Radiațiile ionizante pot fi împărțite în fotoni și corpusculare. Radiația fotonică include vibratii electromagnetice, la corpuscular - fluxul de particule. Conceptele de radiație „electromagnetică”, „cuantică”, „foton” pot fi considerate echivalente.

Tipul de interacțiune a fotonilor cu atomii de materie depinde de energia fotonilor. Pentru a măsura energia și masa microparticulelor, se utilizează o unitate de energie din afara sistemului - electron-volt. 1 eV este energia cinetică dobândită de o particulă care poartă o sarcină elementară sub influența unei diferențe de potențial de 1 V. 1 eV = 1,6 x 10 19 J. Unități multiple: 1 keV = 10 3 eV; 1 MeV = 10 6 eV.

Conform conceptelor moderne, particulele încărcate (particule α, β, protoni etc.) ionizează direct materia, iar particulele neutre (neutroni) și undele electromagnetice (fotoni) sunt ionizante indirect. Fluxul de particule neutre și unde electromagnetice, care interacționează cu materia, determină formarea de particule încărcate, care ionizează mediul.

2.1. RADIAȚII FOTONICE ȘI CORPUSCULARE

Radiatie electromagnetica.În terapia cu radiații, sunt utilizate radiații cu raze X de la dispozitivele de terapie cu raze X, radiații gama de la radionuclizi și radiații bremsstrahlung de înaltă energie (raze X).

radiații cu raze X- radiații fotonice, constând din bremsstrahlung și (sau) radiații caracteristice.

Bremsstrahlung- radiația electromagnetică de undă scurtă care apare atunci când viteza (frânarea) particulelor încărcate se modifică la interacțiunea cu atomii substanței de frânare (anod). Lungimile de undă ale radiației de raze X bremsstrahlung nu depind de numărul atomic al substanței bremsstrahlung, ci sunt determinate doar de energia electronilor accelerați. Spectrul de bremsstrahlung este continuu, cu o energie fotonică maximă egală cu energia cinetică a particulelor de frânare.

Radiația caracteristică apare atunci când starea energetică a atomilor se modifică. Când un electron este scos din învelișul interior

a unui atom de către un electron sau foton, atomul intră într-o stare excitată, iar spațiul liber este ocupat de un electron din învelișul exterior. În acest caz, atomul revine la starea sa normală și emite un cuantum de radiație caracteristică de raze X cu o energie egală cu diferența de energie la nivelurile corespunzătoare. Radiația caracteristică are un spectru liniar cu lungimi de undă specifice unei substanțe date, care, ca și intensitatea liniilor din spectrul caracteristic al radiației cu raze X, sunt determinate de numărul atomic al elementului Z și de structura electronică a atomului.

Intensitatea bremsstrahlung este invers proporțională cu pătratul masei particulei încărcate și direct proporțională cu pătratul numărului atomic al substanței în câmpul căreia particulele încărcate sunt decelerate. Prin urmare, pentru a crește randamentul de fotoni, se folosesc particule încărcate relativ ușoare - electroni și substanțe cu număr atomic ridicat (molibden, wolfram, platină).

Sursa de radiații cu raze X în scopul terapiei cu radiații este tubul cu raze X al dispozitivelor de terapie cu raze X, care, în funcție de nivelul de energie generată, sunt împărțite în focalizare apropiată și la distanță. Radiația cu raze X de la dispozitivele de terapie cu raze X cu focalizare apropiată este generată la o tensiune anodică mai mică de 100 kV, iar de la cele la distanță - până la 250 kV.

radiație bremsstrahlung de înaltă energie, ca și razele X bremsstrahlung, este radiația electromagnetică cu undă scurtă care apare atunci când viteza particulelor încărcate se modifică (frânare) atunci când interacționează cu atomii țintă. Acest tip de radiație diferă de razele X prin energia sa ridicată. Sursele de radiație bremsstrahlung de înaltă energie sunt acceleratorii liniari de electroni - LUE-urile cu energie bremsstrahlung de la 6 la 20 MeV, precum și acceleratorii ciclici - betatronii. Pentru a obține radiații bremsstrahlung de înaltă energie, se folosește decelerația electronilor accelerați brusc în sistemele de accelerare a vidului.

Radiația gamma- radiația electromagnetică cu undă scurtă emisă de nucleele atomice excitate în timpul transformărilor radioactive sau reacțiilor nucleare, precum și în timpul anihilării unei particule și a unei antiparticule (de exemplu, un electron și un pozitron).

Sursele de radiații gamma sunt radionuclizii. Fiecare radionuclid emite γ-quanta din energia sa specifică. Radionuclizii sunt produși în acceleratoare și reactoare nucleare.

Activitatea unei surse de radionuclizi este înțeleasă ca numărul de descompuneri atomice pe unitatea de timp. Măsurătorile se fac în Becquerels (Bq). 1 Bq este activitatea unei surse în care are loc 1 dezintegrare pe secundă. Unitatea non-sistemică de activitate este Curie (Ci). 1 Ci = 3,7 x 10 10 Bq.

Sursele de radiații γ pentru radioterapie externă și intracavitară sunt 60 CoȘi 137 Cs. Cele mai utilizate medicamente 60Co cu energie fotonică în medie de 1,25 MeV (1,17 și 1,33 MeV).

Pentru radioterapia intracavitară se utilizează 60 Co,

137 Cs, 192 Ir.

Când radiația fotonică interacționează cu materia, apar fenomenele efectului fotoelectric, efectul Compton și procesul de formare a perechilor electron-pozitron.

Efect foto constă în interacţiunea unui quantum gamma cu un electron legat al unui atom (Fig. 10). În absorbția fotoelectrică, toată energia fotonului incident este absorbită de atomul din care electronul este eliminat. După emisia unui fotoelectron, se formează un loc vacant în învelișul atomic. Trecerea electronilor mai puțin legați la niveluri libere este însoțită de eliberarea de energie, care poate fi transferată unuia dintre electronii din învelișul superior al atomului, ceea ce duce la emisia acestuia din atom (efectul Auger), sau transformată în energia radiațiilor X caracteristice. Astfel, în timpul efectului fotoelectric, o parte din energia cuantumului gamma primar este convertită în energia electronilor (fotoelectroni și electroni Auger), iar o parte este eliberată sub formă de radiație caracteristică. Un atom care a pierdut un electron se transformă într-un ion pozitiv, iar electronul knocked-out - un fotoelectron - la sfârșitul cursului său pierde energie, se atașează de un atom neutru și îl transformă într-un ion încărcat negativ. Efectul fotoelectric are loc la energii relativ scăzute - de la 50 la 300 keV, care sunt utilizate în terapia cu raze X.

Fig. 10. Efect foto

Orez. unsprezece. Efectul Compton

Efectul Compton (împrăștiere incoerentă) apare la energii fotonice de la 120 keV la 20 MeV, adică cu toate tipurile de radiații ionizante utilizate în terapia cu radiații. Cu efectul Compton, un foton incident, ca urmare a unei coliziuni elastice cu electronii, își pierde o parte din energia și schimbă direcția mișcării inițiale, iar un electron de recul (electron Compton) este scos din atom, ceea ce în continuare ionizează substanţa (fig. 11).

Procesul de transformare a energiei unui foton primar în energia cinetică a unui electron și pozitron și în energia radiației de anihilare. Energia cuantică trebuie să fie mai mare de 1,02 MeV (de două ori energia de repaus a electronului). Această interacțiune a cuantelor cu materia are loc atunci când pacienții sunt iradiați la acceleratori liniari de înaltă energie cu un fascicul de radiație bremsstrahlung de mare energie. Fotonul dispare în câmpul Coulomb al nucleului (sau electronului).

Orez. 12. Formarea perechilor electron-pozitron

În acest caz, întreaga energie a fotonului incident minus energia de repaus a perechii este transferată perechii rezultate. Electronii și pozitronii care apar în timpul absorbției cuantelor gamma își pierd energia cinetică ca urmare a ionizării moleculelor mediului, iar la întâlnire se anihilează cu emisia a doi fotoni cu o energie de 0,511 MeV fiecare (Fig. 12).

Ca rezultat al proceselor de mai sus de interacțiune a radiației fotonice cu materia, ia naștere fotonii secundari și radiațiile corpusculare (electroni și pozitroni). Capacitatea de ionizare a particulelor este mult mai mare decât cea a radiației fotonice. La alternarea proceselor de formare a perechilor electron-pozitron și a radiației bremsstrahlung, în mediu se creează un număr mare de fotoni și particule încărcate, așa-numitele avalanșă de radiații, care odată cu scăderea energiei fiecărui fotoni și particule nou formați se estompează.

Interacțiunea radiațiilor X cu materia este însoțită de ionizarea acesteia și este determinată de două efecte principale - absorbția fotoelectrică și împrăștierea Compton. Când radiația bremsstrahlung de înaltă energie interacționează cu materia, are loc împrăștierea Compton, precum și formarea de perechi de ioni, deoarece energia fotonului este mai mare de 1,02 MeV.

Intensitatea radiației fotonice de la o sursă punctuală variază în spațiu invers proporțional cu pătratul distanței.

Radiația corpusculară- fluxuri de particule încărcate: electroni, protoni, ioni grei (de exemplu, nuclee de carbon) cu energii de câteva sute de MeV, precum și particule neutre - neutroni. Iradierea folosind un flux de particule a ajuns acum să fie numită terapie cu hadron. La hadroni (din cuvântul grecesc hadros- „grele”) include nucleonii, protonii și neutronii acestora, precum și π -mezonii, etc. Sursele de particule sunt acceleratoarele si reactoarele nucleare. În funcție de energia maximă a protonilor accelerați, acceleratoarele sunt împărțite în mod convențional în 5 nivele, cu acceleratoare de nivelul 5 cu Ep > 200 MeV (fabrici de mezon)

sunt utilizate pentru producerea de radionuclizi individuali. De regulă, producerea acestor radionuclizi în ciclotroni de alt nivel este imposibilă sau ineficientă.

