 2. K, kde K je kermový příkon ve vzduchu vyvolaný fotony ve vzdálenosti l od středu radionuklidového zdroje těchto fotonů. Obr. 1.11 K definici veličiny kerma. Kermová konstanta Γ je podíl kermové vydatnosti V k a aktivity A tohoto radionuklidu. Jednotkou kermové konstanty gama je Gy.m 2.Bq -1.s -1 ; v praxi se často užívá jednotka mgy.m 2.Bq -1.s -1. Vedle záření γ se do uvedené konstanty zahrnuje též charakteristické rentgenové záření, anihilační záření z přeměn s emisí pozitronů a vnitřní brzdné záření. Uvažuje se jen fotonové záření s energií vyšší než určitý limit (zpravidla 20 kev, někdy však i 10 kev nebo 30 kev), protože záření s energií nižší než tento limit se výrazně absorbuje již v samotném zdroji a v jeho obalu. V tabulkách kermových konstant gama musí být zmíněný energetický limit uveden. Uvažujeme-li radionuklidové zdroje fotonového záření, je možné místo kermové konstanty γ používat dávkové konstanty γ. Expozice X, definovaná výhradně jen pro vzduch, je dána poměrem dq/dm, kde dq je absolutní hodnota celkového elektrického náboje iontů jednoho znaménka vzniklých ve vzduchu při úplném zabrzdění všech elektronů a pozitronů, které byly uvolněny fotony v objemovém elementu vzduchu o hmotnosti dm. Jednotkou je coulomb na kilogram (C.kg -1 ). Dřívější jednotkou expozice byl 1 R = 0,258 mc.kg -1. Expoziční příkon X je přírůstek expozice dx za časový interval dt; jednotkou expozičního příkonu je C.kg -1 s -1. Veličina expozice se dnes v dozimetrické praxi určena jen pro etalonáž ionizujícího záření místo ní se doporučuje používat kermu (dávku) ve vzduchu nebo ve tkáni.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 21 Měrná sdělená energie je veličinou používanou v mikrodozimetrii. Pro její vysvětlení je třeba připomenout, že proces předávání energie ionizujícího záření látce má nespojitý charakter energie se předává v kvantech o velikosti několika málo ev až desítek ev. Absorbovanou dávku nelze použít, je-li objemový element o hmotnosti dm tak malý, že energie v něm předávaná je srovnatelná s energií předávanou v jednotlivém ději interakce záření s prostředím (obr. 1.10). Např. při srážce rychle letícího elektronu s elektronem prostředí se předává energie 20 30 ev v oblasti, kterou lze aproximovat koulí o poloměru 1,5 nm. Formálně to odpovídá absorbované dávce 2.10 5 Gy, tedy hodnotě velmi vysoké, která nemá reálný význam. Z uvedeného důvodu byla zavedena veličina měrná energie z definovaná jako poměr sdělené energie ε - v elementu o hmotnosti m a hmotnosti tohoto elementu z = ε/m. Blíži-li se m k nule, je v limitě střední měrná energie z rovna absorbované dávce D. 1.4.5 Veličiny používané v radiační ochraně Ekvivalentní dávka H T je součin radiačního váhového faktoru w R a střední absorbované dávky D TR v orgánu nebo tkáni T pro ionizující záření typu R, tj. H T = w R.D TR. Hodnota radiačního váhového faktoru w R je pro fotony a elektrony 1, pro neutrony 5 až 20 v závislosti na jejich energii, pro protony 5, pro částice alfa, těžká jádra a štěpné fragmenty 20. Dávkový ekvivalent H je součin jakostního činitele Q a absorbované dávky D v uvažovaném bodě tkáně H = Q. D. Jakostní faktor vyjadřuje rozdílnou biologickou účinnost různých druhů záření; jeho hodnota je 1 pro záření s lineárním přenosem energie menším než 10 kev/µm. Jednotkou je opět J.kg -1. Aby se tato jednotka odlišila od jednotky dávky, používá se pro ně speciální název sievert (Sv). Osobní dávkový ekvivalent H p (d) je dávkový ekvivalent v daném bodě pod povrchem těla v měkké tkáni v hloubce d. Pro nepronikavé záření (elektrony) se uvažuje d = 0,07 mm, pro ozáření oka 3 mm; pro záření