Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор литературы 22
1.1 Пути поступления и биокинетика радионуклидов в организме 22
1.1.1 Ингаляционный путь поступления 23
1.1.2 Пероральный путь поступления 27
1.1.3 Перкутанный путь поступления 28
1.2 Методы контроля внутреннего облучения профессионалов 31
1.3 Решение задач переноса излучения в радиационной медицине
1.3.1 Способы описания анатомии человека в задачах переноса ионизирующего излучения 35
1.3.2 Математическое описание процесса переноса ионизирующего излучения 38
1.3.3 Методы, алгоритмы и программное обеспечение для расчета переноса ионизирующего излучения 41
2. Метод персонального мониторинга внутреннего облучения 49
2.1 Программное обеспечение (EDIPE, автоматизирующие приме нение метода Монте-Карло в геометрии воксельного фантома 51
2.1.1 Сегментирование томографических изображений 52
2.1.2 Задание информации об источнике и детекторе 58
2.1.3 Запись файла исходных данных 58
2.1.4 Дополнительные модули 60
2.1.5 Перспективы дальнейшего развития программы 60
2.2 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в ГНЦ-ИБФ 61
2.2.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы 61
2.2.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных 64
2.2.3 Лабораторный комплекс для работ с радиоактивными веществами в открытом виде 64
2.3 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в исследовательских учреждениях Франции 67
2.3.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы 67
2.3.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных 68
3. Экспериментальная апробация метода персонально го мониторинга внутреннего облучения 72
3.1 Эксперименты с пластиковым фантомом Ливерморской нацио нальной лаборатории (США) 72
3.1.1 Эксперименты с распределенным источником 241Ат. Роль объединения соседних вокселов в прямоугольные параллелепипеды 72
3.1.2 Эксперименты с МОХ-подобной смесью 77
3.1.3 Эксперименты с точечными источниками 241Ат 80
3.2 Эксперименты с произвольными образцами биологических тканей 82
3.3 Квази-прижизненные эксперименты на крупных животных (свиньях) 84
3.3.1 Планирование экспериментов 84
3.3.2 Проведение экспериментальных работ 87
3.3.3 Результаты 92
3.4 Радиобиологический эксперимент на нечеловеческих приматах (бабуин) 97
3.4.1 Планирование эксперимента 97
3.4.2 Материалы и методы радиобиологического эксперимента 99
3.4.3 Результаты радиобиологического эксперимента 101
3.4.4 Материалы и методы вычислительного эксперимента 101
3.4.5 Результаты вычислительного эксперимента 105
4. Исследование влияния особенностей анатомическо го строения человека, распределения инкорпориро ванных радионуклидов, а также математической мо дели анатомии человека на оценку доз внутреннего облучения 111
4.1 Сравнительная калибровка пластиковых фантомов, применяемых в радиационной медицине и гигиене 111
4.2 Исследование влияния локализации инкорпорированного радионуклида на показания СИЧ 117
4.2.1 Вычислительный эксперимент с локализацией источника в легких вблизи их границы раздела с мягкими тканями 118
4.2.2 Вычислительный эксперимент с точечными источниками в легких 120
4.3 Создание библиотеки воксельных фантомов для измерения содержания актиноидов в легких с помощью программы (EDIPE. Улучшение метрологических качеств Ливерморского фантома 121
4.4 Оценка дозы излучения 99тТс на внутренние органы от сеанса медицинской радиоскопии печени и селезенки 126
5. Определение содержания инкорпорированных ради онуклидов, а также доз внутреннего облучения с применением метода Монте-Карло 132
5.1 Способ обследования пациентов с помощью спектрометров излучения человека с индивидуальной расчетной интерпретацией показаний приборов 132
5.2 Обследование работников российских предприятий атомной промышленности 136
5.2.1 Материалы и методы 136
5.2.2 Результаты 138
5.3 Экспертиза раневого радиоактивного загрязнения: определение внутреннего содержания и расположения радионуклида, а так же расчет распределения доз в тканях, прилегающих к ране, у работника электроэнергетики Франции 147
5.3.1 Определение активности источника 147
5.3.2 Расчет пространственного распределения доз внутреннего облучения 148
6 Общие выводы к диссертации 153
6.1 Приложение 1. Основные термины и понятия 156
6.2 Приложение 2. Программное обеспечение (EDIPE: руководство пользователя 161
6.2.1 Структура программного комплекса 161
6.2.2 Модули меню «Фантом» 163
6.2.2.1 Растровое сегментирование 163
6.2.2.2 Векторное сегментирование 164
6.2.2.3 Определение материала сегментированных областей 168
6.2.3 Модули меню «Источник» 168
6.2.3.1 Точечный источник 169
6.2.3.2 Распределенный источник 169
6.2.4 Модули меню «Входной файл» 169
6.2.4.1 Выбор функционала поля излучения 169
6.2.4.2 Выбор детектора и позиционирование детектора относительно пациента 172
6.2.4.3 Запись файла исходных данных 174
6.2.5 Модули меню «Выходной файл» 177
6.2.6 Вспомогательные модули 177
6.2.6.1 База данных радионуклидов 177
6.2.6.2 База данных веществ (материалов) 179
6.2.6.3 База данных детекторов 179
Список литературы 182
- Методы контроля внутреннего облучения профессионалов
- Методы, алгоритмы и программное обеспечение для расчета переноса ионизирующего излучения
- Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в исследовательских учреждениях Франции
- Исследование влияния локализации инкорпорированного радионуклида на показания СИЧ
Введение к работе
Актуальность проблемы
Совершенствование ядерных технологий, переход к использованию ядерно-промышленных установок нового поколения, включая быстрые и термоядерные реакторы, а также новых типов ядерного топлива, включая МОХ-топливо, разработка новых методов лечения онкологических заболеваний приводят к ужесточению требований к радиационной безопасности промышленного персонала, населения и окружающей среды. Решение ряда проблем в атомной технике, радиационной медицине и экологии, а также в промышленной гигиене невозможно без использования быстродействующей вычислительной техники, также без применения современных методов вычислительной математики и математической физики [177, 178, 179, 180, 181, 182, 183, 184, 185, 186, 187, 188, 189].