Fascicul de electroni de înaltă energie este generat de aceiași acceleratori de electroni ca atunci când se primește radiația bremsstrahlung. Se folosesc fascicule de electroni cu energii de la 6 la 20 MeV. Electronii de înaltă energie au o mare putere de penetrare. Calea medie liberă a unor astfel de electroni poate ajunge la 10-20 cm în țesuturile corpului uman Fasciculul de electroni, absorbit în țesuturi, creează un câmp de doză în care se formează ionizarea maximă în apropierea suprafeței corpului. Dincolo de maximul de ionizare, doza scade destul de rapid. Acceleratoarele liniare moderne au capacitatea de a regla energia fasciculului de electroni și, în consecință, de a crea doza necesară la adâncimea necesară.

Neutroni - o particulă care nu are încărcătură. Procesele de interacțiune a neutronilor (particulelor neutre) cu materia depind de energia neutronilor și de compoziția atomică a substanței. Efectul principal al neutronilor termici (lenti) cu o energie de 0,025 eV asupra țesutului biologic are loc sub influența protonilor formați în reacție (n, p) și pierzându-și toată energia la locul nașterii. Cea mai mare parte a energiei neutronilor lenți este cheltuită pentru excitarea și scindarea moleculelor tisulare. Aproape toată energia neutronilor rapizi cu energii de la 200 keV la 20 MeV se pierde în țesut în timpul interacțiunii elastice. Eliberarea ulterioară de energie are loc ca urmare a ionizării mediului de către protonii de recul. Densitatea mare de energie liniară a neutronilor previne repararea celulelor tumorale iradiate.

Un alt tip de expunere la neutroni este terapia de captare a neutronilor, care este o metodă de radioterapie binară care combină două componente. Prima componentă este izotopul stabil de bor 10 B, care, atunci când este administrat ca parte a medicamentului, se poate acumula în celulele anumitor tipuri de tumori cerebrale și melanoame. A doua componentă este fluxul de neutroni termici de energie scăzută. Particulele grele încărcate cu energie înaltă formate ca urmare a captării unui neutron termic de către nucleul 10 B (borul se descompune în atomi de litiu și particule α) distrug doar celulele situate în imediata apropiere a atomilor de bor, aproape fără a afecta normalul adiacent. celule. Pe lângă bor, utilizarea medicamentelor care conțin gadoliniu este promițătoare în terapia de captare a neutronilor. Pentru tumorile profunde, este promițătoare utilizarea neutronilor epitermici în intervalul de energie 1 eV - 10 keV, care au o capacitate mare de penetrare și, încetinind în țesut la energii termice, permit terapia cu captură de neutroni a tumorilor situate la adâncime. de 10 cm Obţinând fluxuri termice şi epitermale mari se produc neutroni cu ajutorul unui reactor nuclear.

Proton - o particulă încărcată pozitiv. Se folosește metoda de iradiere la „vârful Bragg”, când energia maximă a particulelor încărcate este eliberată la sfârșitul traseului și este localizată într-un volum limitat de iradiere.

tumora mea. Ca urmare, pe suprafața corpului și în adâncurile obiectului iradiat se formează un gradient de doză mare, după care are loc o atenuare bruscă a energiei. Prin modificarea energiei fasciculului, este posibilă schimbarea locației opririi sale complete în tumoră cu mare precizie. Sunt utilizate fascicule de protoni cu o energie de 70-200 MeV și tehnica de iradiere multicâmp din diferite direcții, în care doza integrală este distribuită pe o zonă mare de țesut de suprafață. La iradierea la sincrociclotron de la PNPI (Institutul de Fizică Nucleară din Sankt Petersburg) se folosește o energie fixă ​​a fasciculului de protoni extras - 1000 MeV și se folosește tehnica de iradiere continuă. Protonii cu o energie atât de mare trec cu ușurință prin obiectul iradiat, producând ionizare uniformă de-a lungul drumului lor. În acest caz, în substanță are loc o mică împrăștiere a protonilor, astfel încât fasciculul îngust de protoni cu granițe ascuțite formate la intrare rămâne aproape la fel de îngust în zona de iradiere din interiorul obiectului. Ca urmare a utilizării iradierii continue în combinație cu tehnica de iradiere rotativă, se asigură un raport foarte mare dintre doza din zona de iradiere și doza de pe suprafața obiectului - aproximativ 200:1. Un fascicul îngust de protoni cu o dimensiune de jumătate de intensitate de 5-6 mm este utilizat pentru a trata diferite boli ale creierului, cum ar fi malformații arteriovenoase cerebrale, adenoame hipofizare etc. Efect dăunător ionii de carbon se dovedește a fi de câteva ori mai mare în vârful Bragg decât cel al protonilor. Au loc multiple rupturi duble ale helixului ADN al atomilor din volumul iradiat, care după aceasta nu mai pot fi restaurate.

π -Mezoni- particule elementare fără spin cu o masă a căror valoare este intermediară între masele unui electron și ale unui proton. π-Mezonii cu energii de 25-100 MeV parcurg întreaga cale prin țesut practic fără interacțiuni nucleare, iar la sfârșitul traseului sunt capturați de nucleele atomilor de țesut. Actul de absorbție a unui π-mezon este însoțit de emisia de neutroni, protoni, particule α, Li, Be, etc. din nucleul distrus Introducerea activă a terapiei cu hadron în practica clinică este în prezent împiedicată de high costul suportului tehnologic pentru proces.

Avantajele utilizării radiațiilor de mare energie pentru tratamentul tumorilor maligne localizate la profunzime sunt, cu creșterea energiei, o creștere a dozei profunde și o scădere a dozei de suprafață, o penetrare mai mare cu creșterea dozei relative profunde și o diferență mai mică între doza absorbită în oase și țesuturi moi. Cu un accelerator liniar sau betatron, nu este nevoie să îngropați sursa radioactivă, ca atunci când folosiți radionuclizi.

Atunci când se efectuează brahiterapie și terapie sistemică cu radionuclizi, se folosesc radionuclizi care emit α-, β-, γ, precum și surse cu radiații mixte, de exemplu γ- și neutroni (n).

α - Radiații- radiatii corpusculare formate din 4 nuclee He (doi protoni si doi neutroni) emise in timpul dezintegrarii radioactive a nucleelor ​​sau in timpul reactiilor si transformarilor nucleare. Particulele α sunt emise în timpul dezintegrarii radioactive a elementelor mai grele decât plumbul sau se formează în nucleu

reactii. Particulele α au o capacitate de ionizare mare și o capacitate de penetrare scăzută și poartă două sarcini pozitive.

Radionuclidul 225 Ac cu un timp de înjumătățire de 10,0 zile în combinație cu anticorpi monoclonali este utilizat pentru radioimunoterapie a tumorilor. În viitor, utilizarea radionuclidului 149 Tb cu un timp de înjumătățire de 4,1 ore în aceste scopuri a început să fie utilizată pentru a iradia celulele endoteliale din arterele coronare după operații - bypass coronarian.

β - Radiații- radiații corpusculare cu spectru energetic continuu, constând din electroni sau pozitroni încărcați negativ sau pozitiv (particule β - sau β +) și care provin din dezintegrarea β radioactivă a nucleelor ​​sau a particulelor instabile. Emițătorii β sunt utilizați în tratamentul tumorilor maligne, a căror localizare permite contactul direct cu aceste medicamente.

Sursele de radiație β sunt 106 Ru, β - emițător cu o energie de 39,4 keV și un timp de înjumătățire de 375,59 zile, 106 Rh, β - emițător cu o energie de 3540,0 keV și un timp de înjumătățire de 29,8 s. Ambii emițători β 106 Ru + 106 Rh sunt incluși în kiturile de aplicator oftalmic.

Emițătorul β-32P cu o energie de 1,71 MeV și un timp de înjumătățire de 14,2 zile este utilizat în aplicatoarele de piele pentru tratarea bolilor superficiale. Radionuclidul 89 Sr este un emițător β aproape pur cu un timp de înjumătățire de 50,6 zile și o energie medie a particulelor β de 1,46 MeV. O soluție de 89 Sr - clorură este utilizată pentru tratamentul paliativ al metastazelor osoase.

153 Sm cu energii de radiații β de 203,229 și 268 keV și cu energii de radiații γ de 69,7 și 103 keV, un timp de înjumătățire de 46,2 ore, face parte din medicamentul domestic samarium-oxabifor, destinat să afecteze metastazele din oase și utilizat și la pacienții cu dureri severe la nivelul articulațiilor din cauza reumatismului.

90 Y, cu un timp de înjumătățire de 64,2 ore și o energie maximă de 2,27 MeV, este utilizat pentru o varietate de scopuri terapeutice, inclusiv radioimunoterapia cu anticorpi marcați, tratamentul tumorilor hepatice și al artritei reumatoide.

Radionuclidul 59 Fe ca parte a unui radiofarmaceutic comprimat este utilizat la Centrul Științific de Radiologie din Rusia (Moscova) pentru tratamentul pacienților cu cancer de sân. Principiul de acțiune al medicamentului, conform autorilor, este distribuția fierului prin fluxul sanguin, acumularea selectivă în celulele țesutului tumoral și expunerea la radiații β. 67 Cu cu un timp de înjumătățire de 2,6 zile este combinat cu anticorpi monoclonali pentru terapia radioimună a tumorilor.

186 Re din compoziția medicamentului (sulfura de ren) cu un timp de înjumătățire de 3,8 zile este utilizat pentru tratarea bolilor articulare, iar catetere cu balon cu soluție de perrenat de sodiu sunt utilizate pentru brahiterapie endovasculară. Se crede că există o perspectivă pentru utilizarea unui emițător β + de 48 V cu un timp de înjumătățire de 16,9 zile pentru brahiterapie intracoronariană folosind un stent arterial realizat dintr-un aliaj de titan-nichel.

