Расчетно-измерительный комплекс для персонального мониторинга внутреннего облучения тема автореферата и диссертации по физике, 01.04.16 ВАК РФ

На правах рукописи

□ОЗОВТ421

Борисов Николай Михайлович

РАСЧЕТНО-ИЗМЕРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ ПЕРСОНАЛЬНОГО МОНИТОРИНГА ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

О

Специальность 01.04.16 — физика атомного ядра и элементарных частиц

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Москва 2006 г.

003067421

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии Государственный научный центр — Институт биофизики Федерального медико-биологического агентства.

Официальные оппоненты: Доктор физико-математических наук,

профессор Сакович Вадим Алексеевич.

Доктор физико-математических наук, профессор Климанов Владимир Александрович.

Доктор физико-математических наук, профессор Будыка Александр Константинович.

Ведущая организация: Федеральное государственное учреждение «12-й Центральный научно-исследовательский институт Министерства обороны Российской Федерации» (г. Сергиев Посад Московской области).

Защита состоится 2007 г. в часов на заседании дис-

сертационного совета Д 208 018 02 при ГНЦ-ИБФ по адресу: 123182, Москва, ул. Живописная, 46, тел. (495) 190-92-53.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ-ИБФ

Автореферат разослан ¿LL 200 &

Ученый секретарь диссертационного совета

д. т. н., проф. Галушкин Б. А.

1 Общая характеристика работы 1.1 Актуальность проблемы

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 но поглощенной энергии Для спектрометров излучения человека необходима их калибровка, то есть определение содержания радионуклидов в органах человека по интенсивности регистрации импульсов в спектрометрических каналах детектора. Наиболее биологически значимые в атомной промышленности и энергетике после запрещения открытых испытаний ядерного оружия радионуклиды (в частности, 23чРи и 241 Ат), 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 является 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

1.2 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.

1.3 Основные задачи

1. 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.

2. Разработка комплексного экспериментально-расчетного метода мониторинга доз внутреннего облучения с использованием спектрометров излучения человека, показания которых интерпретируют с помощью расчетов методом Монте-Карло в геометрии воксельного фантома, а также программного комплекса ŒDIPE, создающего по данным томографического обследования воксельные фантомы пациентов с целью расчета переноса излучения методом Монте-Карло по программам MCNP и MCNPX.

3. 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).

4. Исследование в вычислительных экспериментах влияния особенностей анатомического строения пациента, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также типа физического (пластикового) или матема-

тического фантома, применяемого для интерпретации показаний спектрометров излучения человека, на оценку доз внутреннего облучения.

5 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

1.4 Методы исследования

Работа посвящена разработке подхода к оценке доз внутреннего облучения с учетом особенностей анатомического строения пациентов. Для этого применяются как экспериментальные (обследование пациентов на спектрометрах излучения человека и медицинских томографах), так и расчетно-тео-ретнческпе методы (моделирование методом Монте-Карло переноса ионизирующего излучения в геометрии воксельного фантома для индивидуальной калибровки измерений на спектрометрах излучения человека).

1.5 Научная новизна

1. Создана новая технология обследования, позволяющая с высокой точностью определить содержание инкорпорированных радионуклидов и дозовые нагрузки на отдельные органы с учетом особенностей анатомического строения пациента.

2. Вексельные 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.

3. По предложенному соискателем методу поставлены эксперименты на животных в которых было обеспечено отсутствие внешнего радиоактивного загрязнения при известном содержании радионуклида в легких.

4. Впервые осуществлено обследование работников атомной промышленности России и Франции на спектрометрах излучения человека, пока-

зания которых интерпретировали с помошыо расчетов методом Ми:т> Карло в геометрии индивидуального воксельного фантома, что позволило в несколько раз повысить точность измерений содержания инкорпорированных радионуклидов

1.6 Практическая значимость

1. 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

' 2. Разработано программное обеспечение, автоматизирующее расчет переноса излучения методом Монте-Карло (программы МСИР и МСОТХ) в геометрии индивидуального воксельного фантома, которую реконструируют на основе томографических изображений пациента для задач мониторинга внутреннего облучения человека.

3. 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

4. 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.

1.7 Личный вклад автора

1. Разработан экспериментально-расчетный метода контроля внутреннего облучения.

2. Разработаны алгоритмы, а также версия программного комплекса, предназначенного для подготовки вексельных фантомов для расчетов по

программам MCNP и MCNPX в задачах дозиметрии внутреннего облучения

3. Проведены эксперименты на пластиковых фантомах, образцах биологических тканей, а также на свиньях.

4. Результаты экспериментов на пластиковых фантомах, образцах биологических тканей, а также па свиньях, обработаны расчетным методом

5 Интерпретированы данные вычислительных экспериментов ио анализу зависимости оценки доз внутреннего облучения от анатомии пациента, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также строения пластикового фантома, применяющегося для калибровки спектрометров излучения человека.

6 Разработан ."поеоб обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами с помощью спектрометров излучения человека.

7 Данные обследования пациентов с инкорпорированными радионуклидами с помощью спектрометров излучения человека обработаны расчетным методом.

1.8 На защиту выносятся

1 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.

2 Математические алгоритмы и программный комплекс ŒDIPE, который создает по данным томографического обследования воксельные фантомы пациентов с целью расчета переноса излучения методом Монте-Карло ио программам MCNP и MCNPX.

3 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.

4. Калибровочные коэффициенты пластиковых фантомов, которые позволяют переходить от фантома к фантому при интерпретации измерения содержания актиноидов в легких с помощью спектрометров излучения человека.

5 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.

1.9 Апробация работы

Основные результаты диссертации опубликованы в 16 статьях, 23 докладах на российских и международных научных конференциях (см ссылки [1]-[40]) 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).

1.10 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.

2 Содержание работы

В главе 1 приведен обзор литературы, посвященной радиобиологическим основам дозиметрии внутреннего облучения. При обеспечении защиты от внутреннего облучения как профессионалов, работающих с радиоактивными веществами, так и всего населения, необходимо принимать в внимание три принципиальных пути поступления радионуклидов в организм: ингаляционный, пероральный и перкутанный (среди случаев которого наиболее существен раневой).

Как для планового, так и внепланового обследования профессионалов применяются, главным образом, следующие методы:

• Косвенный: радиометрия проб естественных выделений человека (главным образом мочи, реже кала),

• Прямой: спектрометрия излучения человека, заключающаяся в детектировании 7-иплучения, испускаемого инкорпорированными радионуклидами, с помощью детекторов (СИЧ), расположенных над поверхностью тела пациента

Основным достоинством а-спектрометрии проб естественных выделений является высокая чувствительность к малому содержанию активности инкорпорированных радионуклидов, недостатком — трудоемкость радиохимического анализа проб Спектрометрия излучения человека, напротив, обеспечивает возможность экспрессного (длящегося не более 20-30 минут) обследования.

Тем не менее, спектрометрия излучения человека не свободна от неопределенностей, связанных с переносом фотонного излучения внутри тела пациента, который существенным образом зависит от анатомии обследуемого больного. Для оценки содержания радионуклидов в организме необходима калибровка СИЧ. Применение с этой целью усредненных (стандартизованных) фантомов тела человека 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.

В последние годы, в связи с непрекращающимся совершенствованием компьютерной техники, ростом ее быстродействия и объема используемой памяти, а также распространением медицинской аппаратуры для томографического сканирования, описание анатомии пациентов с помощью вокселов стало фактически мировым стандартом для расчета переноса излучения в

задачах радиационной медицины и гигиены, которого начинает придерживаться п МКРЗ

В течение длительного времени для расчетов переноса излучения применяются практически только два больших класса методов — детерминистские методы дискретных ординат и стохастические методы Монте-Карло. Детерминистские методы предназначены для решения интегро-дифференциаль-ных уравнений Больцмана ((1) и (2))1,

í2V<p(r, Е, ß, О + Д (г, Е, С Mr, Е, ß, Q =

= ¿ ff Е{-Е'>Í' - Е<Е'< оáE'dí2' + E-о.

(i)

_ -nV<p+(r, Е, ß, О + Д(г. Я, Я, ß, С) =

= ¿ fí Е(Е, ß, С ß', С'|г)<р+(г, £', ß', С') d£'dí?' + D(r, Я, ß,О-

C=iJJ

(2)

где E,íl,Q— дифференциальная пространственно-энерго-угловая плотность потока частиц типа S(r, Е, ß, () — дифференциальная мощность источника, ip+(r,E, ß,C) — функция ценности (сопряженный поток), D(r, Е, ß, С) — функция отклика детектора.

Методы Монте-Карло предназначены для решения интегральных уравнений Пайерлса ((3) и (4)),

ф(г. Е,П. С) = J Т(г' -» r|£, ß. Qx(r\ Е, ß. С) dr'

х(р, я, я, о = £ J/ - Е■ß Е'>ß'> ft dE' dí2'+

+ S(r,E,n,Q,

(3)

X+(r,E, í¡,0 = JT{r' - r|£, ß, C)^+(r',E, Я, O dr' í+(r,2?, ß, <) = £ //C+(E', ÍT,С - E, ß,СИ*+(лß',С)dtfdß'+

C=iJ J

(4)

1 Борисов Н М Применение сопряженных методов Монте-Карло в задачах переноса фотонов с учетом пп>5»1'шо»о излучения Диссипация* каид физ-мдт илу к. М . МИФИ, 1999

где ф(г,Е,О,0 = <p{r,E,it.Q ■ Д(г,£,0, x{r,E.a,Q, х+(г,Е,П, Q = = <р+{г,Е,-П,0 ■ St{r,Ey С). Ф+(г, Е, S7, Q — плотности прямых входящих, прямых выходящих, сопряженных входящих и сопряженных выходящих столкновений, соответственно Функция

Г,(г.В,0«р(-т(г' - r\E.Q) 5 (П -T(r' ->r\E,f2,0 =-j—-^-LJZ_ (5)

транспортное ядро, величина г — оптическое расстояние от точки г' до точки г для частицы типа (," с энергией Е,

HF' П> С' Е П С\г) -

С(Е,П,(, ->Е.П,<,|г)--St(r,E',C)--(6)

прямое ядро столкновений,

счем'.^вм w . r(g'-%7£g'-"'<,и- (7)

сопряженное ядро столкновений.

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.

Совершенствование методов расчета переноса излучения идет в последние годы в направлении освоения моделирования переноса в трехмерной геометрии (в том числе геометрии вексельного фантома) для детерминистских методов и способов уменьшения дисперсии результатов расчетов для методов Монте-Карло. В частности, ранее соискателем была разработана совокупность методов Монте-Карло для решения сопряженного уравнения переноса на большие расстояния [15, 2, 3], в неоднородных средах с отражением от границы раздела [lj, с учетом образования вторичных частиц разного типа [17, 4, 23], а также при корреляции между вкладами в функционал поля излучения от различных актов взаимодействия излучения с веществом [16].

В главе 2 изложен разработанный в ходе настоящего исследования комплексный расчетно-экспериментальный метод мониторинга внутреннего облучения. Указанный метод 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). Показания СИЧ (3) интерпретируются (4) с помощью их моделирования методом Монте-Карло в геометрии индивидуального воксельного фантома (2). Таким образом мы определяем величину содержания радионуклидов во всем теле или отдельных органах/тканях Затем, тот же воксельный фантом пациента используется для расчетов методом Монте-Карло распределения доз внутреннего облучения в теле пациента (5).

Центральное место в методе персонального мониторинга внутреннего облучения занимает программный комплекс ŒDIPE1, автоматизирующий расчеты переноса излучения методом Монте-Карло в геометрии индивидуального воксельного фантома. Воксельные фантомы для расчетов переноса излучения по программам MCNP2 и MCNPX3 создаются програ.мммной ŒDIPE на основе индивидуальных томографических изображений пациента ŒDIPE позволяет также графически анализировать результаты расчетов по программам MCNP и MCNPX.