Среди подобных задач особое значение имеет индивидуализация контроля облучения человека: расчетным путем может быть получена информация о распределении доз по органам и тканям применительно к специфическим условиям облучения индивидуального пациента. Помимо контроля внешнего облучения человека при планировании лучевой терапии [185, 189], расчет персонифицированных дозовых нагрузок необходим и в случае внутреннего облучения персонала ядерных производств, работающего с различными радионуклидами, включая трансурановые (такими, как 232Th, 234Th, 234U,
10 235U, 236U, 238U, 238Pu, 239Pu, 241Am и др.) [124, 131, 168, 96].
Возникновение и интенсивное развитие атомной промышленности и энергетики привели к широкому внедрению трансурановых радионуклидов в различные сферы человеческой деятельности. Мировая ядерная энергетика, основанная на уран-плутониевом цикле, подошла к весьма важному и ответственному рубежу своего развития — необходимости масштабного обращения с такими нуклидами [5, 6, 8, 26, 27, 28, 41]. Период их полураспада, во много раз меньший времени существования Земли [15, 50, 161], обусловил отсутствие этих изотопов в естественном состоянии и, как следствие, отсутствие адаптации к ним живых организмов [50, 161, 28]. Будучи материалом, созданным человеком искусственно с военной целью, плутоний обладает высокой радиотоксичностыо и ставит перед обществом и наукой ряд принципиальных проблем, главной из которых является предотвращение возможных негативных последствий контакта с актиноидами персонала, населения и окружающей среды [5, 6, 8, 26, 27, 28, 41]. Как показывают публикации последних лет, среди персонала ПО «Маяк» у работников плутониевых производств, т. е. таких производств, работа в которых связана с поступлением радионуклидов внутрь, наблюдается повышенный риск возникновения злокачественных новообразований в области высоких доз излучения [33].
Опасность контакта человека с новым искусственным патогенным фактором потребовала разработки научно обоснованной системы мер радиационной безопасности. В указанную систему, опирающуюся на данные радиобиологии и токсикологии трансурановых радионуклидов, вошли лечебные средства, ускоряющие выведение из организма актиноидов, методы контроля их содержания в среде обитания и в организме. Такие методы, нрименя-
емые на предприятиях атомной промышленности, включают динамическую оценку концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений, пище и воде [106, 19, 114, 118, 69] измерение содержания радионуклидов в суточных пробах выделений [5, 6, 8, 24, 25, 27, 40, 41, 52] а также спектрометрию излучения человека (СИЧ) и отдельных его органов и тканей (легкие, печень, костный скелет, щитовидная железа и др.) [19, 114, 118, 86, 146].
Спектрометры излучения человека, которые регистрируют 7-излучение, испускаемое инкорпорированными радионуклидами, обеспечивают возможность проведения прижизненных измерений текущего содержания радионуклидов в организме, что является важным для принятия решений о лечении пострадавшего. Спектрометры излучения человека отличаются высокой эффективностью регистрации 7-излучения в широком энергетическом диапазоне и высокой разрешающей способностью по поглощенной энергии. Однако, спектрометры излучения человека требуют калибровки, то есть определения содержания радионуклидов в органах человека по интенсивности счета импульсов в спектрометрических каналах детектора. Наиболее биологически значимые в атомной промышленности и энергетике после запрещения открытых испытаний ядерного оружия радионуклиды (в частности, 239Ри и 241Ат), являются низкоэнергетическими 7-излучателями с энергиями квантов 13-60 кэВ, что вызывает трудности при определении коэффициентов пересчета числа импульсов в активность радионуклида из-за интенсивного поглощения излучения в теле человека, Пластиковые манекены (фантомы) стандартного человека, которые применяются для калибровки СИЧ, не учитывают особенности индивидуального строения тела человека, размеры и расположение органов, их вес, объем, форму и т. п., что являет-
12 ся источником дополнительной погрешности в измерениях, которая может достигать сотен процентов. Тем не менее, такая задача может быть решена расчетным путем, при этом геометрию переноса ионизирующего излучения (распространения и взаимодействия с веществом, включая биологические субстраты) следует описывать в виде совокупности вокселов — прямоугольных параллелепипедов малых размеров, имеющих плотность и химический состав, который соответствует определенным органам и тканям человека [124, 131, 168, 96]).
Цель исследования
Исследование дает решение важной народнохозяйственной проблемы мониторинга доз внутреннего облучения персонала предприятий атомной энергетики и промышленности, для чего соискатель создал расчетно-измери-тельный комплекс для персонального радиометрического мониторинга пациентов с инкорпорированными радионуклидами.
Основные задачи
Обзор литературы по проблеме мониторинга внутреннего облучения, путям поступления, биокинетике и методам контроля содержания инкорпорированных радионуклидов, а также методам решения уравнения переноса ионизирующего излучения и способам задания анатомического строения человека для таких расчетов.
Разработка комплексного экспериментально-расчетного метода мониторинга доз внутреннего облучения с использованием спектрометров излучения человека, показания которых интерпретируют с помощью рас-
13 четов методом Монте-Карло в геометрии воксельного фантома, а также программного комплекса (EDIPE, создающего по данным томографического обследования воксельные фантомы пациентов с целью расчета переноса излучения методом Монте-Карло по программам MCNP и MCNPX.
Экспериментальная апробация методов, алгоритмов и программного комплекса, использующего спектрометрию излучения человека и расчеты переноса излучения в геометрии индивидуального воксельного фантома для мониторинга доз внутреннего облучения в опытах с пластиковыми манекенами (фантомами) тела человека, образцами биологических субстратов, а также с лабораторными животными (свиньи, обезьяны).
Исследование в вычислительных экспериментах влияния особенностей анатомического строения пациента, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также типа физического (пластикового) или математического фантома, применяемого для интерпретации показаний спектрометров излучения человека, на оценку доз внутреннего облучения.
Разработка способа обследования пациентов с помощью спектрометров излучения человека с индивидуальной расчетной интерпретацией показаний приборов и обследование работников атомной промышленности с инкорпорированными радионуклидами этим способом.
Методы исследования
Работа посвящена разработке подхода к оценке доз внутреннего облучения с учетом особенностей анатомического строения пациентов. Для этого
14 применяются как экспериментальные (обследование пациентов на спектрометрах излучения человека и медицинских томографах), так и расчетно-тео-ретические методы (моделирование методом Монте-Карло переноса ионизирующего излучения в геометрии воксельного фантома для индивидуальной калибровки измерений на спектрометрах излучения человека).
Научная новизна
Создана новая технология обследования, позволяющая с высокой точностью определить содержание инкорпорированных радионуклидов и дозовые нагрузки на отдельные органы с учетом особенностей анатомического строения пациента.