131 I este utilizat sub formă de soluții pentru tratamentul bolilor tiroidiene. 131 I se degradează cu emisia unui spectru complex de radiații β și γ. Are un timp de înjumătățire de 8,06 zile.

Emițătorii de raze X și de electroni Auger includ 103 Pd cu un timp de înjumătățire de 16,96 zile și 111 In cu un timp de înjumătățire de 2,8 zile. 103 Pd sub formă de sursă închisă într-o capsulă de titan este utilizat în brahiterapie tumorală. 111 In este utilizat în radioimunoterapie folosind anticorpi monoclonali.

125 I, care este un emițător γ (un tip de transformare nucleară - captarea electronilor cu conversia iodului în teluriu și eliberarea unui γ-cuantic), este folosit ca microsursă închisă pentru brahiterapie. Timp de înjumătățire - 60,1 zile.

Amestecat Radiația neutronică γ+ este caracteristică pentru 252 Cf cu un timp de înjumătățire de 2,64 ani. Sunt utilizate pentru iradierea de contact, ținând cont de componenta neutronică, în tratamentul tumorilor foarte rezistente.

2.2. DOZIMETRIE CLINICĂ

Dozimetrie clinică- secțiunea de dozimetrie a radiațiilor ionizante, care este parte integrantă a radioterapiei. Sarcina principală a dozimetriei clinice este selectarea și justificarea mijloacelor de iradiere care asigură distribuția optimă spațio-temporală a energiei radiațiilor absorbite în corpul pacientului iradiat și o descriere cantitativă a acestei distribuții.

Dozimetria clinică utilizează tehnici de calcul și experimentale. Metodele de calcul se bazează pe legi fizice deja cunoscute ale interacțiunii diferitelor tipuri de radiații cu materia. Folosind metode experimentale, situațiile de tratament sunt simulate cu măsurători în fantome echivalente de țesut.

Obiectivele dozimetriei clinice sunt:

Măsurarea caracteristicilor de radiație ale fasciculelor de radiații terapeutice;

Măsurarea câmpurilor de radiații și a dozelor absorbite în fantome;

Măsurătorile directe ale câmpurilor de radiații și ale dozelor absorbite la pacienți;

Măsurarea câmpurilor de radiații ale radiațiilor împrăștiate în canioane cu instalații terapeutice (în scopul siguranței radiologice a pacienților și a personalului);

Efectuarea calibrării absolute a detectoarelor pentru dozimetrie clinică;

Realizarea de studii experimentale ale noilor tehnici terapeutice de iradiere.

Conceptele și cantitățile de bază ale dozimetriei clinice sunt doza absorbită, câmpul de doză, fantoma dozimetrică, ținta.

Doza de radiații ionizante: 1) o măsură a radiației primite de un obiect iradiat, doza absorbită de radiații ionizante;

2) caracteristicile cantitative ale câmpului de radiații - doza de expunere și kerma.

Doza absorbită este mărimea dozimetrică de bază, care este egală cu raportul dintre energia medie transferată de radiația ionizantă unei substanțe dintr-un volum elementar și masa substanței din acest volum:

unde D este doza absorbită,

E - energia medie de radiație,

m este masa unei substanțe pe unitatea de volum.

Unitatea SI a dozei de radiație absorbită este Gray (Gy) în onoarea savantului englez L. N. Gray, cunoscut pentru munca sa în domeniul dozimetriei radiațiilor. 1 Gy este egală cu doza absorbită de radiație ionizantă, la care energia radiației ionizante egală cu 1 J este transferată la o substanță care cântărește 1 kg În practică, o unitate extra-sistemică de doză absorbită - rad (doza absorbită de radiație). este de asemenea comună. 1 rad = 10 2 J/kg = 100 erg/g = 10 2 Gy sau 1 Gy = 100 rad.

Doza absorbită depinde de tipul, intensitatea radiației, de compoziția sa energetică și calitativă, de timpul de iradiere, precum și de compoziția substanței. Cu cât timpul de radiație este mai lung, cu atât este mai mare doza de radiații ionizante. Se numește creșterea dozei pe unitatea de timp rata dozei, care caracterizează viteza de acumulare a dozei de radiaţii ionizante. Este permisă utilizarea diferitelor unități speciale (de exemplu, Gy/h, Gy/min, Gy/s etc.).

Doza de radiații fotonice (raze X și radiații gamma) depinde de numărul atomic al elementelor care alcătuiesc substanța. În aceleași condiții de iradiere, este de obicei mai mare în substanțele grele decât în ​​substanțele ușoare. De exemplu, în același câmp de raze X, doza absorbită în oase este mai mare decât în ​​țesuturile moi.

În domeniul radiațiilor neutronice, principalul factor care determină formarea dozei absorbite este compoziția nucleară a substanței, și nu numărul atomic al elementelor care alcătuiesc țesutul biologic. Pentru țesuturile moi, doza absorbită de radiație neutronică este determinată în mare măsură de interacțiunea neutronilor cu nucleele de carbon, hidrogen, oxigen și azot. Doza absorbită într-o substanță biologică depinde de energia neutronilor, deoarece neutronii de diferite energii interacționează selectiv cu nucleii substanței. În acest caz, pot apărea particule încărcate, radiații γ și se pot forma nuclee radioactive, care devin ele însele surse de radiații ionizante.

Astfel, doza absorbită în timpul iradierii cu neutroni se formează datorită energiei particulelor ionizante secundare de diferite naturi rezultate din interacțiunea neutronilor cu materia.

Absorbția energiei radiațiilor determină procese care duc la diferite efecte radiobiologice. Pentru un anumit tip de radiație, producția de efecte induse de radiații într-un anumit mod

este legată de energia radiației absorbită, adesea o relație proporțională simplă. Acest lucru permite ca doza de radiație să fie luată ca măsură cantitativă a efectelor radiațiilor, în special asupra unui organism viu.

Diferite tipuri de radiații ionizante la aceeași doză absorbită au efecte biologice diferite asupra țesuturilor unui organism viu, care este determinată de eficacitatea lor biologică relativă - RBE.

RBE al radiațiilor depinde în principal de diferențele în distribuția spațială a evenimentelor de ionizare cauzate de radiația corpusculară și electromagnetică din substanța iradiată. Se numește energia transferată de o particulă încărcată pe unitatea de lungime a drumului său în materie transfer liniar de energie (LET). Există ionizante rare (LET)< 10 кэВ/мкм) и плотноионизирующие (ЛПЭ >10 keV/µm) tipuri de radiații.

Efectele biologice care apar din diferite tipuri de radiații ionizante sunt de obicei comparate cu efecte similare care apar într-un câmp de raze X cu o energie fotonică de limită de 200 keV, care este luată ca exemplu.

coeficientul RBE determină raportul dintre doza absorbită de radiație standard care provoacă un anumit efect biologic și doza absorbită a unei radiații date care dă același efect.

unde D x este doza unui anumit tip de radiație pentru care este determinat RBE, D R este doza de radiație standard de raze X.

Pe baza datelor RBE, diferitele tipuri de radiații ionizante sunt caracterizate prin emisivitatea lor radiativă.

Factor de ponderare a radiațiilor (emisivitate radiativă)- coeficient adimensional prin care doza de radiație absorbită într-un organ sau țesut trebuie înmulțită pentru calcul doza echivalenta radiații pentru a ține cont de eficacitatea diferitelor tipuri de radiații. Conceptul de doză echivalentă este utilizat pentru a evalua efectul biologic al radiațiilor, indiferent de tipul de radiație, care este necesar în scopul protecției împotriva radiațiilor a personalului care lucrează cu surse de radiații ionizante, precum și a pacienților în timpul cercetării și tratamentului radiologic.

Doza echivalentă este definită ca doza medie absorbită într-un organ sau țesut, luând în considerare factorul mediu de ponderare a radiațiilor.

unde H este doza absorbită echivalentă,

W R este factorul de ponderare a radiațiilor stabilit în prezent de standardele de siguranță împotriva radiațiilor.

Unitatea SI a dozei echivalente este Sievert (Sv)- numit după omul de știință suedez R. M. Sievert, primul președinte al Comisiei Internaționale pentru Protecția Radiologică (ICRP). Dacă în ultima formulă doza de radiație absorbită (D) este exprimată în gri, atunci doza echivalentă va fi exprimată în Sieverts. 1 Sv este egal cu doza echivalentă la care produsul dintre doza absorbită (D) în țesutul viu de compoziție standard și coeficientul mediu de radiație (W R) este egal cu 1 J/kg.

În practică, o unitate nesistemică de doză echivalentă este, de asemenea, comună - rem(1 Sv = 100 rem), dacă în aceeași formulă doza de radiație absorbită este exprimată în rads.

Factori de ponderare pentru tipurile individuale de radiații la calcularea dozei echivalente.

Doza echivalentă eficientă- un concept utilizat pentru evaluarea dozimetrică a expunerii la organe și țesuturi sănătoase și a probabilității efectelor pe termen lung. Această doză este egală cu suma produșilor dozei echivalente într-un organ sau țesut cu factorul de ponderare (factorul de ponderare) corespunzător pentru cele mai importante organe umane:

unde E este doza echivalentă eficientă,

N T - doză echivalentă în organ sau țesut T,

W T - factor de ponderare pentru organ sau țesut T.

Unitatea SI a echivalentului de doză efectivă este sievert (Sv).