В программе ŒDIPE реализованы два основных класса методов сегментирования томографических изображений (выделения областей, соответствующих различным органам и тканям) — растровый и векторный. При растровом сегментировании (см. рис. 2) ткани разделяют непосредственно по •задаваемым пользователем порогам яркости пикселов в каждом из срезов томограммы. В левом верхнем углу рис. 2 — один из срезов томограммы, в левом нижнем — этот же срез после сегментирования. Спектрограмма в правом верхнем углу показывает число пикселов в срезе в зависимости от яркости пиксела: хорошо видны пики, соответствующие костной ткани, мяг-

'(EDIPE — сокращение французской фразы «Outil d'Evaluation de la Dose Interne PErsonnalisée». «Средство оценки персональной дозы внутреннего облучения».

2Biown F. В. MCNP 5.0. In: The Monte Carlo Method. Versatility Unbounded m a Dynamic Computing World. Chattanooga, TN, 2005.

3Hendricks J. S., McKinney G. W., Durkee J W , James M R., Pelowitz D В , Trellue H. R , Gallmeier F X. The MCNPX radiation transport code. In Mathematics and Computation, Supcrcomputmg, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications Avignon, France, 2005

Матем этический фантом (2)

Расчетная калибровка СИЧ и определение Измерение на Cm (3)

¡■JI

Томография (1)

X, СМ Расчет дозы (S)

Рис. 1. Общий метод оценки активности инкорпорированных радионуклидов и доз внутреннего облучения, разработанный н ходе настоящего исследовании.

ким тканям, легким, внешнему воздуху, а. также кушетке для наций!}та.

В отличие от растровых, векторные методы сегментирования (рис. 3) выделяют органы и ткани с помощью предварительного ограничения областей (дву- или трехмерных) в томографическом изображении изолиниями/поверхностями одинаковой яркости.

В программе ŒDIPE предусмотрена возможность задания пользователем как многоточечного источника, так и источника, равномерно распределенного по органу/ткани. Пользователь задает также активность инкорпорированного радионуклида или смеси радионуклидов, и время счета импульсов на спектрометре излучения человека.

Тип п число детекторов, используемых для данного обследования данного пациента, также выбираются пользователем пользователем с помощью

Цветовая палитра

Сегментированное изображение

Томографическое изображение

Мягкие ткани Костная ткань ———-—\

Воздух

Кушепса

Д-1® Лепоте

пашента

Рис. 2. Растровое сегментирование томографического изображения.

Рис. 3. Векторное сегментирование томографического изображения.

программы ŒDIPE. Информация о типе детектора хранится в специальной базе данных (библиотеке). После выбора типа и числа детекторов, пользователь задает положение каждого из них относительно пациента, перемещая детектор с помощью параллельного переноса и/или поворота относительно декартовых осей.

Файл исходных данных для расчетов по программе MCNP или MCNPX, который записывается затем с помощью программы ŒDIPE, содержит информацию о вокселах, составляющих фантом, а также о геометрии и материалах детектора, источниках и величине функционала, подлежащего расчету (спектр поглощенной энергии в чувствительной зоне детектора или распределение доз излучениия внутри тела). Запись файла исходных данных производится полностью автоматически, для ускорения расчетов применяется объединение соседних вокселов с одинаковой плотностью и химическим составом в прямоугольные параллелепипеды бблыпих размеров В последних версиях ŒDIPE, наряду с описанным выше алгоритмом объединения вокселов, применяется более гибкий и совершенный метод компактификации воксельного фантома, который использует новый способ задания геометрии переноса излучения в MCNP или MCNPX — повторяющиеся структуры.

В дополнение к основным функциям, в комплекс ŒDIPE включены также некоторые другие утилиты, в частности, модуль графического анализа результатов расчетов. Этот модуль позволяет извлекать результаты расчетов из выходного файла программы MCNP или MCNPX для построения на экране спектра поглощенной энергии с расчетом интенсивности в пиках полного поглощения и сравнением с экспериментальными спектрами, а также для построения изодозных кривых и областей в сечениях тела, перпендикулярных трем декартовым осям.

В главе 3 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 лабораторными животными — свиньями и обезьянами.

Экспериментальный и расчетный спектры СИЧ, расположенных напротив левого (панель «а») и правого (панель «б») легких пластикового фантома Ливерморской национальной лаборатории (США), представлены на

Таблица 1. Значение объединения вокселов для математических фантомов с низким (32 х 32 х 20 вокселов) и высоким (128 х 128 х 40) разрешением и источником (241Аш), распределенным внутри легких. Математические фантомы получены с помощью программы ŒDIPE для пластикового фантома Ливерморской национальной лаборатории.

Разрешение Нет объединения Одномерное объединение Трехмерное объединение

Низкое No1 6468 1466 448

W 157 30 15

7>cJ 484 111 45

Высокое No1 и 200000 11389 4437

W — 282 107

Tpc' — 887 330

рис. 4. Среднеквадратичное отклонение в канале с наибольшим числом импульсов для расчетного спектра составляет около 6% для 1 млн историй случайных испытаний.

В вычислительном эксперименте с Ливерморским фантомом изучено также влияние объединения соседних вокселов с одинаковой плотностью и химическим составом в прямоугольные параллелепипеды больших размеров на время, необходимое для расчетной калибровки СИЧ (см. таб. 1).

Для проверки способности программы ŒDIPE обрабатывать изображения, полученные с помощью ЯМР-томографа, проведены эксперименты с произвольными образцами биологических тканей (баранье бедро, тушка цыпленка-бройлера и говядина для ростбифа).

Таблица 2 содержит данные по эффективности регистрации в пиках полного поглощения основной энергии 7-излучения 241 Am для трех образцов мяса. В пределах неопределенности эксперимента, связанной с неизвестностью точного положения источника внутри образца (что особенно важно для опытов с тушкой цыпленка, где источник располагался в полости тела тушки без какой-либо фиксации), абсолютные значения иптенсивностей пиков

'Число логических ячеек (за исключением ячеек, входящих в состав детектора) в файле начальных данных дня расчетов по программе MCNP или MCNPX.

2Время расчета миллиона историй случайных блужданий на рабочей станции DEC Alpha®, МИН.

3Вреия расчета миллиона историй случайных блужданий на персональном компьютере с процессором Intel® Pentium® П1, мин

а б

Рис. 4. Экспериментальный (светлая линия) и расчетный (темная линия) спектры левого (панель «а») и правого (панель «б») СИЧ при регистрации 7-излучения 241 Ат, находящегося в легких пластикового фантома Ливерморской национальной лаборатории.

Таблица 2. Экспериментальный и расчетный коэффициент соответствия между содержанием 241 Аш внутри образцов мяса и интенсивностью сигналов в пике полного поглощения основной линии 241 Ат (59,54 кэВ) при регистрации 7-излучения детекторами фирмы «Канберра-Паккард», расположенными напротив левого и правого легкого фантом.

Расчет (Кс), Эксперимент (Ке), Расхождение,

Образец с-1-кБк-1 с_1'кБк-1 П = ((Ко - Кв)/Кс) ■ Ю0%

Баранина 6,50 7,13 -16

Цыпленок 5,84 4,13 +30

Говядина 17,8 16,4 +8

полного поглощения, полученные расчетным путем, близки к экспериментальным.

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, для чего разработан оригинальный метод:

• Свиньям, находившимся под наркозом, описанном выше, скальпелем

рассекали кожу над трахеей выше щитовидного хряща.

• Нережущими инструментами (ручка скальпеля, пинцет), не травмируя сосуды, раздвигали подкожную клетчатку и мышцы, освобождая трахею от прилегающих тканей по всему ее периметру.

• На высоте вдоха просвет трахеи полностью пережимали зажимом с браншами, длина которых превосходила диаметр дыхательной трубки Смерть животных наступала от асфиксии под глубоким наркозом в течении нескольких минут после пережатия трахеи.

После сворачивания крови в трупе свиньям обнажали легкие, открывая таким образом широкий доступ к ним, необходимый для равномерного введения радионуклида (241Ат). По завершении введения радионуклида (для свиней №1-2 инъекционным путем, для свиней №3-4 внутри пластиковых капсул с препаратом) восстанавливали целостность грудной клетки (закрепление грудины на прежнем месте) и кожи по ходу разрезов путем наложения швов. Такой способ подготовки трупов животных к измерениям позволяет сохранить естественную топографию органов и поверхностных тканей грудной клетки. Измерение содержания 241 Ат в легких трупов проводили с помощью СИЧ «Канберра-Паккард».

Таблица 3 содержит данные по эффективности регистрации в основном пике полного поглощения 241 Ат для всех экспериментальных животных. В расчетах не использовалась ни коррекция эффективности регистрации в зависимости от поглощенной энергии, ни нормировка спектра, так что расчетные величины таблицы 3 являются абсолютными, а не относительными. Среднеквадратичное отклонение в канале с наибольшим числом импульсов для расчетного спектра составляет около 6% для 1 млн. историй случайных испытаний,

Вбльшее расхождение между расчетом и экспериментом для детектора, размещенного напротив верхней части правого легкого свиньи №1, обусловлено, по-видимому, вытеканием препарата из легкого. Указанное вытекание подтверждается как появлением цветового маркера на поверхности легкого, так и результатами радиометрии сечений легких, измеренная активность 241 Ат в которых на 30% меньше значения активности во введенном препарате. В целом, обследование свиней с препаратом, введенным внутри капсул,

Таблица 3. Экспериментальный и расчетный коэффициент соответствия между содержанием 241 Аш внутри капсул в легких экспериментальных свиней и интенсивностью сигналов в пике полного поглощения основной линии 1211 Ат (59,54 кэВ) при регистрации 7-излучения детекторами фирмы «Канберра-Паккард».

Животное Расчет (А'с), (Г^кБк"1 Эксперимент (Кв), с-'-кБк-1 Расхождение, х100%

Свинья №1, детектор левый верхний 1,23 1,05 +14

левый нижний 1,13 1,18 -4

правый верхний 1,53 1Д1 +27

правый нижний 0,88 0,96 -9

Свинья №2, детектор: левый 0,29 0,25 +14

правый 0,40 0,34 +15

Свинья №3, детектор левый 0,25 0,23 +8

правый 0,55 0,53 +4

Свинья №4, детектор левый 0,18 0,18 <2

правый 0,28 0,30 -4

воспроизведено в расчетах с большей точностью. Причиной этому служит меньшая неопределенность в знании положения источника при подготовке файла исходных данных программы MCNP.

Радиобиологический эксперимент на нечеловеческих приматах (низшая обезьяна — бабуин) проведен с целью изучения особенностей распределения актиноидов в легких при вдыхании актиноид-содержащего аэрозоля1. Обезьяне ввели через эндограхеальный зонд аэрозоль, состоящий из порошкообразных частиц МОХ-топлива. Мониторинг содержания актиноидов в легких с помощью сцинтилляционного СИЧ на основе Nal(Tl) осуществляли каждые 2-3 дня после введения Через месяц после начала эксперимента животное усыпили Легкие бабуина извлекли из трупа, рассекли на доли и зафиксировали в формалине. У низших обезьян имеется семь долей в обоих легких- четыре в правом (верхняя, средняя, нижняя и дополнительная, или azygos), три в левом (верхняя, средняя и нижняя)2. Каждую из долей

1 Piernit N Application des fantômes numéiiques voxôlisés associés au i ode Monte (,'ailo MCNP AU mesure m vivo réaliste des actmides dans les poumons et les plaies contaminées These pour obtenir le grade de docteur de l'Université Рапь XI. Spécialité Rayonnements et Imagerie en Médecine Soutenu le 6 décembre 2005

2Prot N Anatoimc systématique et topograplnque de la cavité thoiauquc du macaque cynonmlgus. Tlièfie de l'Université Claude Bernard (École Vétérinaire), Lyon, 1994

т

EZI > 15 кЕк/г

10-15 ISzÍT г ¡ 5-10 кЕк/г СП 0J-5 кБк/г

J < 0,5 КБЕ/Г

Рис. 5. Удельная активность источника в различных долях легких обезьяны (по данным посмертных измерений).