Воксельные фантомы, создаваемые на основе результатов томографического обследования пациентов, впервые использованы в расчетах переноса излучения методом Монте-Карло с целью оценки содержания инкорпорированных радионуклидов на основании показаний спектрометров излучения человека, а также определения пространственного распределения доз внутреннего облучения.
По предложенному соискателем методу поставлены эксперименты на животных в которых было обеспечено отсутствие внешнего радиоактивного загрязнения при известном содержании радионуклида в легких.
Впервые осуществлено обследование работников атомной промышленности России и Франции на спектрометрах излучения человека, показания которых интерпретировали с помощью расчетов методом Монте-Карло в геометрии индивидуального воксельного фантома, что позво-
15 лило в несколько раз повысить точность измерений содержания инкорпорированных радионуклидов.
Практическая значимость
Создан комплексный расчетно-экспериментальный метод в дозиметрии внутреннего обучения, позволяющий учитывать индивидуальные особенности строения тела пациента при обследовании на спектрометрах излучения человека, что позволяет уменьшить в несколько раз неопределенность в оценке содержания инкорпорированных радионуклидов.
Разработано программное обеспечение, автоматизирующее расчет переноса излучения методом Монте-Карло (программы MCNP и MCNPX) в геометрии индивидуального воксельного фантома, которую реконструируют на основе томографических изображений пациента для задач мониторинга внутреннего облучения человека.
Рассчитаны калибровочные коэффициенты пластиковых фантомов тела человека, которые могут применяться при переходе от фантома к фантому при измерении содержания инкорпорированных актиноидов с помощью спектрометров излучения человека.
Предложен способ обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами (главным образом актиноидами) на спектрометрах излучения человека, при котором влияние особенностей индивидуального анатомического строения пациента учитывают с помощью расчетов методом Монте-Карло в геометрии воксельного фантома.
16 Личный вклад автора
Разработан экспериментально-расчетный метода контроля внутреннего облучения.
Разработаны алгоритмы, а также версия программного комплекса, предназначенного для подготовки воксельных фантомов для расчетов по программам MCNP и MCNPX в задачах дозиметрии внутреннего облучения.
Проведены эксперименты на пластиковых фантомах, образцах биологических тканей, а также на свиньях.
Результаты экспериментов на пластиковых фантомах, образцах биологических тканей, а также на свиньях, обработаны расчетным методом.
Интерпретированы данные вычислительных экспериментов по анализу зависимости оценки доз внутреннего облучения от анатомии пациента, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также строения пластикового фантома, применяющегося для калибровки спектрометров излучения человека.
Разработан способ обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами с помощью спектрометров излучения человека.
Данные обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами с помощью спектрометров излучения человека обработаны расчетным методом.
На защиту выносятся
Комплексный расчетно-экспериментальный метод индивидуальной оценки содержания радионуклидов в организме, а также доз внутреннего облучения, использующий интерпретацию показаний СИЧ с помощью расчетов методом Монте-Карло в геометрии воксельного фантома.
Математические алгоритмы и программный комплекс (EDIPE, который создает по данным томографического обследования воксельные фантомы пациентов с целью расчета переноса излучения методом Монте-Карло по программам MCNP и MCNPX.
Метод подготовки экспериментальных животных к измерению содержания радионуклидов в легких с помощью спектрометров излучения человека, который обеспечивает отсутствие внешнего радиоактивного загрязнения при известном содержании радионуклида в легких.
Калибровочные коэффициенты пластиковых фантомов, которые позволяют переходить от фантома к фантому при интерпретации измерения содержания актиноидов в легких с помощью спектрометров излучения человека.
Способ обследования пациентов с инкорпорированными актиноидами, использующий индивидуальную расчетную калибровку спектрометров излучения человека, что позволяет повысить точность измерений содержания радионуклидов в организме человека в несколько раз.
Апробация работы
Основные результаты диссертации опубликованы в 16 статьях, 23 докладах на российских и международных научных конференциях (см. ссылки [190]-[229]) и более, чем 20 научно-технических отчетах, подготовленных соискателем в ходе работы в исследовательских организациях России (ГНЦ-ИБФ, МИФИ) и Франции (Институт радиационной защиты и ядерной безопасности), в том числе в следующих работах:
Борисов Н. М., Кочетков О. А., Яценко В. Н., Франк Д., де Карлан Л., Цэдиш С. Ц. Современная дозиметрия внутреннего облучения — Атомная энергия, 2004, т. 97, с. 286-292.
Borisov N., Franck D., Laval L., de Carlan L. A new Graphical User Interface for fast construction of computation phantoms and MCNP calculations: Application to calibration of in vivo measurement systems. — Health Physics, 2002, v. 83, p. 272-280.
Borisov N. M., Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled gamma ray-electron-positron transport. — Nuclear Science and Engineering, 2005, v. 150, p. 284-298.
Яценко В. H., Кочетков О. А., Борисов Н. М., Гусев И. А., Власов П. А., Калистратова В. С, Нисимов П. Г., Левочкин Ф. К., Боровков М. В., Столяров В. П., Цэдиш С. Ц., Тюрин И. Н., Франк Д., де Карлан Л. Проверка приложения метода Монте-Карло для спектрометрии излучения человека в эксперименте на крупных животных. — Атомная энергия, 2005, т. 99, с. 63-70.
Franck D., Borissov N., de Carlan L., Pierrat N., Genicot J. L., Etherington G. Application of Monte Carlo calculations to calibration of anthropomorphic phantoms used for activity assessment of actinides in lungs. — Radiation Protection and Dosimetry, 2003, v. 105, p. 403-408.
De Carlan L., Aubineau-Laniece I., Lemosquet A., Borissov N., Jourdain J. R., Jeanbourquin D., le Guen В., Franck D. Application of new imaging and calculation techniques to activity and dose assessment in the case of a 106Ru contaminated wound. — Radiation Protection and Dosimetry, 2003, v. 105, p. 219-223.
Структура и объем диссертации
Диссертация состоит из введения, пяти глав, общих выводов, приложений, списка литературы, а также списка таблиц и рисунков. Общий объем диссертации — 231 страница, 21 таблица и 73 рисунка. Общий список литературы составляет 229 наименований.