Pentru caracteristicile dozimetrice ale câmpului de radiații fotoni ionizante se utilizează doza de expunere. Este o măsură a capacității de ionizare a radiației fotonice din aer. Unitatea SI a dozei de expunere - Pandantiv pe kilogram (C/kg). O doză de expunere egală cu 1 C/kg înseamnă că particulele încărcate eliberate în 1 kg de aer atmosferic în timpul actelor primare de absorbție și împrăștiere a fotonilor,

Când își folosesc pe deplin domeniul în aer, formează ioni cu o sarcină totală de același semn egală cu 1 Coulomb.

În practică, este adesea utilizată o unitate de doză de expunere non-sistemică radiografie (R)- numit după fizicianul german Roentgen (W. K. Rontgen): 1 P = 2,58 x10 -4 C/kg.

Doza de expunere este utilizată pentru a caracteriza câmpul doar de radiații ionizante fotonice din aer. Oferă o idee despre nivelul potențial de expunere umană la radiațiile ionizante. La o doză de expunere de 1 R, doza absorbită în țesutul moale din același câmp de radiație este de aproximativ 1 rad.

Cunoscând doza de expunere, este posibil să se calculeze doza absorbită și distribuția acesteia în orice obiect complex plasat într-un anumit câmp de radiații, în special în corpul uman. Acest lucru vă permite să planificați și să controlați un anumit regim de iradiere.

În prezent, mai des folosită ca mărime dozimetrică care caracterizează câmpul de radiație kerma(KERMA este o abreviere a expresiei: Kinetic Energy Released in Material). Kerma este energia cinetică a tuturor particulelor încărcate eliberate de radiațiile ionizante de orice fel, pe unitatea de masă a substanței iradiate în timpul actelor primare de interacțiune a radiației cu această substanță. În anumite condiții, kerma este egală cu doza de radiație absorbită. Pentru radiația fotonică în aer, este echivalentul energetic al dozei de expunere. Dimensiunea kermei este aceeași cu doza absorbită, exprimată în J/kg.

Astfel, conceptul de „doză de expunere” este necesar pentru aprecierea nivelului de doză generată de o sursă de radiații, precum și pentru monitorizarea regimului de iradiere. Conceptul de „doză absorbită” este utilizat la planificarea terapiei cu radiații pentru a obține efectul dorit (Tabelul 2.1).

Câmpul de doză- aceasta este distribuția spațială a dozei absorbite (sau a puterii acesteia) în partea iradiată a corpului pacientului, un mediu echivalent de țesut sau o fantomă dozimetrică care modelează corpul pacientului în funcție de efectele fizice ale interacțiunii radiației cu materia , forma și dimensiunea organelor și țesuturilor și relațiile lor anatomice. Informațiile despre câmpul de doză sunt prezentate sub formă de curbe care leagă puncte de valori egale (absolute sau relative) ale dozei absorbite. Astfel de curbe se numesc izodoze,și familiile lor – cu hărți de izodoză. Doza absorbită în orice punct al câmpului de doză poate fi luată ca unitate convențională (sau 100%), în special doza maximă absorbită, care trebuie să corespundă țintei de iradiat (adică aria care acoperă tumora detectată clinic. și zona așteptată a răspândirii sale).

Caracteristicile fizice ale câmpului de iradiere sunt caracterizate de diverși parametri. Numărul de particule care pătrund în mediu se numește fluent. Suma tuturor particulelor penetrante și a particulelor împrăștiate într-un mediu dat este curgere particule ionizante, iar raportul flux-arie este densitate de flux. Sub intensitatea radiației, sau densitatea fluxului

Tabelul 2.1. Mărimi de radiație de bază și unitățile lor

energie, înțelegeți raportul dintre fluxul de energie și aria unui obiect. Intensitatea radiației depinde de densitatea fluxului de particule. Cu exceptia transfer liniar de energie (LET), caracterizarea pierderilor medii de energie ale particulelor (fotoni), determinați liniarul densitatea de ionizare (IID), numărul de perechi de ioni pe unitatea de lungime a căii (urmei) unei particule sau foton.

Formarea câmpului de doză depinde de tipul și sursa de radiație. La formarea unui câmp de doză pentru radiația fotonică, se ține cont de faptul că intensitatea radiației fotonice de la o sursă punctuală scade în mediu invers proporțional cu pătratul distanței până la sursă. În planificarea dozimetrică se folosește conceptul de energie medie de ionizare, care include energia ionizării directe și energia de excitație a atomilor, conducând la radiații secundare, care provoacă și ionizarea. Pentru radiația fotonică, energia medie de ionizare este egală cu energia medie de ionizare a electronilor eliberați de fotoni.

Distribuția dozei fasciculului de radiații γ este neuniformă. Regiunea de izodoză 100% are o lățime relativ mică, iar apoi doza relativă scade de-a lungul curbei destul de abrupt. Mărimea câmpului de iradiere este determinată de lățimea de 50% din doză. Când se formează un câmp de doză de radiație bremsstrahlung, există o scădere abruptă a dozei la limita câmpului, determinată de dimensiunea mică a punctului focal. Aceasta duce la faptul că lățimea izodozei de 100% este apropiată de lățimea izodozei de 50%, ceea ce determină valoarea dozimetrică a mărimii câmpului de iradiere. Astfel, în formarea distribuției dozei la iradierea cu un fascicul de radiații bremsstrahlung există avantaje față de un fascicul de radiații γ, deoarece dozele de iradiere către organele și țesuturile sănătoase din apropierea focarului patologic sunt reduse (Tabelul 2.2).

Tabelul 2.2. 100%, 80% și 50% adâncimi de izodoză la energiile de radiație cele mai frecvent utilizate

Notă. Distanța sursă-suprafață pentru dispozitivul de terapie cu raze X este de 50 cm; gama terapeutică - 80 cm; acceleratoare liniare - 100 cm.

Din datele din tabel. 2.2 se poate observa că radiația de megavolt, spre deosebire de radiația cu raze X de ortovoltaj, are o doză maximă nu la suprafața pielii, adâncimea acesteia crește odată cu creșterea energiei radiației (Fig. 13). După ce electronii ating maximul, se observă un gradient abrupt de doză, ceea ce face posibilă reducerea încărcăturii de doză asupra țesuturilor sănătoase subiacente.

Protonii se disting prin absența împrăștierii radiațiilor în corp și capacitatea de a decelera fasciculul la o anumită adâncime. În acest caz, odată cu adâncimea de penetrare, densitatea de energie liniară (LED) crește, doza absorbită crește, atingând un maxim la sfârșitul traseului particulelor,

Orez. 13. Distribuția energiei diferitelor tipuri de radiații într-o fantomă echivalentă în țesut: 1 - cu terapie cu raze X cu focalizare apropiată 40 kV și terapie cu raze X profunde 200 kV; 2 - cu gammaterapie 1,25 MeV; 3 - cu radiație bremsstrahlung de 25 MeV; 4 - la iradiere cu electroni rapizi 17 MeV; 5 - la iradiere cu protoni de 190 MeV; 6 - la iradiere cu neutroni lenți 100 keV

Fig. 14. Vârful Bragg

Orez. 15. Distribuția dozei de radiații gamma din două câmpuri opuse paralele deschise

așa-numitul vârf Bragg, unde doza poate fi mult mai mare decât la intrarea fasciculului, cu un gradient de doză abrupt în spatele undei vârfului Bragg până la aproape 0 (Fig. 14).

Adesea, în timpul iradierii, se folosesc câmpuri opuse paralele (Fig. 15, vezi Fig. 16 pe insertul color). Cu o locație relativ centrală a focarului, doza din fiecare câmp este de obicei aceeași; dacă zona de localizare țintă este excentrică, modificați raportul de doză în favoarea câmpului cel mai apropiat de tumoră, de exemplu 2:1, 3:1 etc.

În cazurile în care doza este eliberată din două câmpuri neparalele, cu cât unghiul dintre axele lor centrale este mai mic, cu atât egalizarea izodozelor se realizează cu ajutorul clinului.

filtre noi care fac posibilă omogenizarea distribuției dozei (vezi Fig. 17 de pe placa color). Pentru a trata tumorile adânci, se folosesc de obicei tehnici de iradiere cu trei și patru câmpuri (Fig. 18).

La un accelerator liniar de electroni, se formează un câmp de radiație dreptunghiular de diferite dimensiuni folosind inele metalice.

Orez. 18. Distribuția dozei de radiații gamma din trei câmpuri

limatoare încorporate în dispozitiv. Formarea suplimentară a fasciculului este realizată folosind o combinație a acestor colimatoare și blocuri speciale (un set de blocuri din plumb sau aliaj de lemn de diferite forme și dimensiuni) atașate la LUE după colimatoare. Blocurile acoperă părți ale câmpului dreptunghiular în afara volumului țintă și protejează țesutul dincolo de limitele țintei, formând astfel câmpuri de configurație complexă.

Cele mai recente acceleratoare liniare permit controlul asupra pozițiilor și mișcărilor colimatoarelor cu mai multe foi care formează câmp. Colimatoarele obișnuite cu mai multe frunze au între 20 și 80 de frunze sau mai multe aranjate în perechi. Controlul computerizat al poziției unui număr mare de petale înguste strâns adiacente una de cealaltă face posibilă generarea unui câmp cu forma necesară. Prin plasarea petalelor in pozitia ceruta se obtine un camp care se potriveste cel mai bine cu forma tumorii. Ajustările câmpului se fac prin modificări la un fișier de computer care conține setările pentru petale.

La planificarea dozei, se ține cont de faptul că doza maximă (95-107%) trebuie administrată la volumul țintă planificat, ≥ 95% din acest volum primind ≥ 95% din doza planificată. O altă condiție necesară este ca doar 5% din volumul de organe cu risc să poată primi ≥ 60% din doza planificată.

De obicei, acceleratoarele liniare au un dozimetru, al cărui detector este încorporat în dispozitivul pentru formarea fasciculului primar de radiație bremsstrahlung, adică doza de radiație furnizată este monitorizată. Monitorul de doză este adesea calibrat la un punct de referință situat la adâncimea de ionizare maximă.