pronikavé je d = 10 mm. Osobní dávkový ekvivalent je základem pro stanovení radiační zátěže pracovníků se zářením. Efektivní dávka E se stanoví ze vztahu E = Σ w T H T jako součet součinů ekvivalentních dávek H T v jednotlivých orgánech a tkáních a příslušných tkáňových váhových faktorů w T, jež vyjadřují rozdílnou radiosenzitivitu orgánů a tkání z hlediska pravděpodobnosti vzniku stochastických účinků (zhoubných nádorů a genetických změn). Tkáňový váhový faktor má následující hodnoty: 0,20 pro gonády, 0,12 pro střevo, plíce, červenou kostní dřeň a žaludek, 0,05 pro močový měchýř, prs, játra, jícen, štítnou žlázu a ostatní orgány, 0,01 pro povrchy kostí a kůži. Vyšší hodnota w T znamená vyšší radiosenzitivitu z hlediska stochastických účinků. Součet všech váhových faktorů příslušných jednotlivým orgánům a tkáním je roven 1,0. Jinými slovy, tkáňové váhové faktory vyjadřují podíl jednotlivých orgánů a tkání na celkovém riziku stochastických poškození při celotělovém ozáření. Zásadní výhodou efektivní dávky je možnost vyjádřit při nerovnoměrném ozáření - radiační zátěž těla jediným číslem; značně nerovnoměrné ozáření těla pacienta je typické pro všechna lékařská vyšetření pomocí ionizujícího záření i pro expozici profesionální.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 22 1.5 Detektory a dozimetry ionizujícího záření V řadě aplikací jsou požadovány dozimetry, jejichž odezva je přímo úměrná dozimetrické veličině, kterou je třeba měřit (dávce, dávkovému ekvivalentu, fluenci apod.), a to pokud možno nezávisle na energii měřeného ionizujícího záření, případně na jeho druhu. V jiných aplikacích se naopak požaduje, aby odezva dozimetru závisela nejen na druhu ionizujícího záření, ale i na jeho energii. Detektory na ionizačním principu. Jde o různé typy ionizačních komor (o objemu od 0,1 cm 3 až po desítky dm 3 s rozdílnou plynovou náplní dutiny a tlakem). Podle konstrukce mohou ionizační komory měřit dávkový příkon záření γ a X v širokém rozsahu od 10-9 do 10-2 Gy.s -1. Ionizační komory s planparalelními elektrodami slouží k dozimetrii elektronových svazků z lineárního urychlovače. Vhodnou skladbou náplně a stěny komory lze vytvořit systém schopný detekovat odděleně různé druhy záření. Např. pro směsná pole neutronů a záření se používá dvojice komor, z nichž jedna má stěny i náplň dutiny tkáni ekvivalentní (použitá látka simuluje biologickou tkáň z hlediska interakcí IZ), druhá je kombinací grafit (stěny) + CO 2 (náplň), či Mg + Ar, Al + Ar apod. Obě komory mají velmi podobnou citlivost k záření γ, zatímco tkáni ekvivalentní komora má výrazně vyšší citlivost k detekci neutronů. Současným měřením oběma komorami lze pak obě složky pole od sebe odděleně stanovit. K detektorům na ionizačním principu náleží Geiger-Müllerovy (GM) detektory a proporcionální detektory. GM počítače jsou součástí přístrojů pro měření kontaminace povrchů radioaktivními látkami a měřičů dávkového příkonu záření gama. Vhodnou volbou filtrů a materiálů, z nichž jsou elektrody GM dozimetrů, lze dosáhnout energetické nezávislosti odezvy na měřené veličině. Naopak proporcionální detektory mají odezvu závislou na energii ionizujícího záření sdělené v citlivém objemu detektoru a lze jich využít ke spektrometrickým měřením (nejen měkkého X a γ záření, nýbrž pro vhodnou náplň např. bohatou na vodík i ke spektrometrii neutronů do energií desítky kev. Velkoplošné proporcionální detektory plněné xenonem a opatřené tenkým titanovým okénkem se používají v měřičích kontaminace povrchů, jež jsou schopné registrovat záření gama nebo rentgenové záření s energií od 25 kev. Na excitačním principu jsou založeny