В первой главе приведен обзор литературы, посвященной радиобиологическим основам дозиметрии внутреннего облучения. Особое внимание уделено путям поступления радионуклидов в организм профессионалов атомной промышленности, биокинетике радионуклидов в зависимости от химического соединения и агрегатного состояния, а также характеристике физико-химических методов контроля внутреннего облучения, их достоинствам и недостаткам. Сделан вывод о необходимости применения расчетов переноса излучения для интерпретации показаний СИЧ. Охарактеризованы методы расчета переноса излучения и описания анатомии пациента для таких расчетов.
20 Во второй главе изложен комплексный расчетно-экспериментальный метод контроля внутреннего облучения, использующий расчеты переноса излучения методом Монте-Карло в геометрии, соответствующей анатомии обследуемого пациента, описан разработанный в ходе настоящего исследования программный комплекс (EDIPE, автоматизирующий применение метода Монте-Карло для обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами, а также приборы и установки, использованные для такого обследования в настоящей работе.
В третьей главе даны результаты апробации системы контроля внутреннего облучения с интерпретацией результатов, применяющей метод Монте-Карло, в ходе экспериментов с пластиковыми калибровочными фантомами, образцами биологических тканей, а также с лабораторными животными — свиньями и обезьянами. В эксперименте на свиньях свежие трупы животных использовали как фантомы для измерения содержания инкорпорированных актиноидов. Для приближенного к реальности воспроизведения условий обследования реальных пациентов, эксперимент выполнен с сохранением прижизненной морфологии легких прооперированных трупов. Радиобиологический эксперимент на нечеловеческих приматах (низшая обезьяна — бабуин), проведен с целью изучения особенностей распределения актиноидов в легких при вдыхании актиноид-содержащего аэрозоля. В вычислительном эксперименте изучено влияние неравномерного распределения актиноидов в легких бабуина на показания СИЧ.
В четвертой главе приведены результаты расчетов по сравнительной калибровке пластиковых фантомов, применяющихся в радиационной медицине и гигиене, изучено влияние неравномерного распределения радиоактив-
21 ного источника внутри пластикового фантома на калибровку СИЧ, предложен способ улучшения метрологических качеств пластиковых фантомов, а также а также показана критическая роль использования расчетов переноса излучения в реалистичной геометрии для планирования внутреннего облучения пациента при проведении процедур радиодиагностики или радиотерапии.
В пятой главе изложен способ обследования на спектрометрах излучения человека пациентов с инкорпорированными радионуклидами, а также даны результаты обследования работников атомной промышленности России и Франции этим способом (включая оценку дозы внутреннего облучения).
Отдельными приложениями даны список основных терминов и понятий, использованных в работе, а также руководство пользователя программного комплекса (EDIPE.
Методы контроля внутреннего облучения профессионалов
Действующими в нашей стране Нормами радиационной безопасности [43], основанными на рекомендациях МКРЗ [115], установлен предел среднегодовой эффективной дозы для профессионалов, работающих с ионизирующим излучением, равный 20 мЗв для всех типов облучения (что включает дозу как от внешнего, так и внутреннего облучения). Исходя из этого предела, в работе [93] определены значения допустимого содержания радионуклидов, равные где h — дозовый коэффициент, показывающий годовую дозу от инкорпорированного источника с единичной активностью, мЗв год-1 Бк-1. Величина AI20 зависит существенным образом от физико-химической формы радионуклида и характеризует именно текущее содержание радионуклида в организме, а не долю его удержания в нем. Доза от радионуклидов, поступающих внутрь организма работников атомной промышленности, обусловлена, как правило, а-излучением. В то же время, детектирование а-излучения от источников, находящихся внутри тела человека, невозможно из-за чрезвычайно коротких пробегов а-частиц. В связи с этим физические мероприятия, организуемые по охране труда работников, подвергающихся внутреннему облучению, сводятся в основном к следующему: 1. Меры, осуществляемые службами радиационной безопасности на предприятиях: пробоотбор воздуха в рабочих помещения; измерение концентрации радионуклидов в пробах воздуха, (как правило, с помощью а-спектрометров) [45, 106, 44, 55, 19, 28]. 2. Меры, осуществляемые, как правило, медицинскими службами (медсанчастями), прикрепленными к предприятиям: 2.1. Плановый (рутинный) мониторинг внутреннего содержания радионуклидов у профессионалов, работающих с радионуклидами в открытом виде, который проводится через регулярные промежутки времени для выявления случаев повышенного содержания радионуклидов в организме; 2.2. Внеплановое обследование пострадавших на предмет внутреннего содержания радионуклидов в случаях нештатного поступления радионуклидов для оценки содержания инкорпорированного радионуклида и прогноза возможных последствий внутреннего облучения [19, 66, 146]. Мероприятия 1 и 2.1 призваны контролировать уровень внутреннего облучения профессионалов в штатных условиях труда, 2.2. — в нештатных, когда может быть необходимо принятие неотложных медицинских мер (прием препаратов, ускоряющих выведение радионуклидов из организма, в ряде случаев — хирургическое иссечение тканей в месте первичной локализации радионуклида, лаваж легких [132, 138]). по выведению радионуклидов из организма.
Как для планового, так и внепланового обследования профессионалов применяются, главным образом, следующие методы [5, 6, 8, 24, 25, 27, 40, 41, 52, 45, 25, 66]: Косвенный: радиометрия проб естественных выделений человека (главным образом мочи, реже кала); Прямой: спектрометрия излучения человека (в иностранной литературе часто называемая in ш ш-радиометрией, или антропорадиометрией), которая заключается в детектировании 7-излучения, испускаемого инкорпорированными радионуклидами, с помощью детекторов (СИЧ), расположенных над поверхностью тела пациента. си-спектрометрический анализ естественных выделений осуществляется, как правило, в три этапа [104, 74]: 1. Минерализация исходного вещества пробы (в зависимости от вида пробы это может быть выпаривание, прокаливание, озоление); 2. Выделение актиноидов из минерализованной пробы и химическая очистка выделенных актиноидов; 3. Измерение активности выделенного радионуклида с помощью счетчика (спектрометра) а-излучения. Основным достоинством оспектрометрии проб естественных выделений является высокая чувствительность к малому содержанию активности инкорпорированного радионуклида, основным недостатком — трудоемкость радиохимического анализа проб: в среднем требуется трое суток на химическую подготовку проб и столько же времени на набор необходимой статистики импульсов в спектрометре при удельной активности порядка 1 мБк-л-1, в то время как при соответствующем содержании, например, 239Рц в организме необходимо принятие срочных медицинских мер [132, 138]. Кроме того, оценка внутреннего содержания радионуклидов по пробам выделений содержит в себе известную неопределенность ввиду значительной вариабельности биокинетических характеристик радионуклидов от человека к человеку. Спектрометрия излучения человека, напротив, лишена главных недостатков а-спектрометрии, будучи свободной от усреднения биокинетических параметров и обеспечивая возможность экспрессного (длящегося не более 20-30 минут) обследования. Вследствие этого, в отличие от «-спектрометрии, предпочтительной для плановых обследований персонала предприятий атомной промышленности, спектрометрия излучения человека больше приспособлена для обследования работников, пострадавших в результате нештатных ситуаций на производстве [165]. В качестве СИЧ могут использоваться различные типы детекторов (радиометров, спектрометров): портативные и стационарные, одиночные и множественные (например, 7-камеры, а также пиксельные детекторы), использующие различные физические методы детектирования (сцинтилляционные; ионизационные газовые или твердотельные) [22, 29, 1,9].