легких бабуина разрезали на поддоли для более детального анализа распределения радионуклида внутри легких. Каждую из изолированных поддолей обследовали с помощью пропорционального счетчика и сцинтилляционного спектрометра. Распределение удельной активности радионуклиде)« по под-долям показано на рис. 5.

Таким образом, распределение радионуклидов является существенно неоднородным даже в пределах отдельных долей легких. Более 70% актиноидов сосредоточены в левом легком. Такое несимметричное распределение радионуклида можно объяснить несимметричным положением э н дот рахе ал ь но го зонда во время введения радионуклидов (возможно, он был смещен по направлению к левому бронху).

Влияние нераввомерностей в распределении источника в легких на показания СИЧ изучали расчетным путем. Томограммы бабуина получены для контрольной обезьяны, по весу и телосложению схожей с экспериментальным животным. В расчетах щ программе MCNP было задано два типа источников: с равномерным распределением радионуклида по всему массиву легочной ткаиц и с распределением в долях легких, отвечающему экспериментальным данным.

Таблица 4. Отношение Б = Кц/Ки расчетной интенсивности пиков полного поглощения спектрометрических детекторов при распределении радионуклида в легких, соответствующей данным посмертной радиометрии долей легких бабуина (Кц) к аналогичным показаниям детекторов, рассчитанным при условии равномерного распределения радионуклида в легких (Кц)- Погрешность соответствует одному среднеквадратичному отклонению а.

Энергия, кэВ Правый детектор Левый детектор Сумма

£> <У% О £> ст.%

17,00 0,71 3,3 1,58 3,4 1,12 2,6

21,00 0,52 4,8 1,49 4,9 0.94 3,0

26,35 0,51 4,4 1,52 4,1 0,96 3,1

59,54 0,62 0,6 1,42 0,5 1 03 0,4

Разбиение долей на поддоли, соответствующие разрезанию зафиксированных легких, оказалось в расчетах невозможным, поэтому в расчетах с неравномерным распределением источника его полагали распределенным равномерно в пределах каждой из 7 долей, усредняя экспериментальные данные (рис. 5) для каждой доли. В частности, 45% от общего количества радионуклидов помещено в нижнюю левую долю.

Сравнение результатов вычислительного эксперимента для вексельного фантома бабуина и основных энергий фотонного излучения (7- и характеристического рентгеновского), испускаемого М9Ри и 241 Аш, показано в таблице 4.

Из-за большего содержания актиноидов в левом легком для источника с неравномерной концентрацией величина < 1 для правого детектора и > 1 для левого. Некоторое повышение эффективности регистрации импульсов для энергии 17 кэВ связано, по-видимому, с возрастанием в диапазоне низких энергий важности вклада в общий отклик детектора излучения, испущенного радионуклидами, депонированными вблизи внешней поверхности легких, т. е. ближе к детектору.

В главе 4 приведены результаты серии вычислительных экспериментов по исследованию влияния особенностей анатомического строения человека, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также математической модели анатомии человека на оценку доз внутреннего облучения.

Рис. 6. Верхний ряд: томограммы Ли вер морс кого фантома (1), фантома JAERI (2), фантома RANDO (3), УинфритскоГО (фантома (4), а также пациента Военного госпиталя им. Перси, сегментированные с помощью программ DOSIGRAY и ŒDIPE. Нижний ряд: общий вид фантомов 1-4, соответственно.

Кроме уже упоминавшегося фантома Л и вер морс кой национальной лаборатории, на рентгеновском томографе в Военном госпитале им. Перси (Франция) отсканировали фантом торса JAERI (Япония), полворостовой фантом человека RAN DO (США) и наполняемый тканеэкьк аалянтны шь гранулами полый фантом Унпфритского технического центра (Wiflfrith Technology Centre, Великобритания). Основные характеристики фантомов, такие, как рост, вес, объем легких и т. д., взяты из 48-й Публикации МКРЕ1. Изображения одного из пациентов Военного госпиталя им. Перси использовали для сравнения с фантомами. Сегментированные с помощью программы ŒDIPE изображения указанных фантомов и пациента, а также общий вид каждого фантома представлен^ на рис. 6. Срезы, представленные на рисунках, проведены через середину проекции легких на вертикальную ось.

Относительная эффективность регистрации 7-излучения, рассчитанная с помощью программ ŒDIPE и MCNP для основных энергий 7-квантов, испускаемых 241 Am и 23r'U, покачана, на рис. 7 (погрешность соответствует одному среднеквадратичному отклонению для метода Монте-Карло). В расчетах детектор располагали напротив правого легкого фантомов и пациента, ось симметрии детектора находилась s плоскости среза, представленного на рис. 6. Различие в эффективности регистрации вызвано различия-

loternal Louai Commission on Radiation Units and Measurements. Report 48; Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection. Bethssda, ,\ÎD. 1932

1 4

II

С) ]2

\

-0 2

0 50 100 150 200 250

£, КЭВ

Рис. 7. Относительная расчетная эффективность регистрации 7-излучения 241 Аш и 235и в фотопиках для фантомов и пациента, Б = Кр/Кр, где Кр — результат для фантома, Кр — результат для пациента. О — Ливерморский фантом, □ — фантом ЛАЕМ, А — фантом КАКБО, х — Уинфритский фантом.

ми в геометрии фантомов и анатомии пациента; оно достигает для энергий менее 50 кэВ двух и более раз. Для энергий менее 20 кэВ эффективность регистрации определяется главным образом толщиной слоя мягких тканей между легкими и поверхностью груди, для больших энергий — средним расстоянием от геометрического центра легкого до поверхности груди.

Несмотря на то, что на рис. 7 представлены сравнительные калибровочные коэффициенты пластиковых фантомов, рассчитанные по отношению к определенному (референтному) пациенту, отношение этих коэффициентов друг к другу для каждой энергии не зависит от референтного пациента и может применяться как коэффициент перехода от фантома к фантому при интерпретации измерения содержания актиноидов в легких с помощью спектрометров излучения человека.

Влияние неравномерного распределения радионуклидов на интерпретацию показаний СИЧ при измерении содержания актиноидов в легких изучено в вычислительных экспериментах с Лнверморским фантомом и двумя

О 5а 100 150 200 250 Е. кэВ

Рис. 8. Относительная расчетная эффективность регистрации 7-излучения 241 Ат и 235и в фотопиках для неравномерного (поверхностного) и равномерного распределения радионуклидов в легких Ливерморского фантома, В — К3/Киу где Кз — результат для распределения радионуклидов в поверхностном слое легких, Кц — результат для равномерного распределения радионуклида в легких. Толщина поверхностного слоя равна 1 см (□) и 2 см (О).

типами источников:

• источник в слое легких, примыкающем к внешней поверхности органа (границе раздела с мягкими тканями) — см. рис. 8;

• точечный источник — см. рис. 9 и 10

Для улчшения метрологических качеств Ливерморского фантома предложено изготовлять к нему пластиковые пластины, увеличивающие толщину передней части грудной клетки. Ливерморский фантом укомплектован двумя стандартными моделями 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. Толщина этих пластин рассчитана для энергий наиболее интенсивных линий 7-излучения, испускаемых 23аРи (17 кэВ) и 241 Ат

Рис. S). Расположение точечных источников в разных срезах Ли-верморского фантома для расчетов по программе MCNP.

(59,54 кзВ) 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). Зависимость толщины дополнительной пластины как функция отношения массы тела W пациента к его росту Я для толщины передней части грудной клетки, равной 1,9 см, энергии 7-излучения 17 кэВ и химического состава дополнительной пластины, эквивалентного 50% мышечной и 50% жировой ткани, показана на рис. 11.

Роль тика математического фантома (вокселъного или стилизованного) при расчете дозовых нагрузок на органы при внутреннем облучении показана. на примере оценки дозы излучения 99щТс на внутренние органы от сеанса медицинской радиоскопии печени и селезенки.

Хотя дозовые коэффициенты, рассчитанные для стилизованного фантома Снайдера1 и вексельного фантома Зубала2, близки, средние значения поглощенной дозы в некоторых случаях могут различаться существенно (см. таблиц;' 5).

Расхождения в средних значениях поглощенной дозы в печени, селезенке и почках обусловлены как разницей масс данных органов, так и различием в их форме для фантомов Снайдера и Зубала.

В глав« 5 изложен способ обследования на спектрометрах излучения человека пациентов с инкорпорированными радионуклидами, а также даны

'SnyderW. S., Ford M. R, Warner G. G., Fisher H. L, Jr. Estimates of absorbed fractions for monocnergetic photon source uniformly distributed m various organs of a heterogeneous phantom. Medita! Internal Radiation Dose Committee (MIRO) Pamphlet №5, revised. New York; Society of Nut ¡car Medici™, 1978.

ïZuhat I. G., Horroll C. H.. Smith E, O., Rattner Z.. G Indi G. if oiler P. 11 Computerized llircc-dimensiona! segmented human anatomy. — Medical Physics, :i v. 21, p. 299-302.

Е.кэВ

Рис. 10. Относительная расчетная эффективность регистрации 7-излучения 241 Аш и 235и в фотопиках для неравномерного (точечного) и равномерного распределения радионуклидов в легких Ли-верморского фантома, Б = Кр/Ки, где Кр — результат для точечного распределения радионуклидов в легких, Кц — результат для равномерного распределения радионуклида в легких. О — пара точечных источников №1, □ — №2, Д — №3, х — №4, * — №5, -— усредненная по всем пяти парам эффективность регистрации.

результаты обследования работников атомной промышленности России и Франции данным способом (включая оценку дозы внутреннего облучения).

Способ комплексного обследования на СИЧ пациентов с инкорпорированными радионуклидами подразумевает следующие операции:

1. Для минимизации компоненты погрешности измерения, связанной с различием анатомического строения пациента и калибровочного пластикового фантома, пересчет интенсивности импульсов радиометра в содержание инкорпорированного радионуклида следует проводить с использованием метода Монте-Карло, с помощью которого моделируют перенос 7-излучения в геометрии индивидуального вексельного фантома.

2. Вексельные фантомы пациентов для расчета переноса излучения могут

4.00 • 3.50 -3.00 ■ 2,50 •

S

2,00-

с

X 1.501,00 • 0,50 ■

0,00 ■ 0,

■0.50 -

Рис. 11. Расчетная зависимость хил от величины W/H для следующих значений параметров: хстаид =1,9 см, Е = 17 кэВ, химический состав пластины — 50% мышечной и 50% жировой ткани. Точки — значения для 33-х «типовых» пациентов, сплошная линия — среднее значение оценки, полученной с помощью линейной регрессии, пунктирная линия — погрешность, соответствующая одному среднеквадратичному отклонению <т (доверительная вероятность 68%).

быть получены на основе томографических изображений этих пациентов, например, с помощью программы ŒDIPE.

3. Обследование пациентов на спектрометрах излучения человека следует проводить комплексно, помещая детекторы 7-излучения вблизи органов, в которых предположительно депонируется радионуклид (для этого необходимо учитывать биокипетику радионуклида, используя данные истории болезни о пути поступления радионуклида в организм и мерах по его выведению из организма).

4. Для повышения точности воспроизведения измерений на СИЧ с помощью метода Монте-Карло следует подробно протоколировать (жела-

х =9,95*(W/H)-2,90

0,35

0;40

0,46 050

0.55

0,60

W/H, кг/см

Таблица 5. Средняя эквивалентная доза на печень, селезенку и почки, аккумулированная за 50 лет после аномального проведения процедуры технециевой радиографии.