scintilační detektory, jež sestávají ze scintilátoru připojeného k fotonásobiči. Scintilační detektory s anorganickými scintilátory se vyznačují vysokou citlivostí pro detekci záření γ a rentgenového záření. Toto nepřímo ionizující záření produkuje ve scintilátoru sekundární částice elektrony, jež excitují atomy scintilátoru. Světelné fotony vzniklé deexcitací atomů dopadají na fotokatodu fotonásobiče a jsou postupně převedeny na elektrický impuls. Výška impulsu na výstupu fotonásobiče je úměrná energii záření γ nebo X, jež se absorbovala ve scintilátoru. K detekci záření beta se používá scintilačního detektoru s organickými scintilátory (stilben, antracen aj.). Termoluminiscenční dozimetry (TLD) ionizujícího záření jsou založeny na změnách v pevné fázi. Ozáření tohoto typu dozimetru vede k absorpci energie, jež se při jeho zahřátí na určitou vhodnou teplotu uvolní v podobě viditelného světla registrovaného fotonásobičem. Odezva dozimetru (množství světelných fotonů) je úměrná dávce záření, kterou dozimetr obdržel. Nejčastěji používanými TL látkami jsou LiF, Al 2 O 3 a CaSO 4. Aby TLD mohly vyhodnocovat dávku záření, musí být vhodným způsobem ocejchovány např. pomocí dozimetru založeného na ionizačním principu. Výhodou TLD jsou malé rozměry a možnost měřit dávky v širokém rozsahu od dávek na úrovni přírodního pozadí až dávkám používaným v radioterapii.

KLINICKÁ RADIOBIOLOGIE 23 Fotoluminiscenční dozimetry jsou založeny na obdobném principu jako TLD s tím rozdílem, že energie ionizujícího záření předaná dozimetru se neuvolňuje zahřátím, ale osvícením světlem o specifické vlnové délce. Nejčastěji používanou látkou pro tento účel je fosfátové sklo dopované stříbrem. U dozimetrů se požaduje, aby jejich odezva byla energeticky nezávislá resp. aby energetická závislost byla malá. Dosahuje se to kombinací jak různých typů detektorů, tak i vhodnou kombinací filtrů u jednoho detektoru. 1.6 Expozice člověka ze zdrojů záření Radiační zátěž člověka z přírodních zdrojů je souhrnně uvedena v tab. 1.1. Je zřejmé, že se na ní podílí nejvíce radon a jeho dceřiné produkty. Celková roční efektivní dávka z přírodních zdrojů ionizujícího záření je v průměru na celém světě 2,4 msv. Do radiační zátěže z umělých zdrojů se zahrnují dávky z radiodiagnostických vyšetření, postupů v nukleární medicíně a léčby pomocí zdrojů ionizujícího záření. Z poměrně častých diagnostických vyšetření (přibližně jedno vyšetření jednoho obyvatele za rok) byla průměrná roční efektivní dávka v r. 1995 0,72 msv. Průměrná roční efektivní dávka obyvatele ČR byla 0,09 msv, tedy na úrovni přibližně jen 13 % radiační zátěže z radiodiagnostiky. Radiační zátěž obyvatelstva ČR zatím hodnocena nebyla; ve světě byla průměrná dávka na obyvatele z radioterapie 0,3 msv za rok. Počet pracovníků vystavených profesionálnímu ozáření v České republice v r. 1998 byl asi 20 tisíc (z toho 49 % v lékařství). Průměrná efektivní dávka jednoho pracovníka byla 0,93 msv. V ČR je přešetřováno 25 50 ozáření pracovníků s efektivními dávkami vyššími než 15 msv (tedy na úrovni necelé třetiny ročního limitu efektivní dávky 50 msv); převážně se jednalo o případy ve zdravotnictví. Tab. 1.1. Příspěvky jednotlivých přírodních zdrojů ionizujícího záření k radiační zátěž člověka (podle Klenera a spol). složka ozáření externí ozáření: - kosmické záření - terestrální interní ozáření (bez radonu): - kosmogenní radionuklidy - terestrální radionuklidy radon: - inhalace - ingesce (podzemní voda) roční efektivní dávka [msv] průměrná světová populace oblasti s extrémními hodnotami 0,38 0,46 0,01 0,23 1,2 0,005 >10,0 0,1 thoron 0,07 0,01 celkem 2,4 2,0 4,3 0,01 0,6