Однако, как было отмечено во Введении, спектрометрия излучения человека не свободна от неопределенностей, связанных с переносом фотонного излучения внутри тела пациента, который (особенно в случае низкоэнергетического излучения) существенным образом зависит от анатомии обследуемого больного. Для оценки содержания радионуклидов в организме необходима калибровка спектрометров излучения человека, т. е. интерпретация интенсивности счета импульсов в радиометрах в терминах активности инкорпорированного нуклида. Применение с этой целью усредненных (стандартизованных) тканеэквивалентных фантомов тела человека в слу- чае индивидуального расследования инцидентов, приведших к поступлению радионуклидов внутрь, не всегда является оправданным. Данное обстоятельство послужило причиной интереса к использованию индивидуальной калибровки СИЧ с помощью математических расчетов переноса излучения. При этом анатомическое строение индивидуального пациента, определяющее геометрию переноса, может быть описано с помощью прямоугольных параллелепипедов малых размеров (вокселов). Воксельное описание анатомии человека можно создавать на основе томографических изображений данного пациента. Способ задания математического фантома тела человека (т. е. описания его анатомического строения) претерпел значительную эволюцию по мере роста производительности вычислительной техники и развития методов расчета переноса ионизирующего излучения. В 1950-х-начале 1960-х г. г. ограниченные возможности вычислительных машин диктовали необходимость использования примитивных моделей тела человека, состоящих из нескольких простейших геометрических фигур [173] (рис. 3, панель «а»), при этом сами фантомы считались гомогенными; взаимное расположение органов и тканей в них не учитывалось. Хотя подобное представление тела человека являлось адекватным только для ограниченного круга задач, таких, как внешнее облучение высокоэнергетическими фотонами при пространственной однородности плотности потока фотонов, концепция примитивного фанто- ма повлияла на разработку таких дозиметрических величин, как амбиентная доза и соответствующих физических фантомов, использовавшихся как дозиметрические датчики в полевых и производственных условиях. Попытки учета пространственной неоднородности человеческого тела при переносе излучения и формировании дозы в теле предпринимались в то время с использованием теории возмущений [31].
Методы, алгоритмы и программное обеспечение для расчета переноса ионизирующего излучения
В течение длительного времени для расчетов переноса излучения применяются практически только два больших класса методов — детерминистские методы дискретных ординат, предназначенные для решения интегро-диф-ференциальных уравнений Больцмана ((3) и (4)), и стохастические методы Монте-Карло, предназначенные для решения интегральных уравнений Пайерлса ((5) и (6)) [121, 20, 70,17,171, 92, 56,166, 72, 99,181,182,184,186,187]. Основным преимуществом методов дискретных ординат служит возможность одновременного расчета характеристик поля излучения в большом ко- личестве точек фазового пространства, недостатком — невозможность расчета в непрерывно-энергетическом представлении, что приводит к необходимости расчета групповых констант, зависящих от энергетического спектра излучения. Основным преимуществом методов Монте-Карло служит простота моделирования переноса в трехмерной геометрии и возможность непрерывно-энергетического описания переноса, недостатком — длительное, часто практически неприемлемое, время, требуемое для расчета характеристик поля излучения в большом числе точек фазового пространства. В связи с этим детерминистские методы применяются главным образом для расчета пространственного распределения полей излучения в больших объемах среды переноса, а также в задачах переноса тепловых нейтронов, которые трудно, или даже невозможно, описать в непрерывно-энергетическом представлении. В то же время, использование методов Монте-Карло предпочтительнее в задачах переноса фотонов, заряженных частиц и быстрых нейтронов в сложной нерегулярной геометрии в радиационной медицине, гигиене и экологии, а также в физике элементарных частиц [17, 181, 182,184, 186,187]. Воксельное описание анатомии пациента позволяет производить расчет переноса излучения проводить расчеты переноса как детерминистскими, так и стохастическими методами. Однако при использовании детерминистских методов даже в индивидуальной воксельной геометрии необходимо использование констант, рассчитанных для анатомии стандартизованного пациента, и только использование метода Монте-Карло позволяет рассчитывать дозы индивидуального пациента, не прибегая к усредненной геометрии переноса. Таким образом, в задачах расчета внутреннего облучения предпочитель-ным оказывается метод Монте-Карло.
В кандидатской диссертации [4] соис- кателем разработана совокупность методов Монте-Карло для решения прямого и сопряженного уравнения переноса на большие расстояния [204, 191, 192], в неоднородных средах с отражением от границы раздела [190], с учетом образования вторичных частиц разного типа [206, 193, 212], а также при корреляции между вкладами в функционал поля излучения от различных актов взаимодействия излучения с веществом (неболъцмановские функционалы, например, спектры поглощенной энергии в детекторах) [205]. Применительно к методу Монте-Карло сформулированная автором концепция обобщенной частицы [4] предполагает розыгрыш состояния лишь одной выходящей частицы даже для процессов с несколькими частицами на выходе, что позволяет решать не только прямое, но и сопряженное уравнение переноса. В прямом моделировании это приводит к отсутствию ветвления алгоритмов и запоминания состояний всех частиц, покидающих каждое столкновение. Из-за отсутствия ветвления подход обобщенной частицы делает возможным моделирование сопряженного уравнения переноса. Схема моделирования представлена на рис. 4. Для прямого уравнения случайные траектории начинаются в источнике 5, для сопряженного — в детекторе D. Линиями со стрелками показаны реализованные ветви траекторий обобщенных частиц, линиями без стрелок — не реализованные. Для обеспечения несмещенности оценок после розыгрыша каждого столкновения производится коррекция статистического веса W{ путем умножения на норму оператора столкновений. Для прямого моделирования эта норма равна среднему числу покидающих столкновение частиц: В задачах расчета спектров поглощенной энергии в детекторах необходим учет корреляции между вкладами от актов взаимодействия с веществом всех частиц, входящих в историю случайных блужданий (см. рис. 5). Частицы, начиная траектории случайных блужданий в источнике S, вступают во взаимодействие с веществом в пределах области переноса. Во многих задачах расчета спектров поглощенной энергии спектрометров генерацией вторичного излучения можно пренебречь и учитывать только одну частицу на выходе из столкновения. В начале прямой истории случайных блужданий частица имеет нулевую поглощенную энергию. Теряя энергию в пределах физического детектора, частица увеличивает поглощенную энергию Q. В сопряженных столкновениях частица набирает энергию Е, величина Q при этом уменьшается. Совершенствование методов расчета переноса излучения идет в последние годы в направлении освоения моделирования переноса в трехмерной геометрии (в том числе геометрии воксельного фантома) для детерминистских методов и способов уменьшения дисперсии результатов расчетов для методов Монте-Карло. В области программного обеспечения, предназначенного как для детерминистского, так и стохастического моделирования переноса, происходит заметная универсализация таких программ, а также расширение диапазона энергий и увеличения числа типов частиц, доступных моделированию.