Орган Стилизованный фантом Снайдера Воксельный фантом Зубала

Доза, мЗв Масса, кг Доза, мЗв Масса, кг

Печень 31 1,809 36,0 1,45

Селезенка 7,3 0,174 4,9 0,275

Почки 2,8 0,284 5 0,373

тельно фотографировать) эти измерения, отмечая взаимное расположение пациента и детектора (детекторов)

5. Относительную погрешность, связанную с использованием калибровочного пластикового фантома вместо индивидуального воксельного фантома для пересчета интенсивности импульсов СИЧ в активность инкорпорированного радионуклида, можно найти по формуле.

V = ^^ ■ 100%, (8)

лс

где Kf и К с суть эффективности регистрации 7-излучения детектором, определенные с помощью пластикового фантома и воксельного фантома пациента, соответственно. Следует иметь в виду, что в отличие от Кс, который можно найти только расчетным путем, величину Kf можно определить как с помощью расчетов (используя данные томографического сканирования пластикового фантома), так и экспериментально.

Используя 241 Ат как маркер присутствия 239Ри, и предполагая схожесть биокинетики 239Ри и241 Ат в организме, а также их выведения из организма, можно предложить следующий способ оценки содержания инкорпорированного z39Pu.

1. Содержание инкорпорированного241 Ат оцениваем с помощью спектрометров излучения человека с расчетной калибровкой изложенным выше способом.

2. С помощью a-спектрометрии находим отношение активности 239Ри и 241 Ат в пробе мочи (кала) пациента.

Таблица 6. Результаты спектрометрических измерений активности радионуклидов в пробе мочи бывших работников атомной промышленности (естественная экскреция), мБк.

Изотопы плутония 241 Аш Отношение ÇM = _ (2Mpu ^ 240ри)/241дш

№Pu h ™P.l 1 шРи Все

Пациент С. 35,9 1 1,3 37,2 3,6 10

Пациент О 195,8 1 3,8 199,6 13,1 15

3. Содержание 230Pu во всем теле или отдельных органах оцениваем по формуле

,т(о) _ ,т(о) . £ 4T(o) лри /0ч

ЛРи ~ ЛАт Чм(к) — ЛАт ,м(к)> W

Ат

где Ар^ и Лдщ — содержание 23!)Ри и241 Ат во всем теле или отдельных органах, соответственно, а Лр^"' и — содержание 239Ри и 241 Ат в пробах мочи и кала, соответственно.

Для повышения точности и надежности оценки аккумулированной дозы целесообразно проводить периодический мониторинг содержания радионуклидов в различных органах и тканях пациента.

Предложенным способом обследовали бывших работников Северского химического комбината. В истории болезни этих пациентов, в прошлом работников Северского химического комбината, отмечено как ингаляционное (в штатных условиях труда), так и раневое (через колотые раны кистей рук на производстве) поступление нерастворимых соединений 239Ри и 241 Ат. Результаты спектрометрических измерений содержания радионуклиов в пробах мочи пациентов представлены в таблице 6 Результаты определения содержания 241 Ат и 2ЯЧРи в легких приведены в таблице 7, в других органах — в таблице 8

Возможности метода в задачах оценки доз внутреннего /3-облучения использованы при осбледовашш работника компании Electricité de France, получившего производственную травму В рану проник 106Rn (чистый /3-излучатель, период полураспада 373 дня), находящийся в равновесии с дочерним 106Rh (смешанный /З-7-излучатель, период полураспада 30 с). На момент инцидента и по прошествии после него как троих суток, так и месяца, в моче пострадавшего радионуклидов не было выявлено, что указывает на отсут-

Таблица 7. Определение с помощью СИЧ содержания 241 Аш и 239Ри в легких бывших работников атомной промышленности.

Пациент, легкое Пациент Б. Пациент С. Пациент 0.

левое правое левое правое левое правое

Измеренная интенсивность фотопика с энергией 59,56 кэВ (N), с"1 10,3 1,8 <0,1 0,80 0,43 1,25

Расчетный коэффициент пересчета содержания 241 Am в интенсивность фотопика 59,56 кэВ (.Кс), с"1 кБк-1 2,0 2,0 2,5 2,6 1Д 1,3

Индивидуальная расчетная оценка содержания 241 Am {Ас = N/Kc), кБк 5,1 0,90 < 0,04 0,31 0,39 0,95

Коэффициент пересчета содержания 241 Am в интенсивность фотопика 59,56 кэВ полученный с помощью Ливерморского фантома, {KL), с-^кБк"1 1,5 ЗД 1,5 3,1 1,5 3,1

Оценка содержания 241 Am с помощью Ливерморского фантома, {AL = N/Kl), кБк 6,9 0,6 <0,07 0,26 0,28 0,40

Относительная разность в оценке содержания 241 Am, т) — {Кс — KL)/KC ■ 100% = = {Ас - Al)/Ac ■ 100% +25% -55% +40% -19% -36% -135%

Оценка содержания 23аРи по данным анализа мочи (см. таб. 6), = Ас кБк - - < 0,4 3,1 6,0 15

Таблица 8. Определение с помощью СИЧ содержания 241 Ат и 239Ри в органах и тканях (кроме легких) бывших работников атомной промышленности.

Пациент, орган, ткань Пациент С. Пациент О

Левая кисть Левая подмышка Коленный сустав Левая кш ть Левая подмышка Коленный сустав

I Ьмсрснпая интенсивность фотипнка с энергией 59,56 кэВ (ДГ), с"1 0,12 0,16 0,08 1,11 0,35 0,60

Расчетный коэффициент пересчета содержания 241 Ат в интенсивность фотопика 59,56 кэВ (Кс), с"1 кБк"1 81,3 4,96 2,23 81,3 6,87 2,23

Индивидуальна» расчетная оценка содержания 241 Аш (Ас = И/Кс), Бк 1,5 32 36 14 50 270

Оценка удельной активности 141 Ат 241 Ат в костной ткани, Бк г-1 _ _ 0,064 _ _ 0,48

Оценка содержания '-"уРи по данным анализа мочи (см. таб 6), Ари = Ас ■ Бк 15 320 . зб© 200 700 4000

Оценка удельной активности в костной ткани, Бк г"1 - — 0,64 — - 7,2

ствие их миграции внутри тела пациента и локализацию источника в месте укола. По показаниям пострадавшего и данным наружного наблюдения глубина укола составила около 5 мм.

Для оценки активности радионуклида в пальце пострадавшего проведены измерения пациента на германиевом СИЧ фирмы «Канберра-Паккард» Измеренная активность 106Rh в пальце пациента на момент измерения на СИЧ (14.05.2001) составляла около 30 Бк. С учетом распада радионуклида в источнике, на момент поступления (06.06.2000) активность 106Rh составляла около 50 Бк. Относительная погрешность оценки порядка 30%.

Для верхнего предела оцененной активности (70 Бк 10f,Ru + 70 Бк 10f,Rh), и глубины залегания источника, равной 5 мм, проведены расчеты пространственного распределения доз внутри пальца. В расчетах дозовой нагрузки на палец учитывалось только ^-излучение, дающее подавляющий вклад в дозу. Изодозные кривые в поперечном сечении пальца, проходящем через точку загрязнения, построенные с помощью утилиты визуализации дозово-го распределения программы ŒDIPE, показаны на рис. 12.

Максимальная удельная мощность дозы /3-излучения на глубине зале-

1 2

3

4

2.0 2.5

з.о 3.5

X, см

Рис, 12. Визуализация программой ŒDIPE поперечного сечения пальца пациента через точку радиоактивного загрязнения "с Основными изодозными кривыми, рассчитанными по программе MCNP: 1 — ОД мЗвч-' кБк"1, 2 — 0,3 мЗвч"1 кБк"1, 3 — 0,5 мЗв'Ч^ кБк-1, 4 — 1,0 мЗвч^кБк"1.

тания базальных клеток (70 мкм) составила около 0,3 m3b-4~l-kRk"l. Это существенно меньше, чем результат оценки (2,2-6,5 мЗв-ч^'кБк"1), полученный приближенным аналитическим методом' разработанным для поверхностного загрязнения и предполагающим, согласно рекомендациям 60-Й Публикации МКРЗ3, равномерное загрязнение участка кожи площадью 1 см2 на глубине от 0 до 70 мкм. Однако указанная приближенная модель предполагает выведение радионуклида из организма примерно за 15 дней, что приводит к полной дозе на базальные клетки в месте загрязнения от 76 до 230 мЗв. При глубинном загрязнении, судя по результатам анализов мочи пациента, выведения радионуклида из организма не наблюдалось, что обусловливает максимальную величину дозы, полученной ближайшими к источнику /3-излучения базальными клетками, равную примерно 200 мЗв.

Отдельными приложениями даны список основных терм иное и понятий, использованных в работе, а также руководство пользователи программ-

*Chaptinel Y., Mi ,'.:,il F., Pitchowski J., Menoux В. et thérapeutique des contaminations

cutanés. СЕЛ Report, 1938.

^Piediuwski J., ChaptÙHîl Y. Evaluation ' la close locale untî blessure contaminée. — Radioprotection, 2004, T. ÎS, p. .155-366-

;3lritemaiiunsl Commission on Radiological Protection. Publication fiO: Recommendations of the intermit tonal Commission on Radiological Protection. — Annals at the ÏCRP, 1000 // Voi. 21, №

ного комплекса ŒDIPE.

3 Выводы

1. Предложен новый метод персонального мониторинга доз внутреннего облучения с помощью спектрометров излучения человека Подход, реализованный в исследовании, предусматривает интерпретацию измерений содержания инкорпорированных "/-излучателей с помощью расчетов методом Монте-Карло. При этом геометрию переноса излучения описывают в виде математического фантома, состоящего из вокселов (прямоугольных параллелепипедов малого размера). Учет индивидуальных особенностей анатомии пациента, влияющих на перенос 7-излу-чения, и как следствие, на показания спектрометров излучения человека, позволяет повысить точность определения содержания инкорпорированных радионуклидов и доз внутреннего облучения в несколько раз

2. Создан кроссплатформенный графический интерфейс пользователя ŒDIPE, предназначенный для автоматической генерации файла начальных данных программ MCNP н MCNPX (которые используют метод Монте-Карло) на основе томографических изображений, полученных для индивидуального пациента, а также для анализа результатов расчетов по MCNP и MCNPX ŒDIPE применяется в задачах дозиметрии внутреннего облучения, таких как расчетная калибровка спектрометров излучения человека, а также расчет доз внутреннего облучения в органах и тканях пациента или пространственного распределения дозовых нагрузок при внутреннем облучении.

3. Новый метод персонального мониторинга внутреннего облучения экспериментально апробирован на решении задач спектрометрии низкоэнергетического 7-излучения актиноидов (различные изотопы U, Pu и Ат), инкорпорированных в легких, с использованием пластиковых фантомов, образцов биологических тканей, а также подопытных животных. Экспериментально показана возможность воспроизведения в расчетах данных измерений (интенсивность пиков полного поглощения основных

энергий 7-излучения, испускаемого актиноидами) с погрешностью, не превышающей 10-15%.