Furnizarea dozimetrică a surselor intracavitare de γ-terapie activitate ridicată conceput pentru formarea individuală a distribuțiilor dozelor, ținând cont de locația, extinderea tumorii primare și dimensiunile liniare ale cavității. La planificare, pot fi utilizate date calculate sub forma unui atlas de distribuții multiplanare de izodoză atașate la dispozitivele γ-terapeutice intracavitare, precum și date din sistemele de planificare pentru dispozitive intracavitare bazate pe computere personale.

Prezența unui sistem computerizat de planificare pentru terapia de contact permite analiza clinică și dozimetrică pentru fiecare situație specifică, cu alegerea distribuției dozei care corespunde cel mai pe deplin formei și extinderii leziunii primare, ceea ce permite reducerea intensității expunerii la radiații la mediul înconjurător. organe.

Înainte de a utiliza sursele de radiații pentru radioterapie de contact, se efectuează certificarea dozimetrică preliminară, pentru care se folosesc dozimetre clinice și seturi de fantome echivalente de țesut.

Pentru măsurătorile fantomă ale câmpurilor de doză se folosesc dozimetre clinice cu camere de ionizare de dimensiuni mici sau alți detectoare și analizoare (semiconductori, termoluminiscente).

câmp de doză sau izodozegrafe. Detectoarele termoluminiscente (TLD) sunt, de asemenea, utilizate pentru a monitoriza dozele absorbite la pacienti.

Dispozitive dozimetrice. Instrumentele dozimetrice pot fi utilizate pentru a măsura dozele unui tip de radiație sau radiații mixte. Radiometrele măsoară activitatea sau concentrația substanțelor radioactive.

În detectorul unui dispozitiv dozimetric, energia radiației este absorbită, ceea ce duce la apariția efectelor radiațiilor, a căror magnitudine este măsurată cu ajutorul dispozitivelor de măsurare. În raport cu echipamentul de măsurare, detectorul este un senzor de semnal. Citirile aparatului dozimetric sunt înregistrate de un dispozitiv de ieșire (instrumente indicatoare, înregistratoare, contoare electromecanice, alarme sonore sau luminoase etc.).

Pe baza metodei de funcționare, dispozitivele dozimetrice sunt împărțite în staționare, portabile (poate fi transportate numai când sunt oprite) și purtătoare. Un dispozitiv dozimetric pentru măsurarea dozei de radiații primite de fiecare persoană din zona de iradiere se numește dozimetru individual.

În funcție de tipul de detector, există dozimetre cu ionizare, dozimetre cu scintilație, dozimetre luminiscente, dozimetre cu semiconductor, fotodozimetre etc.

Camera de ionizare este un dispozitiv pentru studierea și înregistrarea particulelor nucleare și a radiațiilor. Acțiunea sa se bazează pe capacitatea particulelor încărcate rapid de a provoca ionizarea gazului. Camera de ionizare este un condensator electric cu aer sau gaz, electrozilor cărora li se aplică o diferență de potențial. Când particulele ionizante intră în spațiul dintre electrozi, acolo se formează electroni și ioni de gaz care, mișcându-se într-un câmp electric, sunt colectați pe electrozi și înregistrați de echipamentul de înregistrare. Distinge actualȘi puls camere de ionizare. În camerele de ionizare curente, un galvanometru măsoară curentul creat de electroni și ioni. Camerele de ionizare curente oferă informații despre numărul total de ioni formați în decurs de 1 s. Ele sunt utilizate în mod obișnuit pentru a măsura intensitatea radiației și pentru măsurători de dozimetrie.

În camerele de ionizare în impulsuri, impulsurile de tensiune care apar peste rezistență atunci când trece un curent de ionizare prin aceasta, cauzate de trecerea fiecărei particule, sunt înregistrate și măsurate.

În camerele de ionizare pentru studierea radiațiilor γ, ionizarea este cauzată de electronii secundari eliminați din atomii de gaz sau din pereții camerelor de ionizare. Cu cât volumul camerelor de ionizare este mai mare, cu atât sunt formați mai mulți ioni de electroni secundari, prin urmare, camerele de ionizare cu volum mare sunt folosite pentru a măsura radiația γ de intensitate scăzută.

Camera de ionizare poate fi folosită și pentru măsurarea neutronilor. În acest caz, ionizarea este cauzată de nucleele de recul (de obicei proto-

us), creat de neutroni rapizi, sau particule α, protoni sau γ-quanta care rezultă din captarea neutronilor lenți de către nucleele 10 B, 3 He, 113 Cd. Aceste substanțe sunt introduse în gaz sau în pereții camerelor de ionizare.

În camerele de ionizare, compoziția gazului și a substanțelor peretelui este aleasă în așa fel încât, în condiții identice de iradiere, să se asigure aceeași absorbție de energie (pe unitate de masă) în cameră și țesut biologic. În instrumentele dozimetrice, camerele sunt umplute cu aer pentru a măsura dozele de expunere. Un exemplu de dozimetru de ionizare este contorul de micro-roentgen MRM-2, care oferă un interval de măsurare de la 0,01 la 30 µR/s pentru radiații cu energii fotonice de la 25 keV la 3 MeV. Citirile sunt luate cu ajutorul unui comparator.

ÎN scintilaţieÎn instrumentele dozimetrice, fulgerele de lumină care apar în scintilator sub influența radiației sunt convertite cu ajutorul unui fotomultiplicator în semnale electrice, care sunt apoi înregistrate de un dispozitiv de măsurare. Dozimetrele cu scintilație sunt cel mai des folosite în dozimetria de radioprotecție.

ÎN luminescent instrumentele dozimetrice folosesc faptul că fosforii sunt capabili să acumuleze energia de radiație absorbită și apoi să o elibereze prin luminiscență sub influența excitației suplimentare, care se realizează fie prin încălzirea fosforului, fie prin iradierea acestuia. Intensitatea blițului luminiscent, măsurată cu ajutorul unor dispozitive speciale, este proporțională cu doza de radiație. În funcție de mecanismul de luminiscență și de metoda de excitare suplimentară, există termoluminiscent (TLD)Și dozimetre radiofotoluminiscente. O caracteristică specială a dozimetrelor luminiscente este capacitatea de a stoca informații despre doză.

Următoarea etapă în dezvoltarea dozimetrelor luminiscente au fost dispozitivele dozimetrice bazate pe emisia termică de exoelectron. Când unii fosfori, iradiați anterior cu radiații ionizante, sunt încălziți, electronii (exoelectronii) zboară de pe suprafața lor. Numărul lor este proporțional cu doza de radiație din substanța fosforică. Dozimetrele termoluminiscente sunt cele mai utilizate pe scară largă în dozimetria clinică pentru a măsura doza la un pacient, într-o cavitate a corpului și, de asemenea, ca dozimetre individuale.

Semiconductor Dozimetrele (cristaline) modifică conductivitatea în funcție de debitul dozei. Folosit pe scară largă împreună cu dozimetrele cu ionizare.

În Rusia există un serviciu metrologic de radiații care efectuează verificarea dozimetrelor clinice și certificarea dozimetrică a dispozitivelor de radiații.

În etapa de planificare dozimetrică, ținând cont de datele hărții topometrice și de sarcina clinică, inginerul fizic evaluează distribuția dozei. Distribuția dozei obținută sub forma unui set de izolinii (izodoze) este reprezentată pe o hartă topometrică și servește la determinarea unor parametri de iradiere precum dimensiunea câmpului de iradiere, locația punctului de centrare al axelor radiației. grinzile și direcțiile acestora.

Se determină doza unică absorbită și doza totală absorbită și se calculează timpul de iradiere. Documentul este un protocol care conține toți parametrii de iradiere ai unui anumit pacient la instalația terapeutică selectată.

Atunci când se efectuează brahiterapie, dispozitivul este utilizat împreună cu echipamente cu ultrasunete adecvate, ceea ce face posibilă evaluarea poziției surselor și distribuției izodozei în organ într-un sistem în timp real datorită sistemului de planificare. O altă opțiune este injectarea surselor în tumoră sub îndrumarea scanării CT.

Un fascicul de radiații de forma necesară și anumite dimensiuni este format folosind o diafragmă reglabilă, un dispozitiv de colimare, blocuri de protecție standard și individuale înlocuibile, filtre și boluri compensatoare în formă de pană. Ele fac posibilă limitarea ariei și câmpului de iradiere, creșterea gradientului de doză la limitele acestuia, nivelarea distribuției dozei de radiații ionizante în câmp sau, dimpotrivă, distribuirea acesteia cu denivelările necesare, creează zone și câmpuri, inclusiv cele figurate și multiconectate (cu zone interioare ecranate).

Pentru a reproduce și controla corect programul individual de iradiere al pacientului, se folosesc dispozitive de vizualizare a fasciculului, centralizatoare mecanice, optice și laser, cleme standard și individuale pentru imobilizarea pacientului în timpul iradierii, precum și instrumente cu raze X și alte instrumente de introscopie. Sunt parțial încorporate în capul de radiație, masa pacientului și alte părți ale dispozitivului. Centralizatoarele laser sunt montate pe pereții sălii de tratament. Introscoapele cu raze X sunt plasate lângă fasciculul terapeutic pe un suport de podea sau de tavan cu cleme pentru ajustarea în poziția dorită a pacientului.

În acest capitol vom lua în considerare proprietățile de bază ale radiațiilor ionizante utilizate în medicină și vom discuta despre procesele de interacțiune a acestora cu materia.

Tipuri de radiații ionizante

Să începem prin a defini câteva concepte.

Radiația alfa - radiații corpusculare formate din particule alfa (4 nuclei He) emise în timpul dezintegrarii radioactive a nucleelor ​​sau în timpul reacțiilor nucleare.Radiații de anihilare - radiația fotonică rezultată din anihilarea unei particule și a unei antiparticule (de exemplu, în timpul interacțiunii dintre un electron p și /? +-Pozitron).