Кроме того, к хорошо зарекомендовавшим себя расчетным программам в последние годы создано большое количество графических интерфейсов, облегчающих и автоматизирующих построение файлов исходных данных и анализ результатов расчетов для разных приложений — от реакторных до биомедицинских [136, 17, 58, 75, 73, 154, 174, 181, 182, 184, 186, 187]. Выводы 1. Наиболее значимы для внутреннего облучения профессионалов актиноиды, которые могут поступать внутрь как в результате штатных (преимущественно ингаляционным путем), так и в результате нештатных (преимущественно раневым путем) ситуаций на производстве. Будучи, как правило, а-излучателями, актиноиды могут создавать значительную дозовую нагрузку на те органы, в которых они депонируются. Био- кинетические характеристики актиноидов при разных путях поступления в организм сильно варьируют от пациента к пациенту, поэтому применение усредненных значений этих характеристик, к тому же полученных, как правило, в опытах на животных, не всегда оправдано. 2. Для обследования работников-носителей актиноидов, оценки содержания инкорпорированных радионуклидов, а также дозы, обусловленной излучением этих радионуклидов, применяются методы как косвенной (анализы проб естественных выделений), так и прямой радиометрии (с помощью спектрометров излучения человека). Применение спектрометров излучения человека, регистрирующих 7-излучение инкорпорированных радионуклидов, требует пересчета интенсивности счета импульсов в детекторе в активность нуклида. 3. Учесть особенности индивидуальной анатомии пациента, влияющие на эффективность регистрации импульсов в детекторе, представляется возможным только расчетным путем. Для этого анатомию пациента описывают с помощью вокселов (ячеек малого размера). Вексельные фантомы могут быть построены на основе томографических изображений пациента. Расчет переноса излучения в геометрии воксельного фантома целесообразно производить методом Монте-Карло. Комплексный расчетно-экспериментальный метод индивидуальной оценки содержания радионуклидов в организме, а также доз внутреннего облучения, разработанный соискателемеИнституте радиационной защиты и ядерной безопасности (Institut de Radioprotection et de Surete Nucleaire, IRSN, Франция) и апробированный в IRSN и ГНЦ-ИБФ (см. рис. 6), состоит в обследовании пациента с применением спектрометрии излучения человека, медицинской томографии, а также расчетов методом Монте-Карло. Томографические изображения пациента (1) используются для создания математического воксельного фантома (2).
Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в исследовательских учреждениях Франции
Исследовательские центры и радиационно-гигиенические лаборатории Комиссариата по атомной энергии (КАЭ) Франции, IRSN, а также учреждений здравоохранения Франции оборудованы многочисленной аппаратурой для радиометрии инкорпорированных радионуклидов. Большая часть исследований, проведенных во Франции и описанных в настоящей работе, выполнена на установках СИЧ фирмы «Канберра-Паккард», в Лаборатории оценки дозы внутреннего облучения IRSN (г. г. Фонтене-о-Роз и Ле Везине, см. рис. 14). Некоторая часть опытов с СИЧ проведена в Лаборатории медико-биологических анализов КАЭ Франции в г. Маркуль (рис. 15). Для обследования экспериментальных животных в Лаборатории радиотоксикологии КАЭ Франции (г. Брюйер-ле-Шатель) обычно применяется система из двух германиевых детекторов типа LOAX. Диаметр каждого детектора составляет 7,5 см; датчики располагаются с левого и правого боков экспериментального животного, см. рис. 16. 2.3.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных Для получения томографических изображений человека, животных, а также радиометрических фантомов в медицинских и ветеринарных центрах Франции в ходе настоящего исследования использовались как магнитно-резонансные (рис. 17, панель «а»), так и рентгеновские установки (рис. 17, панель «б»). Метод персонального мониторинга внутреннего облучения был апробирован в ГНЦ-ИБФ и IRSN в ходе серии экспериментов с пластиковыми фантомами, образцами биологических тканей, а также лабораторными животными (свиньи, обезьяны). Основное внимание при такой проверке уделяли обеспечению соответствия между геометрией переноса излучения при радиометрических измерениях и ее описанием в расчетах с использованием программ MCNP и CEDIPE. 3.1 Эксперименты с пластиковым фантомом Ливерморской национальной лаборатории (США) 3.1.1 Эксперименты с распределенным источником 241Ат. Роль объединения соседних вокселов в прямоугольные параллелепипеды Имеющийся в лаборатории СИЧ IRSN фантом Ливерморской национальной лаборатории был отсканирован на рентгеновском томографе «ELSCINT PRESTIGE», расположенном в Институте им. Гюстава Русси. На основе томографических изображений с помощью программы (EDIPE создан математический фантом Ливерморского фантома (рис. 18, панель «а»), а затем подготовлен файл исходных данных для моделирования эксперимента по калибровке СИЧ для низкоэнергетического 7-излучения, с помощью Ли-верморского фантома и эталонного источника 241Ат, распределенного по объему легких (рис. 18, панель «б»). При записи MCNP-файла использовалось объединение соседних вокселов с одинаковой плотностью и химическим составом в прямоугольные параллелепипеды больших размеров (см. раздел 2.1.3).