4. Выявлена критическая роль особенностей анатомического строения человека для пересчета показаний СИЧ в величину активности инкорпорированных радионуклидов (в реальных условиях это может вносить коррективы в интерпретацию результатов измерений до двух и более раз). Показана также пригодность ŒDIPE для решения задач расчета пространственного распределения доз внутреннего облучения при проведении процедур радиодиагностики или радиотерапии, Использование воксельных фантомов вместо стилизованных для таких расчетов позволяет сократить систематическую погрешность в несколько раз

5. Разработан и апробирован на обследовании профессионалов атомной промышленности новый способ измерения содержания инкорпорированных актиноидов с обработкой результатов, использующей математическое моделирование измерений методом Монте-Карло (программы MCNP и MCNPX) в геомегрии индивидуального вокоельного фантома, который подготавливают с помощью программы ŒDIPE на основе томографических изображений пациента. Показано, что обследование пациентов данным способом снижает неопределенность в оценке содержания 239Ри и 241 Ат в органах и тканях пациентов, как минимум, на десятки процентов

6. Комплексный расчетно-измерительный метод исследование содержания инкорпорированных радионуклидов может быть положен в основу создаваемой в России системы контроля внутреннего облучения профессионалов атомной промышленности н населения, пострадавших в результате инцидентов с поступлением радионуклидов внутрь, с целью своевременного учета доз внутреннего облучения.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

[lj Борисов H. М., Панин М. П. Применение сопряженного метода Монте-Карло для расчета полей излучения приземных радионуклидных. // Известия вузов. Ядерная энергетика, 1995 Т 5, с 32-36

[2] Борисов Н. М., Панин М П. Модель оценки углового распределения потока 7-излучения точечного изотропного источника в бесконечной геометрии. // Атомная энергия, 1998 Т. 85, с. 338-340

[3] Борисов Н. М., Панин М. П. Критерий качества моделирования по ценности на основе теории переноса контрибутонов. // Атомная энергия, 1999. Т. 86, с. 103-107.

[4] Борисов Н. М., Панин М. П Моделирование сингулярных ядер столкновений при сопряженном блуждании. // Атомная энергия, 1999. Т 86, с. 178-183

[5] 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.

[6] Яценко В Н., 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

[7] Борисов Н М Перспективы использования математических методов в аварийной дозиметрии В сб.. «Проблемы аварийного и аномального облучения». Под ред. Кочеткова О. А. (в печати).

[8] Борисов Н. М. Моделирование методом Монте-Карло сопряженного переноса фотонов для расчета полей излучения радионуклидных выбросов // Международный научный конгресс «Молодежь и наука — третье тысячелетие» / Минобрнауки России и РАН М , 1996. Т. II, с. 1-2.

[9] Борисов Н. М. Сопряженное ценностное моделирование для расчета глубокого проникновения фотонного излучения // Международный симпозиум «Ядерная энергетика в третьем тысячелетии» / Минобрнауки России и РАН Обнинск, 1996. С. 70-72.

[10] Борисов Н. М., Панин М. П. Применение сопряженных методов Монте-Карло для оценки доз облучения // Научная сессия / МИФИ. М., 1998. Т. 1, с. 80-81.

[11] Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного электрон-фотонного переноса // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ - ФЭИ. Обнинск, 1998. С. 108-110.

[12] Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного переноса фотонов на дальние расстояния с применением альбедо // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ - ФЭИ. Обнинск, 1998 С. 111-113.

[13] Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного фотон-электронного переноса // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с. 173-174.

[14] Борисов Н М , Панин М П Расчет формы линии спектрометра с помощью сопряженного метода Монте-Карло // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с 175-177.

[15] Borisov N. М., Panin М. P. Adjoint importance Monte Carlo simulation for 7-ray deep penetration problem. // Monte Cailo Methods к Applications, 1997, Vol. 3, p. 241-250.

[16] Borisov N. M., Panin M. P. Adjoint Monte Carlo calculations of pulse-height-spectrum. // Monte Carlo Methods & Applications, 1998, Vol. 4, p. 273-287.

[17] Boiisov N M , Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte

Carlo calculations of coupled 7-ray-eiectron transport. // Monte Carlo

Methods к Applications, 1998, Vol. 4, p 341-358

]18] FYanck D., Laval L., Borissov N., Guilherme P., Bordy J. M. Development of

voxelized numerical phantoms using MCNP Monte Carlo code: Application

to m vivo measurement. // Radioprotection, 2001, Vol. 36, p. 1. 77-86

[19] Borisov N., Franck D , Laval L., de Cailan 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, Vol. 83, p 272-280.

[20] De Carlan L., Aubineau-Laniéce I., Lemosquet A, Borissov N., Jourdain J. R., Jeanbourquin D., le Guen B., Franck D. Application of new imaging and calculation techniques to activity and dose assessment m the case of a 106Ru contaminated wound. // Radiation Protection k Dosunetiy, 2003, Vol. 105, p. 219-223.

[21] Franck D., Borissov N , de Carlan L., Picirat N , Genicot J. L., Ethermg-ton G Application of Monte Carlo calculations to calibration of anthio-pomorphic phantoms used foi activity assessment of actinides in lungs // Radiation Protection & Dosimetry, 2003, Vol. 105, p. 403-408

[22] Franck D., Pierrat N., de Carlan L , Borissov N. Potentialités de la simulation Monte Carlo pour l'étalonnage de systèmes anthroporadiamétriques destinés à la mesure pulmonaire. Bulletin du BNM, Vol. 2003-2, №123.

[23] Borisov N. M., Panin M. P Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled 7-ray-electron-positron transport. // Nuclear Science & Engineering, 2005, Vol. 150, p 284-298.

[24] Borisov N M. Adjoint Monte Carlo calculations of coupled electron/7-ray transport , / XII International Confetence for Physics Students / ISPS Vienna, Austria, 1997 P 44

[25] Borisov N. M., Panin M P. Importance biasing quality criterion based on contributon response theory // Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000. P 181-186.

[26] Borisov N. M., Panin M P. Adjoint Monte Carlo simulation of fixed energy

secondary radiation // Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Par-

ticle Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society.

Lisbon, Portugal, 2000. P 193-198.

[27] Franck D., Borisov N., Laval L. Application of numerical phantoms and MCNP calculation for m vivo calibration // Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000. P. 443-448

[28] Borisov N., Franck D., Laval L , de Carlan L. Development of image processing for rapid numerical phantom reconstruction and Monte Carlo calculation for calibration of in vivo measurement systems // International Meeting on Mathematical Methods for Nuclear Applications / American Nuclear Society. Salt Lake City, UT, 2001.

[29] Borissov N., Franck D. Development and validation of interface «Anthropo» and MCNP parameterization. Rapport SDOS-2001/004. IPSN, Fontenay-aux-Roses, France, 2001.

[30] Franck D., Laval L., de Carlan L., Borissov N Développement de fantômes numériques voxélisés associé au code Monte Carlo MCNP : application à la mesure anthroporadiométrique // Congrès National de Radioprotection / Société Française de Radioprotection Tours, France, 2001

[31] Fianck D., Laval L., de Carlan L., Borissov N Développement de fantômes numériques voxélisés associé au code Monte Carlo MCNP : application à la dosimétrie interne // 8èmes journées des Laboratoires Associés de Radiophysique et de Dosimétrie / Société Française de Radioprotection. Madrid, Espagne, 2001.

[32] Franck D., de Carlan L., Pierrat N., Borissov N. Potentialités de la simulation Monte Carlo pour l'étalonnage de systèmes anthroporadiamétriques destinés a la mesure pulmonaire // Journées Gamma et X / Société Française de Radioprotection. Saclay, France, 2002.

[33] Borisov N., Franck D., de Carlan L., Pierrat N., Yatsenko V. Application of MCNP calculations to calibration of anthropomorphic phantoms used for assessment of actinides in lungs // Nuclear Mathematical and Computational Sciences: A Century in Review, A Century Anew / American Nuclear Society. Gatlinburg, TN, 2003.

[34] Pierrat N., de Carlan L., Franck D , Borissov N. Potentialités de la simulation Monte Carlo pour l'étalonnage réaliste de systèmes anthroporadi-amétriques destinés à la mesure pulmonaire // Congrès annuel de la Société Fiançaise de Radiopiotection / SFRP Montpellier, France, 2003.

[35] Borisov N. M., Kochetkov 0. A , Yatsenko V N., Tsedish S Ts„ Franck D., de Carlan L., Pierrat N. A new facility for MCNP application in whole body counting and internal dosimetry // The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing Woild / Ameiican Nuclear Society. Chattanooga, TN, 2005.

[36] Borisov N. M., Kochetkov O A., Yatsenko V. N., Guscv I A., Vlasov P. A., Kalistratova V. S., Nisimov P. G , Levochkm F. K., Borovkov M. V., Stol-yarov V. P., Tsedish S. Ts., Tyunn I N , Franck D , de Carlan L. Checking a Monte Carlo utility for whole body counting during in vivo experiment // The Monte Carlo Method Versatility Unbounded m a Dynamic Computing World / American Nuclear Society Chattanooga, TN, 2005

[37] Borisov N. M., Kochetkov O A , Yatsenko V N , Gusev I A , Vlasov P A., Kalistratova V S., Nisimov P. G., Levochkin F. K., Borovkov M. V., Stol-yarov V. P., Tsedish S. Ts., Tyunn I. N , Franck D., de Carlan L An experimental test on large animals of MCNP application for whole body counting // Mathematics and Computation, Supercomputmg, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications / American Nuclear Society. Avignon, France, 2005.

[38] De Cailan L., Pieirat N , Lamart S., Franck D , Aubineau-Lanièce I., Chi-avassa S , Bardiès M., Boiissov N ŒDIPE, a voxel-based tool for the assessment of internal dose, applications and new developments // Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactoi Physics and Nuclear and Biological Applications / American Nuclear Society. Avignon, France, 2005.

[39] Borisov N M., Yatsenko V. N., Kochetkov O. A., Fianck D , de Carlan L Examination of nuclear fuel processing workers using the computer-assisted lung counting // Workshop on Internal Dosimetry of Radionuclides Occu-

pational, Public and Medical Exposure / Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire/Health Protection Agency. Montpellier, France, 2006.

[40] Borisov N., Khokhlov V., Kulakov V., Sheino I., Franck D., de Calran L. A tool for preparation of voxel phantoms: potentialities for planning of ' neutron capture therapy. Larsson award for young scientists // 12th International Congress on Neutron Capture Therapy / International Society for Neutron Capture Therapy. Takamatsu, Japan, 2006. P. 524-526.

Бум. офсетная №1 Уч.-издл. 2,4

Формат издания 60x84/16 Печ.л. 2,5 Заказ № 325

Отпечатано ООО «Центр-Авангард»

Печать офсетная Тираж 100 экз.

Введение

Актуальность проблемы.

Цель исследования.

Основные задачи.

Методы исследования.

Научная новизна.

Практическая значимость.

Личный вклад автора.

На защиту выносятся.

Апробация работы.

Структура и объем диссертации.

Глава 1. Обзор литературы

1.1 Пути поступления и биокинетика радионуклидов в организме

1.1.1 Ингаляционный путь поступления.

1.1.2 Пероральный путь поступления

1.1.3 Перкутанный путь поступления

1.2 Методы контроля внутреннего облучения профессионалов

1.3 Решение задач переноса излучения в радиационной медицине и гигиене

1.3.1 Способы описания анатомии человека в задачах переноса ионизирующего излучения.

1.3.2 Математическое описание процесса переноса ионизирующего излучения.

1.3.3 Методы, алгоритмы и программное обеспечение для расчета переноса ионизирующего излучения.

Выводы.

Глава 2. Метод персонального мониторинга внутреннего облучения

2.1 Программное обеспечение CEDIPE, автоматизирующие применение метода Монте-Карло в геометрии воксельного фантома

2.1.1 Сегментирование томографических изображений

2.1.2 Задание информации об источнике и детекторе

2.1.3 Запись файла исходных данных.

2.1.4 Дополнительные модули.

2.1.5 Перспективы дальнейшего развития программы

2.2 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в ГНЦ-ИБФ

2.2.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы.

2.2.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных.

2.2.3 Лабораторный комплекс для работ с радиоактивными веществами в открытом виде.

2.3 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в исследовательских учреждениях Франции.

2.3.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы.

2.3.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных.

Выводы.

Глава 3. Экспериментальная апробация метода персонального мониторинга внутреннего облучения

3.1 Эксперименты с пластиковым фантомом Ливерморской национальной лаборатории (США).

3.1.1 Эксперименты с распределенным источником241 Am. Роль объединения соседних вокселов в прямоугольные параллелепипеды

3.1.2 Эксперименты с МОХ-подобной смесью.