Radiația beta - radiații corpusculare cu un spectru energetic continuu, constând din electroni încărcați negativ (p-particule) sau pozitroni încărcați pozitiv (p*-particule) și care apar în timpul dezintegrarii radioactive P a nucleelor ​​sau a particulelor elementare instabile. Se caracterizează prin energia limitativă (maximă) a electronilor (pozitronilor).Radiația gamma - radiația fotonică apărută în timpul transformărilor nucleare sau anihilării particulelor (gamă de energie de la zeci de keV la câțiva MeV).

radiații ionizante" (radiații) - un tip de radiație care modifică starea fizică a atomilor sau a nucleelor ​​atomice, transformându-i în ioni încărcați electric sau produși ai reacțiilor nucleare (lumina vizibilă și radiațiile ultraviolete nu sunt clasificate drept radiații ionizante).

Radiația corpusculară - radiatii ionizante formate din particule cu masa diferita de zero(A-,fi-particule, neutroni etc.).

Radiații indirect ionizante - radiația ionizantă, constând din particule neîncărcate care pot crea direct radiații ionizante și (sau) pot provoca transformări nucleare (radiația ionizantă indirectă poate consta din neutroni, fotoni etc.).

Radiația neutronică - un flux de neutroni care își transformă energia în interacțiuni elastice și inelastice cu nucleele atomice.

Radiația de protoni - radiația generată în timpul dezintegrarii spontane a nucleelor ​​atomice cu deficit de neutroni sau ca fascicul la ieșirea unui accelerator de ioni (de exemplu, un sincrofazotron).

radiații cu raze X - radiații fotonice, constând din bremsstrahlung și (sau) radiații caracteristice, generate, de exemplu, de tuburile cu raze X. Ocupă regiunea spectrală dintre radiațiile gamma și ultraviolete în lungimile de undă mg3+ω0 nm (ω.2 +ω-5 cm). Interval de energie 100 eV-10,1 MeV. Raze X cu o lungime de undă mai mică de 0,2 nm (E>50keV) sunt numite dure, cu o lungime de undă mai mare de aproximativ 2 nm (E

Sincrotron (sau bremsstrahlung magnetic)radiatii - radiația electromagnetică emisă de particulele încărcate care se deplasează pe traiectorii curbate de un câmp magnetic la viteze relativiste.Bremsstrahlung - radiația electromagnetică emisă de o particulă încărcată în timpul împrăștierii (frânării) acesteia într-un câmp electric se caracterizează printr-un spectru energetic continuu. Uneori, conceptul de bremsstrahlung include și radiația particulelor încărcate relativiste care se mișcă în câmpuri magnetice macroscopice (radiația sincrotron).

Radiația fotonică - radiații electromagnetice indirect ionizante care apar atunci când starea energetică a nucleelor ​​atomice se modifică sau când particulele se anihilează.

Radiația caracteristică - radiația fotonică cu un spectru energetic discret care apare atunci când starea energetică a electronilor unui atom se modifică.

Masa 1. Proprietăţile unor tipuri de radiaţii corpusculare.

Radiațiile ionizante includ fotonii radiațiilor electromagnetice (razele y și X cu o lungime de undă mai mică de 20 nm) și radiațiile corpusculare. Radiația fotonică cu energii cuprinse între 50 eV și 500 eV se numește raze X, iar la energii mai mari - radiații gamma. Radiația electromagnetică ionizantă poate fi radiația y care însoțește dezintegrarea p sau care rezultă din anihilarea pozitronilor sau poate fi bremsstrahlung cu raze X sau radiație caracteristică.

Radiatie electromagnetica - o perturbare a câmpului electromagnetic care se propagă în spațiu (adică câmpurile electrice și magnetice care interacționează între ele).

Radiația electromagnetică este o combinație de câmpuri electrice și magnetice care variază sinusoidal în spațiu și timp. Viteza valurilor, Și[m/s], este legat de lungimea de undă, L [m], și de frecvența de oscilație, v: Și- L-v, și de când Și este de obicei constantă, atunci v=c/A, c=s-th 8 m/s este viteza luminii.

Energia radiației electromagnetice (eV):

Unde h= 6,626-10-34 Js = 4,135 Yu, 5 eVs.

Radiația electromagnetică are o gamă largă de energii și diverse surse: radiația y a nucleelor ​​atomice și bremsstrahlung de electroni accelerați, unde radio etc. (Tabelul 1, Fig. l). La scara undelor electromagnetice, radiația y se învecinează cu radiația cu raze X dure, ocupând regiunea cu frecvențe mai înalte. Apare în timpul dezintegrarii nucleelor ​​radioactive și a particulelor elementare, a interacțiunii particulelor încărcate rapid cu materia, a anihilării perechilor electron-pozitron etc. Radiația gamma are o lungime de undă scurtă (Leu nm) și proprietăți corpusculare pronunțate, adică. se comportă ca un flux de particule (y-quanta sau fotoni) cu energie /iv.

Radiația Bremsstrahlung, care apare atunci când electronii accelerați trec printr-un mediu, este utilizată pe scară largă în medicină. În funcție de energia radiației electromagnetice rezultate, aceasta este clasificată ca radiație cu raze X (energii de zeci și sute de keV) sau radiație y (energii de unu sau zeci de MeV, dar la acceleratoare ating energii de câteva zeci de GeV). Radiația cu raze X se obține de obicei folosind tuburi cu raze X.

Intensitatea bremsstrahlung este proporțională cu pătratul accelerației particulei încărcate. Deoarece accelerația este invers proporțională cu masa particulei, în același câmp radiația bremsstrahlung a unui electron este de milioane de ori mai puternică decât radiația unui proton. Prin urmare, radiația bremsstrahlung, care apare atunci când electronii sunt împrăștiați în câmpul electrostatic al nucleelor ​​atomice și al electronilor, este cel mai des folosită.

Orez. 1.

Spectrul fotonilor bremsstrahlung este continuu și se termină la energia maximă posibilă, egală cu energia inițială a electronului. Deoarece intensitatea radiației bremsstrahlung este proporțională cu Z 2 , pentru a crește randamentul fotonilor bremsstrahlung în fasciculele de electroni, se folosesc ținte formate din substanțe cu Z mare.

Radiațiile ionizante corpusculare includ radiații a, electroni, protoni, neutroni și mezon. Radiația corpusculară, constând dintr-un flux de particule încărcate (a-, (3-particule, protoni, electroni), a căror energie cinetică este suficientă pentru a ioniza atomii la ciocnirea cu aceștia, aparține clasei radiațiilor direct ionizante. Neutronii înșiși nu produc ionizare, dar în proces interacțiunile cu mediul eliberează particule încărcate (electroni, protoni) capabile să ionizeze atomii și moleculele mediului prin care trec radiația neutronică este clasificată drept radiație indirectă ionizantă.

Neutronii variază semnificativ în energiile lor. Pentru a descrie caracteristicile energetice ale radiației neutronice, se folosește conceptul de spectru neutronic. Neutronii sunt clasificați după viteza lor de mișcare:

• - Neutroni relativisti, cu energie mai mare de 10 eV;
• - Neutroni rapizi, cu energie mai mare de o.i MeV (uneori mai mare de i MeV)
• - Neutroni lenți - neutroni cu energie mai mică de 100 KeV. sau după „temperatură”:
• - Neutroni epitermici, cu energie de la 0,025 la 1 eV;
• - Neutroni fierbinți, cu o energie de aproximativ 0,2 eV;
• - Neutroni termici, cu o energie de aproximativ 0,025 eV;
• - Neutroni reci, cu energie de la 510-5 eV la 0,025 eV;
• - Neutroni foarte reci, cu energie 2*10-? - 5*10-5 eV;
• - Neutroni ultrareci, cu energie mai mică de 2*10-? eV.

Interacțiunea neutronilor cu atomii este slabă, ceea ce permite neutronilor să pătrundă adânc în materie.

Radiația electronică este de obicei un fascicul de electroni la ieșirea unui accelerator de electroni. Se caracterizează prin energia medie de radiație și dispersie (împrăștiere), precum și lățimea fasciculului. Se pot folosi măsuri speciale pentru a obține un fascicul îngust monoenergetic de electroni de înaltă energie.

Radiația beta însoțește cel mai comun tip de dezintegrare radioactivă a nucleelor ​​- p-decay. Deoarece viteza particulelor p este mult mai mare decât viteza particulelor a, ele interacționează mai puțin frecvent cu atomii mediului; Densitatea lor de ionizare per unitate de cale este de sute de ori mai mică decât cea a particulelor alfa, iar calea în aer ajunge la 10 m în țesutul moale biologic, calea este egală cu 10+12 mm. Această radiație este absorbită de un strat de aluminiu de 1 mm grosime. Spre deosebire de radiația electronică, radiația p este însoțită de un flux de antineutrini pentru electroni și neutrini pentru pozitroni. Radiația de pozitroni este, de asemenea, însoțită de radiația y de anihilare (cu o energie de 0,51 și/sau 1,02 MeV).

Primele studii ale radiațiilor ionizante au fost efectuate la sfârșitul secolului al XIX-lea. În 1895, fizicianul german W.K. Roentgen a descoperit „razele X”, numite mai târziu raze X. În 1896, fizicianul francez A. Becquerel a descoperit urme de radioactivitate naturală a sărurilor de uraniu pe plăci fotografice. În 1898, soții Marie și Pierre Curie au descoperit că uraniul, după radiații, se transformă în alte elemente chimice. Ei au numit unul dintre aceste elemente „radiu” (Ra) (din latinescul „raze emitente”).