Результат работы алгоритма такого объединения показан на рис. 19, в котором разным цветам соответствуют разные логические ячейки. В таблице 1 показаны возможности процедуры объединения вокселов для математических фантомов как с низким (32 х 32 х 20 вокселов), так п с высоким (128 х 128 х 40 вокселов) разрешением, дающим реалистическое представление о форме и взаимном расположении органов и тканей. Показаны как число логических ячеек (за исключением ячеек, входящих в состав детектора) в MCNP-файле, так и время, необходимое для расчета по программе MCNP одного миллиона историй случайных блужданий 7-квантов, испущенных находящимся в легких фантома 241 Am. Время счета приведено как для профессиональной рабочей станции DEC Alpha (тактовая частота 1 ГГц, емкость ОЗУ 1 Гбайт), так и для персонального компьютера с процессором Intel PentiumHI (тактовая частота 400 МГц, емкость ОЗУ 64 Мбайт). Если процедура объединения вокселов не применяется, то число логических ячеек в MCNP-файле для фантома с высоким разрешением достигает 200000, и какие-либо расчеты становятся практически невозможны из-за чрезвычайно долгого времени, необходимого для достижения приемлемой точности расчетов. Объединение вокселов сокращает число логических ячеек и время расчетов более, чем на один порядок величины. Как было отмечено выше, источник 7-излучения (241Ат) находился внутри легких, которые описывались для расчетов по программе MCNP совокупностью большого числа логических ячеек. Из-за этого процедура моделирования точки испускания 7-кванта занимала в расчетах больше времени, чем последующее моделирование случайных блужданий этого кванта. Данное обстоятельство обусловило большее сокращение времени расчета для фантомов с высоким разрешением. Сравнение расчетных (красная линия — одномерное объединение вок-селов, зеленая линия — трехмерное) и экспериментальных (синяя линия) спектров СИЧ при регистрации в IRSN 7-излучения 241Ат, 70 кБк которого распределено по легким Ливерморского фантома, показано на рис. 20. Для всех спектров приведены значения числа импульсов в спектрометрических каналах в единицу времени. Видно хорошее совпадение расчетных и экспериментальных данных как в основном пике полного поглощения 241Ат (59,54 кэВ), так и в пиках, соответствующим меньшим энергиям 7-квантов, а также в области комптоновского рассеяния.
Так как объединение вокселов не изменяет геометрии фантома, спектры, рассчитанные с применением одномерного и трехмерного объединения вокселов различаются только за счет статистической природы метода Монте-Карло. Среднеквадратичное отклонение с, равное 3%, в спектрометрическом канале с наибольшей интенсивностью достигается за 2,5 часа расчетов на рабочей станции DEC Alpha. Различия в значениях расчетной и экспериментальной интенсивности пика полного поглощения составляют около 10%. Таким образом, при определении с помощью метода Монте-Карло коэффициентов пересчета интенсивности спектров СИЧ в содержание инкорпорированного 241Ат не требуется дополнительной коррекции спектра ни в Проверка пригодности программы (EDIPE для измерения содержания актиноидов, испускающих 7-кванты с более высокой энергией, проведена в IRSN с Ливерморским фантомом, легкие которого содержали эталонную МОХ-подобную смесь, состав которой приведен в таблице 2. Информация об интенсивностях основных пиков полного поглощения 241 Am (59,54 кэВ) и 235U (185,72 кэВ) приведена в таблице 3. Хорошее согласие (расхождение не более 10-30%) экспериментальных и расчетных данных получено также для спектров СИЧ в диапазоне энергий 7-квантов, испускаемых 241Ат, (данные не приведены из-за практической аналогичности данным рис. 20). Сравнение экспериментальных (красная линия) и расчетных (белая линия) спектров СИЧ, визуализированных с помощью программы 03DIPE в диапазоне энергий основной части 7-квантов, испускаемых 235U, для случая МОХ-подобной смеси представлено на рис. 21. Время регистрации излучения на СИЧ равно 8 ч. Различие в энергетическом диапазоне 60-150 кэВ между расчетными и экспериментальными данными (см. панель «а» рис. 21) могут объясняться как присутствием в смеси 234Th, находящегося в равновесии с 238U, так и характеристическим излучением от свинцовых стен измерительной камеры. При учете в расчетах фонового излучения, которое было предварительно измерено экспериментально, а затем добавлено к расчетному спектру СИЧ, расчетный спектр становится ближе к экспериментальному (см. панель «б» рис. 21). В ГНЦ-ИБФ была проведена проверка программы CEDIPE на Ливермор-ском пластиковом фантоме с точечными радионуклидными источниками-актиноидами. Перфорированные легкие фантома содержали 27 капсул с241 Am общей активностью 3165 Бк. 7-излучение 241Аш регистрировали двумя детекторами «Канберра-Паккард» на основе высокочистого германия, помещенных у «груди» фантома напротив правого и левого легких. Расчеты методом Монте-Карло проведены в ГНЦ-ИБФ на основе изображений (разрешение 256x256x40 вокселов), полученных на томографе «Toshiba Aquilion» в отделении компьютерной томографии Клинической больницы №6 ФМБА России.
Исследование влияния локализации инкорпорированного радионуклида на показания СИЧ
Сравнительную калибровку фантомов в разделе 4.1 провели в предположении равномерного распределения источника по объему легких. Однако, во многих работах отмечалось неравномерное распределение радионуклидов даже в пределах легких и даже в случае чисто ингаляционного поступления. Так, аэрозоли наиболее интенсивно осаждаются в альвеолах легких, (см., например, 66-ю Публикацию МКРЗ [116]), а число альвеол неодинаково в разных частях легких. Результаты, полученные на бабуине (см. раздел 3.4), показывают, что наибольшая концентрация актиноидов при ингаляции наблюдается вблизи внешней поверхности легких. Влияние неравномерного распределения радионуклидов на интерпретацию показаний СИЧ при измерении содержания актиноидов в легких изучено в настоящем разделе. Для этого провели вычислительные эксперименты с Ливерморским фантомом и двумя типами источников: источник в слое легких, примыкающем к внешней поверхности органа (границе раздела с мягкими тканями); В рамках гипотезы о локализации радионуклидов вблизи внешней поверхности легких, с помощью программы DOSIGRAY выделяли поверхностный слой легких толщиной 1 или 2 см. Затем с помощью программы CEDIPE осуществляли сегментирование изображений с выделенным поверхностным слоем (см. рис. 38). В расчетах по программе MCNP источник полагали равномерно распределенным в поверхностном слое легких или по всему их объему. Сравнение эффективностей регистрации в основных пиках полного поглощения 7-излучения 241Ат и 23r,U, показано на рис. 39. В расчетах по программе MCNP детектор полагали расположенным напротив правого легкого фантома; ось симметрии детектора находилась в плоскости среза, представленного на рис. 38. В энергетическом диапазоне 20 кэВ основную роль играют 7-кванты, испущенные из ближайших к передней поверхности фантома частей легкого, т.е. с расстояния, близкого к Lmin, поэтому эффективность регистрации для распределения радионуклида в поверхностном слое легких выше, чем для равномерного распределения радионуклида по легкому.