3.1.3 Эксперименты с точечными источниками 241 Am

3.2 Эксперименты с произвольными образцами биологических тканей

3.3 Квази-прижизненные эксперименты на крупных животных (свиньях)

3.3.1 Планирование экспериментов.

3.3.2 Проведение экспериментальных работ.

3.3.3 Результаты.

3.4 Радиобиологический эксперимент на нечеловеческих приматах бабуин).

3.4.1 Планирование эксперимента.

3.4.2 Материалы и методы радиобиологического эксперимента

3.4.3 Результаты радиобиологического эксперимента

3.4.4 Материалы и методы вычислительного эксперимента

3.4.5 Результаты вычислительного эксперимента.

Выводы.

Глава 4. Исследование влияния особенностей анатомического строения человека, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также математической модели анатомии человека на оценку доз внутреннего облучения

4.1 Сравнительная калибровка пластиковых фантомов, применяемых в радиационной медицине и гигиене.

4.2 Исследование влияния локализации инкорпорированного радионуклида на показания СИЧ

4.2.1 Вычислительный эксперимент с локализацией источника в легких вблизи их границы раздела с мягкими тканями

4.2.2 Вычислительный эксперимент с точечными источниками в легких.

4.3 Создание библиотеки воксельных фантомов для измерения содержания актиноидов в легких с помощью программы (EDIPE. Улучшение метрологических качеств Ливерморского фантома

4.4 Оценка дозы излучения 99mTc на внутренние органы от сеанса медицинской радиоскопии печени и селезенки

Выводы.

Глава 5. Определение содержания инкорпорированных радионуклидов, а также доз внутреннего облучения с применением метода Монте-Карло

5.1 Способ обследования пациентов с помощью спектрометров излучения человека с индивидуальной расчетной интерпретацией показаний приборов.

5.2 Обследование работников российских предприятий атомной промышленности

5.2.1 Материалы и методы.

5.2.2 Результаты.

5.3 Экспертиза раневого радиоактивного загрязнения: определение внутреннего содержания и расположения радионуклида, а также расчет распределения доз в тканях, прилегающих к ране, у работника электроэнергетики Франции.

5.3.1 Определение активности источника.

5.3.2 Расчет пространственного распределения доз внутреннего облучения.

Выводы.

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,

235U, 236U, 238U, 238Pu, 239Pu, 241 Am 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, применяи 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 241 Am), 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 является 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

Общие выводы к диссертации

1. Предложен новый метод персонального мониторинга доз внутреннего облучения с помощью спектрометров излучения человека. Подход, реализованный в исследовании, предусматривает интерпретацию измерений содержания инкорпорированных 7-излучателей с помощью расчетов методом Монте-Карло. При этом геометрию переноса излучения описывают в виде математического фантома, состоящего из вокселов (прямоугольных параллелепипедов малого размера). Учет индивидуальных особенностей анатомии пациента, влияющих на перенос 7-излучения, и как следствие, на показания спектрометров излучения человека, позволяет повысить точность определения содержания инкорпорированных радионуклидов и доз внутреннего облучения в несколько раз.

2. Создан кроссплатформенный графический интерфейс пользователя ®DIPE, предназначенный для автоматической генерации файла начальных данных программ MCNP и MCNPX (которые используют метод Монте-Карло) на основе томографических изображений, полученных для индивидуального пациента, а также для анализа результатов расчетов по MCNP и MCNPX. ®DIPE применяется в задачах дозиметрии внутреннего облучения, таких как расчетная калибровка спектрометров излучения человека, а также расчет доз внутреннего облучения в органах и тканях пациента или пространственного распределения дозовых нагрузок при внутреннем облучении.

3. Новый метод персонального мониторинга внутреннего облучения экспериментально апробирован на решении задач спектрометрии низкоэнергетического 7-излучения актиноидов (различные изотопы U, Ри и Am), инкорпорированных в легких, с использованием пластиковых фантомов, образцов биологических тканей, а также подопытных животных. Экспериментально показана возможность воспроизведения в расчетах данных измерений (интенсивность пиков полного поглощения основных энергий 7-излучения, испускаемого актиноидами) с погрешностью, не превышающей 10-15%.

4. Выявлена критическая роль особенностей анатомического строения человека для пересчета показаний СИЧ в величину активности инкорпорированных радионуклидов (в реальных условиях это может вносить коррективы в интерпретацию результатов измерений до двух и более раз). Показана также пригодность (EDIPE для решения задач расчета пространственного распределения доз внутреннего облучения при проведении процедур радиодиагностики или радиотерапии, Использование воксельных фантомов вместо стилизованных для таких расчетов позволяет сократить систематическую погрешность в несколько раз.

5. Разработан и апробирован на обследовании профессионалов атомной промышленности новый способ измерения содержания инкорпорированных актиноидов с обработкой результатов, использующей математическое моделирование измерений методом Монте-Карло (программы MCNP и MCNPX) в геометрии индивидуального воксельного фантома, который подготавливают с помощью программы CEDIPE на основе томографических изображений пациента. Показано, что обследование пациентов данным способом снижает неопределенность в оценке содержания 239Ри и 241 Am в органах и тканях пациентов, как минимум, на десятки процентов.

6. Комплексный расчетно-измерительный метод исследования содержа,-ния инкорпорированных радионуклидов может быть положен в основу создаваемой в России системы контроля внутреннего облучения профессионалов атомной промышленности и населения, пострадавших в результате инцидентов с поступлением радионуклидов внутрь, с целью своевременного учета доз внутреннего облучения.

1. Абрамов А. И., Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Основы экспериментальных методов ядерной физики. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1985.

2. Америций. Плутоний. Радиометрия. Экстракционно-хроматографи-ческий метод определения активности в моче. Методика выполнения измерений. МУК 2.6.1-046-2001. — М., 2001.

3. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. Под ред. В. Н. Артамкина. М.: Атомиздат, 1974.

4. Борисов Н. М. Применение сопряженных методов Монте-Карло в задачах переноса фотонов с учетом вторичного излучения. Диссертация: канд. физ.-мат. наук. М., МИФИ, 1999.

5. Булдаков Л. А., Любчарский Э. Р., Москалев Ю. И., Нифатов А. П. Проблемы токсикологии плутония. М.: Атомиздат, 1969.

6. Булдаков Л. А., Калистратова В. С. Радиоактивное излучение и здоровье. М.: Информ-Атом, 2003.

7. Булдаков Л. А., Калистратова В. С. Радиационное воздействие на организм — положительные эффекты. М.: Информ-Атом, 2005.

8. Василенко И. Я., Булдаков JI. А., ред. Радионуклидное загрязнение окружающей среды и здоровье населения. М.: Медицина, 2004.

9. Волков Н. Г., Христофоров В. А., Ушакова Н. П. Методы ядерной спектрометрии. М.: Энергоатомиздат, 1990.

10. Гиммельфарб Г. Н. Анестезия у экспериментальных животных. Ташкент, 1984.

11. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: Издательство иностранной литературы, 1954.

12. Глоссарий.ру. Электронный словарь по естественным наукам, http: //slovari.yandex.ru.

13. Гольдштейн Г., Уилкинс Дж. Расчеты прохождения гамма-излучения через вещество. In: Защита транспортных установок с ядерным двигателем. М.: Издательство иностранной литературы, 1961, с. 213430.

14. ГСИ. Определение активности плутония в моче спектрометрическим методом. Методика выполнения измерений. МУК 2.6.10040-03. — М., 2002.

15. Гусев Н. Г., Машкович В. П., Обвинцев Г. В. 7-излучение радиоактивных изотопов и продуктов деления. М.: Государственное издательство физико-математической литературы, 1958.

16. Гусев И. Г., Дмитриев П. П. Радиоактивные цепочки. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1988.

17. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1989. Т. 1. Физические основы защиты от излучений.

18. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.262000. В кн.: Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. М., 2001. Т. 1, с. 111-156.

19. Ермаков С. М., Михайлов Г. А. Статистическое моделирование. М.: Наука, 1982.

20. Ефимов Е. И. // Интегрирование сопряженного уравнения переноса 7-квантов методом Монте-Карло. Обнинск, 1984. (Препринт ФЭИ; 1585).

21. Зигбан К., ред. а-, (3- и 7-спектроскопия. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1969.

22. Ионизирующие излучения и их измерения Термины и понятия. М.: Стандартинформ, 2006.

23. Ильин Д. А., ред. Радиоактивные вещества и кожа. М.: Атомиздат, 1972.

24. Ильин Л. А., Иванников А. Г. Радиоактивные вещества и раны. Метаболизм и декорпорация. М.: Атомиздат, 1979.

25. Ильин Л. А., Губанов В. А., ред. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры. М.: ИздАТ, 2001.

26. Ильин Л. А., ред. Радиационная медицина. Руководство для врачей-исследователей, организаторов здравоохранения и специалистов по радиационной безопасности. М.: ИздАТ, 2004. Т. 1-4

27. Ильин Л. А., ред. Плутоний. Радиационная безопасность. М.: ИздАТ, 2005.

28. Калашникова В.И., Козодаев М.С. Детекторы элементарных частиц. М.: Наука, 1966.

29. Коган А. Б., Шитов С. И. Техника физиологического эксперимента. М., 1967.

30. Кольчужкин А. М., Учайкин В. В. Ведение в теорию прохождения частиц через вещество. М.: Атомиздат, 1978.

31. Коробейников В. В, Усанов В. И. Методы сопряжения в задачах переноса излучения. М.: Энергоатомиздат, 1994.

32. Левочкин Ф. К., Бочвар И. А., Соколова Т. Н. Способ определения активности 7-излучателей в объемных пробах любых составов и плотности и плоский источник-имитатор для его осуществления. // Аппаратура и новости радиационных измерений, 2000. №4, с. 18-24.

33. Левочкин Ф. К., Бочвар И. А., Соколова Т. Н., Яценко В. Н. Способ калибровки спектрометра энергии 7-излучения при измерении активности объемных источников. / / Аппаратура и новости радиационных измерений, 2003. №4, с. 34-39.

34. Льюинс Дж. Ценность. Сопряженная функция. М.: Атомиздат, 1972.

35. Метрология Основные термины и понятия. Межгосударственный совет по стандартам меторологии и сертификации. Минск, 1999.

36. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Атомиздат, 1974.

37. Москалев Ю. И., ред. 239Ри: распределение, биологическое действие, ускорение выведения. М.: Медицина, 1962.

38. Москалев Ю. И., ред. Проблемы радиобиологии 241 Am. М.: Атомиздат, 1977.

39. Москалев Ю. И., Заликин Г. А., Нисимов П. Г., Стрельцова В. Н., Жорова Е. С. Проблемы радиобиологии 239Pu. М.: Энергоатомиздат, 1990.

40. Нелюбов А. А. Количественные закономерности и особенности поражения собак в условиях общих неравномерных 7-лучевыхвоздействий. Диссертация: канд. биол. наук. М., Институт биофизики МЗ СССР, 1972.

41. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, 1999.

42. Окладникова Н. Д., Гуськова А. К., Хохряков В. Ф. Обращение с соединениями плутония. Руководство. 1994.

43. Осанов Д. П., Лихтарев И. А. Дозиметрия излучений инкорпорированных радиоактивных веществ. Изд. 2-е, перераб. и доп. М.: Атомиздат, 1977.

44. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (0СП0РБ-99). Минздрав России, 2000.

45. Романов С. А. Микрораспределение плутония в легких как основа коррекции дозиметрических моделей. Диссертация: канд. биол. наук. М., ГНЦ — Институт биофизики, 2003.

46. Туркин А. Д. Дозиметрия радиоактивных газов. М.: Атомиздат, 1973.

47. Титаева Н. С. Ядерная геохимия. М.: Издательство Московского университета, 2000.

48. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». №3-Ф3 от 09.01.1996.

49. Хохряков В. Ф. Обмен промышленных соединений плутония в организме человека. Моделирование транспорта и разработка косвенной дозиметрии. Диссертация: докт. биол. наук. М., Институт биофизики МЗ СССР, 1986.