Radiația ionizantă este radiația a cărei interacțiune cu un mediu duce la formarea de ioni de diferite semne. Radiațiile ionizante sunt împărțite în corpusculare și fotoni.

Radiația corpusculară include: radiații a, b-, protoni și neutroni.

a-radiatie este un flux de nuclee de heliu format în timpul dezintegrarii radioactive. Au o masă de 4 și o sarcină de +2. Emițătorii a includ aproximativ 160 de radionuclizi naturali și artificiali, majoritatea fiind la sfârșitul tabelului periodic al elementelor (sarcină nucleară > 82). particulele a se propagă rectiliniu în medii și au o rază mică (distanța la care particulele își pierd energia atunci când interacționează cu materia): în aer - mai puțin de 10 cm; în ţesuturile biologice 30-150 microni. a - particulele au capacitate mare de ionizare și de penetrare scăzută.

b-radiatie este un flux de electroni și pozitroni. Masa lor este de zeci de mii de ori mai mică decât masa particulelor a. Emițătorii b includ aproximativ 690 de emițători naturali și artificiali. Gama de particule b în aer este de câțiva metri, iar în țesuturile biologice - aproximativ 1 cm Au o capacitate de penetrare mai mare decât particulele a, dar o putere de ionizare mai mică.

Radiația de protoni– fluxul de nuclee de hidrogen.

Radiația neutronică– un flux de particule nucleare care nu au o sarcină cu o masă apropiată de masa unui proton. Neutronii liberi sunt captati de nuclee. În acest caz, nucleele intră într-o stare excitată și fisiune cu eliberarea de g-quanta, neutroni și neutroni întârziați. Datorită neutronilor întârziați, reacția de fisiune din reactoarele nucleare este controlată. Radiația neutronică are o capacitate de ionizare mai mare în comparație cu alte tipuri de radiații corpusculare.

Foton este o cantitate de energie a radiațiilor electromagnetice de înaltă frecvență. Radiația fotonică este împărțită în raze X și radiații gamma. Au o capacitate mare de penetrare și de ionizare scăzută.

radiații cu raze X- Aceasta este radiația electromagnetică artificială care apare în tuburile de raze X („razele X”).

g-radiatie – Aceasta este radiația electromagnetică de origine naturală. razele G se propagă rectiliniu, nu deviază în câmpurile electrice și magnetice și au o rază mare de acțiune în aer.

Radiații ionizante direct– aceasta este radiația constând din particule încărcate, de exemplu, particule a, b. Radiația ionizantă indirectă este radiația formată din particule neîncărcate, cum ar fi neutronii sau fotonii. Ele creează radiații secundare în mediile prin care trec.

Radiația ionizantă este descrisă de următoarele mărimi fizice

Activitatea substanței A determinat de rata dezintegrarii radioactive:

unde: dN – numărul de transformări nucleare spontane în timpul dt.

Unități de activitate:

în sistemul SI - Becquerel: 1 Bq = 1 dispersie/s

unitate extrasistemică – Curie: 1 Ci = 3,7. 10 10 dispersie/s, care corespunde activității a 1 g de Ra pur.

Timp de înjumătățire T 1/2– timpul necesar pentru a reduce de 2 ori activitatea radionuclizilor. Pentru U-238 T 1/2 = 4,56. 10 9 ani, pentru Ra-226 T 1/2 = 1622 ani.

Doza de expunere X– energia radiaţiilor ionizante determinând formarea în aer a unei sarcini dQ de acelaşi semn într-un volum elementar cu masa dm.

Unități de doză de expunere:

în sistemul SI 1 C/kg = 3880 R.

unitate nesistemică – raze X: 1 R

Doza absorbită D este determinată de cantitatea de energie absorbită dE pe unitatea de masă a substanței iradiate dm.

Unități de doză absorbită:

în SI Gri: 1 Gy

unitate în afara sistemului 1 rad = 0,01 Gy

1 Р = 0,87 rad

1 rad = 1,14 R

Denumirea „rad” provine de la primele litere ale termenului „doză absorbită de radiații”.

Doza echivalentă H R arată pericolul diferitelor tipuri de expunere la radiații a țesuturilor biologice și este egal cu:

unde: W R este un coeficient de ponderare care reflectă pericolul unui anumit tip de radiații ionizante pentru organism.

Raze X, radiații g, radiații b W R = 1;

neutroni W R = 5-20;

a-particule W R = 20.

Unități de doză echivalente:

în sistemul SI 1 Sv în onoarea savantului suedez Sievert

unitate off-system – 1 rem = 0,01 Sv

rem este echivalentul biologic al lui rad.

Doza echivalentă eficientă H E– aceasta este amploarea riscului de consecințe pe termen lung ale iradierii întregului corp uman și a organelor sale individuale, ținând cont de radiosensibilitatea acestora. Diferite organe și țesuturi au sensibilitate diferită la radiații. De exemplu, cu aceeași doză echivalentă de radiații HR, este mai probabil să apară cancerul pulmonar decât cancerul tiroidian. Prin urmare, a fost introdus conceptul de doză echivalentă efectivă.

unde: W T – coeficientul de ponderare pentru țesutul biologic.

Photon IR include radiația g de substanțe radioactive, caracteristica de raze X și radiația bremsstrahlung generată de diverși acceleratori. ABI al radiației fotonice este cel mai scăzut (1-2 perechi de ioni la 1 cm 3 de aer), ceea ce determină capacitatea sa mare de penetrare (în aer lungimea căii este de câteva sute de metri).

g-radiatie apare în timpul dezintegrarii radioactive. Trecerea unui nucleu de la o stare excitată la una fundamentală este însoțită de emisia unui cuantum gamma cu energii de la 10 keV la 5 MeV. Principalele surse terapeutice de radiații g sunt dispozitivele de terapie gamma la distanță cu radionuclidul artificial 60 Co. Acest emițător radioactiv artificial este folosit în clinicile de radioterapie de peste 60 de ani datorită caracteristicilor sale. Energia radiației gamma 60 Co este destul de mare și se ridică la 1,25 MeV, ceea ce permite energiei fasciculului să se deplaseze adânc în țesut. Cu o doză relativă maximă absorbită la o adâncime de 0,5 cm, 50% din doza de adâncime este situată la o adâncime de 11,4 cm. Un timp de înjumătățire destul de lung de 5,3 ani, datorită căruia puterea sursei scade pe o perioadă lungă perioadă de timp, iar reîncărcarea dispozitivului este necesară o dată la vârsta de 5-7 ani.

Raze X bremsstrahlung de înaltă energie apare din cauza accelerației și decelerației bruște a electronilor accelerați de energie înaltă în sistemele de vid ale diferitelor acceleratoare și diferă de raze X printr-o energie cuantică mai mare (de la unu la zeci de MeV).

Când un flux de fotoni trece printr-o substanță, acesta este slăbit ca urmare a interacțiunii radiațiilor ionizante cu substanța. Tipul de interacțiune a fotonilor cu atomii de materie depinde de energia fotonilor. Se disting următoarele tipuri de interacțiune a fotonilor cu materia:

· Clasic (coerent, sau Thompson, împrăștiere) - pentru fotoni cu energie de la 10 la 50-100 keV. Frecvența relativă a acestui efect este mică. Are loc o interacțiune, care nu joacă un rol semnificativ, deoarece cuanta incidentă, ciocnind cu un electron, este deviată și energia acestuia nu se modifică.

· Absorbție fotoelectrică (efect fotoelectric) - la energii relativ scăzute - de la 50 la 300 keV (joacă un rol semnificativ în terapia cu raze X). Cuantumul incident elimină electronul orbital din atom, este el însuși absorbit, iar electronul, schimbând ușor direcția, zboară departe. Acest electron scăpat se numește fotoelectron. Astfel, energia fotonului este cheltuită pentru funcția de lucru a electronului și pentru a-i conferi energie cinetică. Un atom care a pierdut un electron se transformă într-un ion pozitiv, iar fotoelectronul la sfârșitul cursei își pierde energia și se alătură unui atom neutru, transformându-l într-un ion încărcat negativ.

· Efectul Compton (împrăștiere incoerentă) - apare la energii fotonice de la 120 keV la 20 MeV (adică aproape întregul spectru de energii utilizate în terapia cu radiații). Un cuantic incident elimină un electron din învelișul exterior al unui atom, transferându-i o parte din energie, iar partea rămasă își schimbă direcția. Electronul zboară din atom într-un anumit unghi, iar noua cuantă diferă de cea inițială nu numai într-o direcție diferită de mișcare, ci și în energie inferioară. Cuantumul rezultat va ioniza indirect mediul, iar electronul va ioniza direct.

· Procesul de formare a perechilor electron-pozitron - energia cuantică trebuie să fie mai mare de 1,02 MeV (de două ori energia de repaus a electronului). Acest mecanism trebuie luat în considerare atunci când pacienții sunt iradiați cu radiații bremsstrahlung de înaltă energie. În apropierea nucleului unui atom, cuantica incidentă experimentează o accelerare și dispare, transformându-se într-un electron și un pozitron. Pozitronul se combină rapid cu un electron care se apropie și are loc procesul de anihilare (distrugere reciprocă), iar în schimb apar doi fotoni, energia fiecăruia fiind jumătate din energia fotonului original. Astfel, energia cuantumului primar se transformă în energia cinetică a electronului și în energia radiației de anihilare.

· Absorbția fotonucleară - energia cuantelor trebuie să fie mai mare de 2,5 MeV. Fotonul este absorbit de nucleul unui atom, în urma căruia nucleul intră într-o stare excitată și poate fie să cedeze un electron, fie să se destrame. Așa se produc neutronii.

Ca rezultat al proceselor de mai sus de interacțiune a radiației fotonice cu materia, ia naștere fotonii secundari și radiațiile corpusculare (electroni și pozitroni). Capacitatea de ionizare a particulelor încărcate este mult mai mare decât cea a radiației fotonice.