Напротив, для 7-квантов с боле высокой энергией статистически значимого различия между показаниями СИЧ для равномерного и поверхностного распределения источника в легких не наблюдается, т. к. с ростом энергии среди зарегистрированных в детекторе 7-квантов растет доля квантов, испущенных с расстояния порядка Z/med, а на расстояниях порядка Lmed сосредоточена большая часть радионуклида как для поверхностного, так и для равномерного распределения. Другой тип распределения радионуклида в легких, использованный в настоящем исследовании — многоточечный источник — может представлять интерес в случае ингаляции работником аэрозоля относительно грубодис-персных частиц, содержащих нерастворимые соединения актиноидов. В связи с этим проведены расчеты для локализации источника в каждой из пяти пар точек, помещенных в разные срезы легких Ливерморского фантома симметрично: одна точка из каждой пары в левом легком, другая — в правом (см. рис. 40). В расчетах полагали, что активность радионуклида в каждой из точек каждой пары одинакова, детектор находится напротив правого легкого фантома, ось симметрии детектора находится в плоскости среза, представленного на средней панели рис. 40. Сравнение рассчитанных по программе MCNP эффективностей регистрации в пиках полного поглощения 7-излучения 241Ат и 235U для каждой из пар точечных источников (а также усредненная по всем пяти парам эффективность регистрации) с эффективностью регистрации при равномерно распределенном в легких фантома источнике, показано на рис. 41. Анало- гично примеру с источником в поверхностном слое легких (см. раздел 4.2.1), в диапазоне энергий 20 кэВ, наиболее важным параметром, определяющим эффективность регистрации, является доля 7-квантов, испущенных с расстояния порядка Lm\n, что соответствует паре источников №3. Поэтому для низких энергий эффективность регистрации резко падает для всех пар, кроме третьей. Для энергий выше, чем 20 кэВ, возрастает значение 7-квантов, испускаемых с расстояний порядка Lmed, что приводит к выходу относительной эффективности регистрации на плато для всех пар точечных источников, за исключением, опять же, ближайшей к детектору пары №3. Для пары №4 показания СИЧ приблизительно совпадают с показаниями для равномерно распределенного в легких источника. Усредненная но пяти парам эффективность регистрации (что соответствует распределению радионуклида по десяти точкам в легких) зависит в большой степени от эффективности счета излучения, испускаемого из ближайшей к детектору пары источников (№3). Данное обстоятельство обусловливает более высокую по сравнению с равномерно распределенным источником эффективность регистрации в области низких энергий. 4.3 Создание библиотеки воксельных фантомов для измерения содержания актиноидов в легких с помощью программы CEDIPE. Улучшение метрологических качеств Ливерморского фантома Вычислительные эксперименты, описанные в разделах 4.1 и 4.2, показывают, что при измерении содержания актиноидов в легких с помощью СИЧ поглощение 7-излучения является существенным источником неопределен- ностей, влияющих на окончательный результат измерения.
Для снижения влияния этих неопределенностей, связанных с коэффициентом соответствия между скоростью счета импульсов в СИЧ и содержанием актиноидов в легких, в IRSN создана библиотека «типовых» математических фантомов, которая может быть использована для описания индивидуальной анатомии обследуемого пациента. Для создания этой библиотеки на рентгеновском компьютерном томографе в онкологическом Центре им. Рене Югенена (Centre Rene Huguenin, Сен-Клу, Франция) получены изображения 33 взрослых мужчин. Возраст пациентов варьировался от 19 до 76 лет (среднее значение — 54 года), масса тела — от 56 до ПО кг (среднее значение — 76 кг), рост — от 160 до 192 см (среднее значение — 175 см). Томографическое сканирование пациентов проводили в положении лежа на спине, руки пациентов располагались по бокам туловища. Разрешение в каждом из срезов томограммы — 512x512 пикселов, расстояние между срезами — 4,25 мм. Сегментирование проводили векторным методом (см. раздел П2.2.2), с использованием программы DOSIGRAY. При сегментировании выделялись легочная, костная, мышечная и жировая ткани. Для индивидуального пациента, обследуемого с помощью СИЧ, томографические изображения которого в силу каких-либо причин отсутствуют, можно использовать томограммы одного из 33 «типовых» пациентов, имеющего возраст и антропометрические данные, наиболее близкие к данным для обследуемого пациента. Тем не менее, выбор «типовой» анатомии, наиболее походящей к данному пациенту, не всегда является тривиальной задачей (особенно когда известны только внешние антропометрические данные пациента). В связи с данным обстоятельством усовершенствован способ использования пластикового Ливерморского фантома для калибровки измерения содержания актиноидов в легких на СИЧ. В частности, предложен учитывающий биометрические данные пациента метод определения толщины дополнительных пластиковых пластин к Ливерморскому фантому [145, 146]. Такие пластины можно изготовить для увеличения толщины передней части грудной клетки. Ливерморский фантом укомплектован двумя стандартными моделями передней части грудной клетки; толщина пластикового слоя передней части грудной клетки, эквивалентного по составу мышечной ткани, составляет для этих моделей 1,6 и 1,9 см соответственно. Однако эти две стандартные модели не могут адекватно воспроизводить анатомию индивидуального пациента, которую предлагается учитывать с помощью дополнительных пластин. В настоящем исследовании толщина этих пластин рассчитана для энергий наиболее интенсивных линий 7-излучения, испускаемых 239Ри (17 кэВ) и 241Ат (59,54 кэВ) и трех химических составов пластин, эквивалентных разному массовому составу мягких тканей пациента (50% мышечной ткани и 50% жировой, 87% мышечной и 13% жировой, а также 100% мышечной ткани соответственно).
Похожие диссертации на Расчетно-измерительный комплекс для персонального мониторинга внутреннего облучения