50. Хохряков В. Ф., Меньших 3. С., Суслова К. Г., Кудрявцева Т. И., Токарская 3. Б., Романов С. А. Базовые уравнения косвенной дозиметрии плутония. // Атомная энергия, 1993. Т. 75, с. 358-363.

51. Хохряков В. Ф., Суслова К. Г., Романов С. А. Легочный клиренс промышленных соединений плутония у человека в отдаленные сроки после начала ингаляции. // Вопросы радиационной безопасности, 1996. №1, с. 28-34.

52. Хохряков В. Ф., Суслова К. Г., Романов С. А., Кудрявцева Т. И., Меньших 3. С., Восторгин В. В. Внутреннее облучение персонала ПО «Маяк». // Вопросы радиационной безопасности, 2000. №3, с. 51-58.

53. Aboughantous С. Н. A contributon Monte Carlo method. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 118, p. 160-177.

54. Andre S., Charuau J., Rateau G., Vavasseur C., Metivier H. Design of a new inhalation device for rodents and primates. // Journal of Aerosol Science, 1989, Vol. 20, p. 647-656.

55. Andreo P. Monte Carlo techniques in medical radiation physics. // Phys. Med. Biol., 1991, Vol. 36, p. 861-920.

56. Anger H. O. Scintillation camera. // Review Science & Instruments, 1958, Vol. 29, p. 27-33.

57. Anger H. О. Scintillation camera with multichannel collimators. // Journal of Nuclear Medicine, 1964, Vol. 5, p. 515-531.

58. Auvray C. Optimisation et adaptation sous UNIX du logiciel CEDIPE developpe pour la dosimetrie interne personnalisee. Rapport du stage au IRSN. Fontanay-aux-Roses, France, 2003.

59. Beau P. G., le Frand J. Utilisation d'un fantome equivalent-tissus pour l'estimation de la contamination radiocative et de la dose absorbee au niveau de certains organs. // Radioprotection, 1970, Vol. 5, p. 167-174.

60. Berard P., Aussel J. P. Surveillance anthroporadiametrique X et 7 des tra-vailleurs exposes aux composes de l'uranium interne a l'aide de detecteurs coaxiaux. Rapport CEA, 1994.

61. Bhattacharyya M. H., Breistenstein B. D., Metivier H., Muggenburg B. A., Stradling G. N., Wolf V. Traitement de la contamination interne acciden-telle des travailleurs. Ouvrage IPSN. Fontenay-aux-Roses, France, 1995.

62. Boecker В., Hall, R., Inn K., Lawrence, J., Ziemer, P., Eisie G., Wacholz R., Burr W. Current status of bioassay procedures to detect and quantify previous exposures to radioactive material. // Health Physics, 1991, Vol. 60, Suppl. 1, p. 45-100.

63. Boecker В. В., Hoover M. D., Newton D. J., Guilemtte R. A., Scott B. R. Evaluation of strategies for monitoring and sampling airborne radionuclides in the workspace. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 69-71.

64. La Bone T. R., Findley W. M. Uncertainties in organ burdens estimated from PAS (U) // Topical Meeting on Air Monitoring and Internal Dosimetry / Health Physics Society. Augusta, GA, 2004.

65. Booth Th. E. A Monte Carlo learning/Biasing experiment with intelligent random numbers. // Nuclear Science & Engineering, 1986, Vol. 92, p. 465481.

66. Booth Th. E. A quasi-deterministic approximation of the Monte Carlo importamce function. // Nuclear Science & Engineering, 1990, Vol. 104, p. 474-384.

67. Booth Th. E. A Monte Carlo variance reduction approach for non-Boltzmann tallies. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 116, p. 113124.

68. Both J. P., Mazzolo A., Petit O., Peneliau Y. Roesslinger B. TRIPOLI 4.3 User Manual for version 4.3 of the TRIPOLI 4 Monte Carlo method particle transport computer code. CEA-R-6044, CEA/Saclay, 2003.

69. Bouvier-Capely С., Ritt J., Baglan N., Cossonnet C. Potentialities of mass spectrometry (ICP-MS) for actinides determination in urine. // Applied Radiation Isotopes, 2004, Vol. 60, p. 629-633.

70. Briesmeister J. MCNP — A general Monte Carlo N-particle Transport Code, version 4c. Radiation Transport Group — Applied Theoretical Physics Division — Los Alamos National Laboratory, LA-13709-M, Los Alamos, NM, 2000.

71. Britcher A. R., Strong R. Personal air sampling — a technique for the assessment of chronic low level exposure. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 59-62.

72. Brown D. G., Thomas R. E, Jones L. P., Cross F. H., Sasmore D. P. Lethal dose studies with cattle exposed to whole body 60Co 7-radiation. // Radiation Research, 1961, Vol. 15, p. 675-683.

73. Brown F. B. MCNP 5.0 // The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, TN, 2005.

74. De Carlan L. et al. Application of voxel phantoms in whole body counting for the validation of calibration phantoms and the assessment of uncertainties. IM2005 conference.

75. Chaptinel Y., Durand F., Piechowski J,, Menoux B. Dosimetrie et therapeutique des contaminations cutanes. CEA Report. 1988.

76. Chiavassa S. Developpement d'un outil dosimetrique personnalise pour la radioprotection en contamination interne et la radiotherapie vectorisee en medecine. These pour obtenir le grade de docteur de l'Universite

77. Paul Sabatier de Toulouse. Specialite : Physique radiologique et medicale. Soutenu le 12 decembre 2005.

78. Christy M., Eckerman K. F. Specific absorbed fraction of energy at various ages from internal photon sources. I: Methods. Report ORNL/TM-8381/V1. Oak Ridge National Laboratory, 1987.

79. Clarke S. W., Pavia D., ed. Aerosols and the lung. L.: Butterworth & C°, 1984.

80. Davies Sh, Whalen R. P. Americium contamination incident in a New York State Health Department Laboratory // Conference of radiation control program directors / Radiological Health Section of Public Health Association. Houston, TX, 1970.

81. Dehring D.J., Lowery B. D., Flynn J., Reitz G., Steinberg S., Carey L. C., Cloutier С. T. Indomethacin improvement of septic acute respiratory failure in a porcine model. // The Journal of Traumatology, 1983, Vol. 23, p. 725729.

82. Drumm C. R., Fan W. C., Renken J. H. Forward and adjoint methods and applications for deterministic electron-photon transport. // Nuclear Science & Engineering, 1991, Vol. 108, p. 14-49.

83. Delacroix D., Guerre J. P., Leblanc P. Radionuclides & Radioprotection : Guide pratique. Radioprotection, 2004 // Vol. 39, numero special.

84. Emsley J. Nature's building blocks: an A-Z guide to the elements. New York: Oxford University Press, 2001.

85. Franck D., Pihet P., Laval L. Validation de l'interface «Anthropo» et parametrage de MCNP. Rapport SDOS. IPSN, Fontenay-aux-Roses, France, 1999.

86. Friedman R. J., Reichard M. C., Blue Т. E., Brown A. S. Evaluation of scatter contribution from shielding materials used in scatter measurements for calibration range characterization. // Health Physics, 2001, Vol. 76, p. 288-299.

87. Gelbard E. M., Gu A. G. Biases in Monet Carlo eigenvalue calculations. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 117, p. 1-9.

88. Genicot J.-L., Pomme S., Alzetta J.-P. In vivo measurement of low energy photon emitters: room-temperature semiconductor diodes vs. large scintillators and germanium crystals. // Health Physics, 1999, Vol. 76, p. 288-299.

89. Guilmette R. A., Griffith W. C., Hickman A. W. Intake assessment for workers who have inhaled 238Pu aerosols. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 127-131.

90. Harduin J. C., Peleau В., Levasseur D. Analytical determination of ac-tinides in biological samples. // Radioprotection, 1996, Vol. 31, p. 229-245.

91. Hickey E. E., Stoetzel G. A., Strom D. J., Cicotte G. R., Wiblin С. M., McGuire S. A. Air sampling in the workspace. Final report. U. S. Nuclear

92. Regulatory Commission. Office of Nuclear Regulatory Research. NUREG-1400, 1993.

93. Hickman D. P., Firpo M. Magnetic resonance image phantom program. Report UCRL-MA-118455. Lawrence Livermore National Laboratory, 1997.

94. Holland A. J. C. Laboratory animal ansestesia. // Canadian Anaestesia Society Journal, 1973, Vol. 20, p. 693-705.

95. Hunt J. G., Malatova I., Foltanova S., Dantas В. M. Calibration of in vivo measurement system using a voxel phantom and the Monte Carlo technique. // Radiation Protection & Dosimetry, 2000, Vol. 89, p. 283-286.

96. IDL Vritual machine. User's guide. Available at: http://www.rsinc.com/IDL.

97. International Commission on Radiological Protection. Publication 23: Report of the task group on Reference Man. Annals of the ICRP, 1975.

98. International Commission on Radiological Protection. Publication 30, Part I: Limits for intake of radionuclides by workers. Annals of the ICRP, 1979 // Vol. 2, №3-4.

99. International Commission on Radiological Protection. Publication 38: Radionuclide transformations — Energy and intensity of emissions. Annals of the ICRP, 1983 // Vol. 11-13.

100. International Commission on Radiological Protection. Publication 54: Individual monitoring for intakes of radionuclides by workers: design and interpretation. Annals of the ICRP, 1989 // Vol. 19, №1-3.

101. International Commission on Radiological Protection. Publication 60: Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, 1990 // Vol. 21, №1-3.

102. International Commission on Radiation Protection. Publication 66: Human respiratory tract model for radiological protection. Annals of the ICRP,1994 // Vol. 24, №1-4.

103. International Commission on Radiation Protection. Publication 68: Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. Annals of the ICRP,1995 // Vol. 24, №2, Replacement of ICRP Publication 61.

104. International Commission on Radiation Protection. Punclication 78: Individual monitoring for internal exposure of workers. Annals of the ICRP, 1999 // Vol. 27, №3-4, Replacement of ICRP Publication 54.

105. International Commission on Radiation Units and Measurements. Report 44: Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurements. Bethesda, MD, 1989.

106. International Commission on Radiation Units and Measurements. Report 48: Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection. Bethesda, MD, 1992.

107. Irving D. C. The adjoint Boltzmann equation and its simulation by Monte Carlo. // Nuclear Engineering & Design, 1971, Vol. 15, p. 273-292.

108. Ishikawa Т., Uchiyama M. Calculation of the counting efficiency for 137Cs using voxel phantom with lungs and a skeleton. // Radiation Protection & Dosimetry, 1997, Vol. 69, p. 199-204.

109. Ishikawa Т., Uchiyaina M. Estimation of the counting efficiencies for individual subjects in 137Cs whole-body counting using voxel phantoms. // Radiation Protection к Dosimetry, 1997, Vol. 71, p. 195-200.

110. Kang C., Newton D., Warner A. J., Absolom T. A., Druchten D. A., Anderson A. L., Palmer E. E. A comparison of techniques in the assessment of chest wall thickness and composition. // Health Physics, 1993, Vol. 64, p. 406-411.

111. Kenneth A. V. User's guide for Sabrina®. Version 3.56. Radiation Transport Group — Applied Theoretical Physics Division — Los Alamos National Laboratory, LA-UR-93-3696, Los Alamos, NM, 1994.

112. Kramer G. H., Hauck В. M., Allen S. A. Comparison of the LLNL and JAERI torso phantoms using Ge detectors and phoswich detectors. // Health Physics, 1998, Vol. 74, p. 594-601.

113. Laurer G. R., Eiesenbud M. In vivo measurements of nuclide emitting soft penetrating radiation. In: Diagnosis and Treatment of Deposited Radionuclides. Amsterdam: Excerpta Medica, Foundation, 1988, p. 189-207.