Atenuarea spațială a fasciculului de fotoni are loc conform unei legi exponențiale (legea pătratului invers): Intensitatea radiației este invers proporțională cu pătratul distanței până la sursa de radiație.

Radiația în intervalul de energie de la 200 keV la 20 MeV a găsit cea mai largă aplicație în tratamentul neoplasmelor maligne. Puterea de penetrare mai mare permite transferul energiei către tumorile adânci. În același timp, expunerea la radiații a pielii și a țesutului subcutanat este redusă drastic, ceea ce face posibilă livrarea dozei necesare leziunii fără deteriorarea radiațiilor în aceste zone ale corpului (spre deosebire de radiațiile moi cu raze X). Odată cu o creștere a energiei fotonului peste 15 MeV, crește riscul de deteriorare a țesutului prin radiații la ieșirea fasciculului.

În general (Fig. 2.3), capacitatea de penetrare a radiațiilor ionizante și, în consecință, indicațiile pentru utilizarea lor în terapia tumorală depinde de tipul de radiație (radiația fotonică are în general o capacitate de penetrare mai mare decât radiația corpusculară) și de energia acesteia ( crește).

Orez. 2.3.Exemple de distribuție liniară procentuală a dozei a fasciculelor de electroni cu energie de la 6 la 20 MeV și a radiației fotonice de la radiația gamma 60Co la radiația de raze X în megavolt cu energie 4-25 MeV.

Întrebări de testare pentru secțiune

(răspunsurile corecte sunt evidențiate)

1) Aranjați componentele dezintegrarii nucleului unei substanțe radioactive în ordinea creșterii capacității lor de penetrare în țesuturi

a) Radiația alfa, radiația gamma, radiația beta

b) Radiații gamma, radiații alfa, radiații beta

c) Radiația alfa, radiația beta, radiația gamma

d) Capacitatea de penetrare a componentelor poate varia în funcție de starea de agregare a substanței

2) Care este capacitatea de penetrare a electronilor accelerați, caracterizată prin calea liberă medie în țesutul uman?

b) nu depăşeşte 2 cm

d) până la 10 cm

3) Principalele avantaje ale utilizării fasciculelor de protoni în radioterapie sunt:

a) formarea de grinzi nedivergente;

b) sincronizarea fasciculului cu respiraţia

c) capacitatea de a furniza cantitatea necesară de energie la o adâncime dată corespunzătoare vârfului Bragg;

d) gradient de doză mare (selectivitate) între țesuturile țintă și înconjurătoare;

e) conformitatea iradierii

4) Ce sarcină au mezonii pi?

a) negativ

b) Pozitiv

c) Dublu pozitiv

d) Nu au nicio taxă

5) Ce sarcină au particulele alfa?

a) negativ

b) Pozitiv

c) Dublu pozitiv

d) Nu au nicio taxă

6) Ce sarcină au neutronii?

a) negativ

b) Pozitiv

c) Dublu pozitiv

d) Nu au nicio taxă

7) Ce localizare a tumorilor maligne este de preferat pentru utilizarea terapiei de captare a neutronilor?

a) Mușchii și țesutul adipos;

b) Creierul

c) Tumori ale organelor abdominale

d) Localizarea nu contează

8) ABI al radiației fotonice în aer este...

a) 1-2 perechi de ioni la 1 cm3

b) 5-10 perechi de ioni la 1 cm 3

c) 50-70 de perechi de ioni la 1 cm3

d) 200--300 de perechi de ioni la 1 cm3

9) În ce interval energetic al fotonilor atunci când interacționează cu materia se observă efectul fotoelectric?

a) 10-20 MeV

c) 50-300 KeV

e) Mai mult de 1,02 MeV

e) 120 KeV – 20 MeV

10) În ce interval de energie a fotonilor atunci când interacționează cu materia se observă efectul Compton?

a) 10-100 keV

c) 50-300 KeV

e) Mai mult de 1,02 MeV

e) 120 KeV – 20 MeV

11) În ce interval energetic al fotonilor în timpul interacțiunii cu materia se observă procesul de formare a perechilor electron-pozitron?

a) 10-20 MeV

c) 50-300 KeV

e) Mai mult de 1,02 MeV

e) 120 KeV – 20 MeV

12) În conformitate cu „legea pătratului invers”, intensitatea radiației este invers proporțională cu pătratul...

a) Distanţele de la sursa de radiaţii

b) Energia inițială a fasciculului de radiații fotonice

c) Inducerea magnetică a fasciculului

13) Ce tip de radiație ionizantă are cea mai mare capacitate de penetrare în țesuturile biologice?

a) Ortotensiune cu raze X

b) Electroni accelerați

c) Radiația gamma

d) Particule alfa

e) Bremsstrahlung de înaltă energie

e) Raze X 50 KeV

14) Ce tip de radiație se produce în timpul dezintegrarii radioactive a radionuclidului 60 Co?

a) radiografie

b) Radiația beta

c) Neutroni

d) Radiația gamma

e) Protoni

f) Electroni accelerați

15) Care este timpul de înjumătățire al radionuclidului 60 Co (cobalt șaizeci)?

a) 2,3 ani

d) 4,8 luni

e) 5,2 ani

e) 4,5 ani

16) Care este energia radiației gamma de la radionuclidul 60 Co?

Radiația fotonică include radiația de la substanțe radioactive, radiațiile caracteristice și bremsstrahlung generate de diverși acceleratori. ABI al radiației fotonice este cel mai scăzut (1-2 perechi de ioni la 1 cm 3 de aer), ceea ce determină capacitatea sa mare de penetrare (în aer lungimea căii este de câteva sute de metri).

-radiații apare în timpul dezintegrarii radioactive. Trecerea unui nucleu de la starea excitată la starea fundamentală este însoțită de emisia unui cuantum cu energii de la 10 keV la 5 MeV. Principalele surse terapeutice de -radiere sunt -dispozitivele (tunurile).

Raze X Bremsstrahlung apare din cauza accelerației și decelerației bruște a electronilor în sistemele de vid ale diferitelor acceleratoare și diferă de raze X printr-o energie cuantică mai mare (de la unu la zeci de MeV).

Când un flux de fotoni trece printr-o substanță, acesta este slăbit ca urmare a următoarelor procese de interacțiune (tipul de interacțiune a fotonilor cu atomii substanței depinde de energia fotonilor):

Clasic (coerent, sau Thompson, împrăștiere) - pentru fotoni cu energie de la 10 la 50-100 keV. Frecvența relativă a acestui efect este mică. Are loc o interacțiune, care nu joacă un rol semnificativ, deoarece cuantumul incident, ciocnind cu un electron, este deviat și energia acestuia nu se modifică.

Absorbție fotoelectrică (efect fotoelectric) - la energii relativ scăzute - de la 50 la 300 keV (joacă un rol semnificativ în terapia cu raze X). Cuantumul incident elimină electronul orbital din atom, este el însuși absorbit, iar electronul, schimbând ușor direcția, zboară departe. Acest electron scăpat se numește fotoelectron. Astfel, energia fotonului este cheltuită pentru funcția de lucru a electronului și pentru a-i conferi energie cinetică.

Efectul Compton (împrăștiere incoerentă) - apare la energii fotonice de la 120 keV la 20 MeV (adică aproape întregul spectru al radioterapiei). Cuantumul incident elimină un electron din învelișul exterior al atomului, transferându-i o parte din energie și își schimbă direcția. Electronul zboară din atom într-un anumit unghi, iar noua cuantă diferă de cea inițială nu numai într-o direcție diferită de mișcare, ci și în energie inferioară. Cuantumul rezultat va ioniza indirect mediul, iar electronul va ioniza direct.

Procesul de formare a perechilor electron-pozitron - energia cuantică trebuie să fie mai mare de 1,02 MeV (de două ori energia de repaus a electronului). Acest mecanism trebuie luat în considerare atunci când un pacient este iradiat cu un fascicul de radiație bremsstrahlung de înaltă energie, adică la acceleratori liniari de înaltă energie. În apropierea nucleului unui atom, cuantica incidentă experimentează o accelerare și dispare, transformându-se într-un electron și un pozitron. Pozitronul se combină rapid cu un electron care se apropie și are loc procesul de anihilare (distrugere reciprocă), iar în schimb apar doi fotoni, energia fiecăruia fiind jumătate din energia fotonului original. Astfel, energia cuantumului primar este transformată în energia cinetică a electronului și în energia radiației de anihilare.

Fotografie absorbția nucleară - energia cuantelor trebuie să fie mai mare de 2,5 MeV. Fotonul este absorbit de nucleul unui atom, în urma căruia nucleul intră într-o stare excitată și poate fie să cedeze un electron, fie să se destrame. Așa se produc neutronii.

Ca rezultat al proceselor de mai sus de interacțiune a radiației fotonice cu materia, ia naștere fotonii secundari și radiațiile corpusculare (electroni și pozitroni). Capacitatea de ionizare a particulelor este mult mai mare decât cea a radiației fotonice.

Atenuarea spațială a fasciculului de fotoni are loc conform unei legi exponențiale (legea pătratului invers): Intensitatea radiației este invers proporțională cu pătratul distanței până la sursa de radiație.

Radiația în intervalul de energie de la 200 keV la 15 MeV a găsit cea mai largă aplicație în tratamentul neoplasmelor maligne. Puterea de penetrare mai mare permite transferul energiei către tumorile adânci. În același timp, expunerea la radiații a pielii și a țesutului subcutanat este redusă drastic, ceea ce face posibilă livrarea dozei necesare leziunii fără deteriorarea radiațiilor în aceste zone ale corpului (spre deosebire de radiațiile moi cu raze X). Odată cu o creștere a energiei fotonului peste 15 MeV, crește riscul de deteriorare a țesutului prin radiații la ieșirea fasciculului.