114. Lemosquet A., de Carlan L., Clairand I., Aubineau-Laniece I. Fantomes numeriques anthropomorphes appliques a. la dosimetrie des rayonnements ionisants. Etat de l'art. Rapport SDOS-2002/004. IRSN, Fontenay-aux-Roses, France, 2002.

115. Mallett M. W., Hickman D. P., Kruchten D. A., Poston J. W. Development of a method for calibrating in vivo measurement systems using magnetic resonance imaging and Monte Carlo calculations. // Health Physics, 1995, Vol. 68, p. 773-785.

116. Metivier H. CEC-USDOE guidebook for the treatment of internal contamination of workers: an overview. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 291-295.

117. Metivier H. Toxiques nucleaires (sous la direction de P. Galle). 2eme edition. P.: Editions Masson, 1997.

118. Moody J. C., Stradling C. J., Britcher A. R. Biokintetics of three industrial plutonium nitrate materials: implications for human exposure. // Radiation Protection & Dosimtery, 1994, Vol. 53, p. 169-172.

119. Moorthy A. R., Schopfer C. J., Bannerjec S. Plutonium from atmospheric weapons testing: fusion track analysis of urine samples. // Anal. Chem., 1998, Vol. 60, p. 857-860.

120. Nelson W. R, Hirayama H, Rogers D. W. O. The EGS4 Code System SLAC-265. Standford Linear Accelerator Center, 1985.

121. Nifatov A. P., Buldakov L. A., Matveev V. I. Some late effects after a single inhalation of 239Pu and 241 Am in Dogs. // Health Physics, 1972, Vol. 22, p. 875.

122. Nolibe D., Metivier H., Masse R., Chretien J. Benefits and risks of bronchopulmonary lavage: a review. // Radiation Protection h Dosimetry, 1989, Vol. 26, p. 337-343.

123. Okladnikova N. D., Pesternikova V. S. Sumina M.V, Doschenko V.N. Occupational diseases from radiation exposure at the first nuclear plant in the USSR. // Science total environment, 1994, Vol. 142, p. 9-17.

124. Palmer H. E., Rieksts G. A. The use of high purity germanium detectors for in vivo measurement of low energy photon emitters. // Health Physics, 1984, Vol. 47, p. 569-578.

125. Piechowski J., Menoux B. Protocole de surveillance individuelle pour les contaminations par inhalation de radionuclides en milieu professionnel. Rapport CEA-R-5305.

126. Piechowski J. Le plutonium et l'homme : metabolisme, surveillance et ges-tion medicale des incidents. Revue Generale Nucleaire, 1995 // Vol. 1.

127. Piechowski J., Chaptinel Y. Evaluation de la dose locale pour une blessure contaminee. // Radioprotection, 2004, Vol. 39, p. 355-366.

128. Pierrat N. et al. Determining new european biometric equations for the calibration of in vivo lung counting systems using the Livermore phantom. IM2005 conference.

129. Pihet P., Beau P., Berar P., Franck D., Malarbet J. L., Razafmdralam-bo N., Rannou A. Low energy spectroscopy for monitoring lung retention in respect of the present and forthcoming regulation // Radiation Dose Management / BNES. Windermere, UK, 1995.

130. Prot N. Anatomie systematique et topographique de la cavite thoracique du macaque cynomolgus. These de l'Universite Claude Bernard (Ecole Veterinaire), Lyon. 1994.

131. PV-Wave®, Version 7.0. Visual Numerics® inc. User's Guide. Houston, TX, 1999.

132. Razafindralambo N. Limite de detection de la spectrometrie X pour l'anthroporadaimetrie pulmonaire du plutonium : analyse et perspectives de developpement. These, Universite Paul Sabatier de Toulouse, 1995.

133. Ridell A. E., Britcher A. R. Pluto — a software package using the maximum-likehood method to fit plutonium in urine data to an excretion function. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 199-201.

134. Rundo I, Keane А. Т., May H. A. Measurement of241 Am in the ten-year-old boy // Assessment of radioactive contamination in man / IAEA. Vienna, Austria, 1972. P. 579-594.

135. Sal vat F., Fernandez-Varea J. M., Sempau J. PENELOPE — a code system for Monte Carlo simulation of electron and photon transport. Workshop Proceedings, ISBN 92-64-02145-0, 2003.

136. Schmitzer C., Brandl A., Wahl W., Roth P., Franck D., de Carlan L., Andrasi A. Developments in internal monitoring techniques. // Radiation Protection к Dosimetry, 2003, Vol. 105, p. 451-456.

137. Shirotani T. Realistic torso phantom for calibration of in vivo transuranic nuclide counting facilities. // Journal of Nuclear Science к Technology, 1988, Vol. 25, p. 875-883.

138. Snyder W. S., Ford M. R., Warner G. G., Watson S. B. Absorbed dose per unit cumulative activity for selected radionuclides and organs. Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) Pamphlet №11,. New York: Society of Nuclear Medicine, 1978.

139. Stradling G. N., Moody J. C. Use of animal studies for assesing intakes of inhaled actinide-bearing dusts. //J Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 1995, Vol. 2, p. 309-329.

140. Strickberger M. Evolution. Sudbury, MA: Jones к Bartlett Publishers, 2000.

141. Tanaka G., Kawamura H., Nakagara Y. Mass of organs and other characteristics of normal Japanese. // Health Physics, 1979, Vol. 36, p. 333-346.

142. Taylor N. A. Computer methods for assessment of uptake from prolonged ocupational exposure // Assessement of Radioactive Contamination in Man / IAEA. Vienna, 1985. P. 445-458.

143. Thomas R. G, Mcclellan R. O., Thomas R. L., Chiffelle T. L., Hobbs С. H., Jones R. K., Mauderly J. L., Pickrell J. A. Metabolism, dosimetry and biological effects of inhaled 241 Am in beagle dogs. // Health Physics, 1972, Vol. 22, p. 863-871.

144. Troubetzkoy E. S. Optimization in linear Monte Carlo calculations. // Nuclear Science к Engineering, 1991, Vol. 107, p. 359-364.

145. U. S. National Commission on Radiological Protection. ORAUT-OTIB-0022: Guidance on wound modelling for internal dose reconstruction. 2005.

146. Vikers L. R. The gender-specific chest wall thickness prediction equations for routine measurements of 239Pu and 241 Am within the lung using HPGe detectors. // Health Physics, 1996, Vol. 70, p. 685-427.

147. Whalen R. P., Davies Sh. Americium contamination incident in a New York State Health Department Laboratory. // Radiation Data к Reports, 1972, Vol. 13, p. 249-253.

148. Whalen D. E., Rosen I. C., Cohen N. In vivo Measurement of 241 Am in Man // Assessment of radioactive contamination in man / IAEA. Vienna, Austria, 1972. P. 595-678.

149. Williams M. L. Generalized contributon response theory. // Nuclear Science к Engineering, 1991, Vol. 108, p. 355-382.

150. Wrenn M. E., Singh N. P., Xue Y. H. Urinary excreation of 239Pu by the general population: measurement techniques and results. // Radiation Protection к Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 81-84.

151. Xu X. G. Stylized vs. tomographic: an experience on anatomic modeling at PRI // The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, TN, 2005.

152. Zaidi H. Monte Carlo techniques in diagnostic and therapeutic nuclear medicine. In: «Proceeding series: Standards and codes of practice in medical radiation dosimetry», vol. 2, p. 29-44, IAEA-CN-96-65, Vienna, 2003.

153. Zankl M., Petoussi-Henss N., Fill U., Regulla D. The application of voxel phantoms to the internal dosimetry of radionuclides. // Radiation Protection & Dosimetry, 2003, Vol. 105, p. 539-548.

154. Zubal I. G., Harrell C. R., Smith E. O., Rattner Z., Gindi G., Hoffer P. B. Computerized three-dimensional segmented human anatomy. // Medical Physics, 1994, Vol. 21, p. 299-302.

155. VI российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 1994.

156. VII российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 1998.

157. VIII российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 2002.

158. IX российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 2006.

159. Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000.

160. International Meeting on Mathematical Methods for Nuclear Applications / American Nuclear Society. Salt Lake City, UT, 2001.

161. Workshop on Internal Dosimetry of Radionuclides Occupational, Public and Medical Exposure / National Radiological Protection Board. Oxford, UK, 2002.

162. The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, Tennessee, 2005.

163. Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications / American Nuclear Society. Avignon, France, 2005.

164. Борисов H. M., Панин M. П. Применение сопряженного метода Монте-Карло для расчета полей излучения приземных радионуклидных. // Известия вузов. Ядерная энергетика, 1995. Т. 5, с. 32-36.

165. Борисов Н. М., Панин М. П. Модель оценки углового распределения потока 7-излучения точечного изотропного источника в бесконечной геометрии. // Атомная энергия, 1998. Т. 85, с. 338-340.

166. Борисов Н. М., Панин М. П. Критерий качества моделирования по ценности на основе теории переноса контрибутонов. // Атомная энергия, 1999. Т. 86, с. 103-107.

167. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сингулярных ядер столкновений при сопряженном блуждании. // Атомная энергия, 1999. Т. 86, с. 178-183.

168. 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.

169. Борисов Н. М. Перспективы использования математических методов в аварийной дозиметрии. В сб.: «Проблемы аварийного и аномального облучения». Под. ред. Кочеткова О. А. (в печати).

170. Борисов Н. М. Сопряженное ценностное моделирование для расчета глубокого проникновения фотонного излучения // Международный симпозиум «Ядерная энергетика в третьем тысячелетии» / Минобрнауки России и РАН. Обнинск, 1996. С. 70-72.

171. Борисов Н. М., Панин М. П. Применение сопряженных методов Монте-Карло для оценки доз облучения // Научная сессия / МИФИ. М., 1998. Т. 1, с. 80-81.

172. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного электрон-фотонного переноса // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1998. С. 108-110.

173. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного переноса фотонов на дальние расстояния с применением альбедо // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1998. С. 111-113.

174. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного фотон-электронного переноса // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с. 173-174.

175. Борисов Н. М., Панин М. П. Расчет формы линии спектрометра с помощью сопряженного метода Монте-Карло // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с. 175-177.

176. Borisov N. М., Panin М. P. Adjoint importance Monte Carlo simulation for 7-ray deep penetration problem. // Monte Carlo Methods к Applications, 1997, Vol. 3, p. 241-250.

177. Borisov N. M., Panin M. P. Adjoint Monte Carlo calculations of pulse-height-spectrum. // Monte Carlo Methods к Applications, 1998, Vol. 4, p. 273-287.

178. Borisov N. M., Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled 7-ray-electron transport. // Monte Carlo Methods к Applications, 1998, Vol. 4, p. 341-358.

179. Franck D., Laval L., Borissov N., Guillierme P., Bordy J. M. Development of voxelized numerical phantoms using MCNP Monte Carlo code: Application to in vivo measurement. // Radioprotection, 2001, Vol. 36, p. 1. 77-86

180. 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, Vol. 83, p. 272-280.

181. Franck D., Pierrat N., de Carlan L., Borissov N. Potentialites de la simulation Monte Carlo pour l'etaloimage de systemes anthroporadiametriques destines a la mesure pulmonaire. Bulletin du BNM, Vol. 2003-2, №123.

182. Borisov N. M., Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled 7-ray-electron-positron transport. // Nuclear Science к Engineering, 2005, Vol. 150, p. 284-298.

183. Borisov N. M. Adjoint Monte Carlo calculations of coupled electron/7-ray transport // XII International Conference for Physics Students / ISPS. Vienna, Austria, 1997. P. 44.

184. Borisov N. M., Panin M P. Adjoint Monte Carlo simulation of fixed energy secondary radiation // Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Partide Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000. P. 193-198.

185. Borissov N., Franck D. Development and validation of interface «An-thropo» and MCNP parameterization. Rapport SDOS-2001/004. IPSN, Fontenay-aux-Roses, France, 2001.