Strålehygiejne

Download 10,41 Mb.
bet	8/154
Sana	25.03.2017
Hajmi	10,41 Mb.
	#2437

1 ... 4 5 6 7 8 9 10 11 ... 154

1.2.6Historiske enheder

I dag bruger de fleste standard enhederne:

bequerel (Bq) = 1 henfald per sekund, som måleenhed for et stofs radioaktivitet,
gray (Gy = Joule/Kg) som måling for energien deponeret i stof; og

sievert (Sv = vægt  Gy) som måleenhed for den biologiske virkning af stråling. Enheden sievert inkluderer effekter af strålingens art og energi for et bestemt organ væv.

Disse kaldes for SI-systemet (”systeme internationale”), som blev indført i europæisk lovgivning i 1981, og skulle udelukkende anvendes af alle europæiske medlemsstater fra slutningen 1985. Som konvention, for dosimetri skriver vi enhedens navn med et lille bogstav, og den forkortede enhed med stort bogstav, f.eks gray og Gy.

Men i gamle bøger og i amerikansk litteratur findes der tekst som bruger særlige enheder:

Curie (Ci) - det tidligere anvendte mål for radioaktiv henfald per sekund

1 Ci = 37 mia. henfald / sekund = 3.7  10¹⁰ Bq

Rad - et mål for energien deponeret i stof/væv ved stråling

1 rad = 1/100 Joule per Kg væv = 1/100 Gy

Rem - et mål for den biologiske virkning af stråling, og afhænger af strålingens art

1 rem = vægtsfaktor  rad = 1/100 Sv
For at få en fornemmelsen for størrelsen af rem’et, en årlig baggrunds dosis af 2 mSv/år svarer til

200 mrem/år. Nogle faggrupper bruger stadig tit disse enheder (f.eks. elektriker, ingeniører), så bliv ikke overrasket hvis en service tekniker spørger efter en prøve dosis i milli-Curie (1 mCi = 37 MBq) eller micro-Curie (1Ci = 37 kBq) for at lave justering eller kvalitetskontrol med et gammakamera. Omregnings faktorer mellem SI-systemet og andre enheder vises i Tabel 10.

Tabel 10: omregningsfaktorer for dosimetriske enheder

Enheden	Svarer til	Eller	Enheden	Svarer til	Eller
1 Ci	3.7 10¹⁰ Bq	37 GBq	1 Bq	2.7 10^-11 Ci	27 pCi
1 mCi	3.7 10⁷ Bq	37 MBq	1 kBq	2.7 10^-8 Ci	27 nCi
1 Ci	3.7 10⁴ Bq	37 kBq	1 MBq	2.7 10^-5 Ci	27 Ci
1 nCi	3.7 10¹ Bq	37 Bq	1 GBq	2.7 10^-2 Ci	27 mCi
			1 TBq	2.7 10¹ Ci	27 Ci
1 rad	0.01 Gy		1 Gy	100 rad
1 rem	0.01 Sv		1 Sv	100 rem

1.2.7Eksterndosimetri

Hvis man står i nærheden af en radioaktiv kilde der udsender stråling, bliver man bestrålet udefra. Strålingens energi bliver afsat i væv og medfører en dosis til personen (f.eks. til huden - , (ugennemtrængende stråling), eller internt hvis strålingen er gennemtrængende - ). Kildens intensitet, og derfor en persons modtaget stråling ”radiation exposure”, varierer som inverse kvadrat på afstand fra kilden til bestrålingens punkt (Figur 1-17).

Størrelsen exposure rate constant , (”Gamma-faktor” = bestrålingshastighed konstant), anvendes for at vurdere hvor meget bestråling en person får fra gamma- eller røntgen kilder. I gamle dage defineredes  som bestrålingen fra gamma, eller røntgen emitterende nuklider i rad per time fra en 1 milli-curie kilde ved 1cm afstand -  havde enheden R.cm²/mCi.hr @ 1cm. I dag bruger vi SI-enheder^²¹, og definerer  som bestrålingen med enheden Gy.m²/GBq.hr @ 1m. Definitionen er den samme, men størrelsen er forskellig: intensiteten er forskelligt ved 1cm og 1m fra en kilde, og der er en forskel mellem de historiske dosimetriske enheder og nutidige enheder:
1 R.cm²/mCi = 27,027 Gy.m²/GBq.hr.
Gamma-værdier er enestående for hver , og x-emitterende nuklid, pga. værdierne deriveres fra antallet af - og x-fotoner der bliver udsendt fra nukliden, deres energier og deres absorption i luft^²². For en n mCi kilde ved afstand d, er exposuren :

[mR/h].

Hvis der findes absorberende stof, f.eks. afskærmning, imellem kilden og målepunktet, bliver exposure’en modificeret til:

[mR/h],

hvor det absorberende stof har en tykkelse b(cm) og en svækkelseskonstant (cm^-1). Tabel 11 viser bestrålings-hastigheds konstanter (-faktorer) for isotoper der findes på vor afdeling.

Til sidst, nogle vigtige ting at huske på om exposure:

det er meget vigtig at have styr på enhederne der bruges til en exposure beregning for at få et fornuftigt og korrekt svar; det er meget nemt at blande gamle (cm, cm², rad, cm/g) enheder med SI enheder (m, m², Gy, m/kg) og få det forkerte svar,
exposure er altid afhængigt af absorberende stof (f.eks. luft: den defineres mht. absorptionen af gamma og røntgen stråling som den passerer igennem luft),
hvis ikke kilden er en punktkilde, bliver exposure større ved en bestemt afstand, pga. intensiteten ikke falder som 1/d² (f.eks. en patient er ikke en punktkilde).

Tabel 11: Gamma-konstanter for isotoper der findes på NM afdeling

Radioisiotop	₂₀ (R.cm²/mCi.hr @ 1cm)	₂₀ (Gy.m²/GBq.hr @ 1m)
137-Cs	3,26	88,11
99m-Tc	0,59	15,95
99-Mo	1,46	39,46
123-I	1,55	41,89
125-I	1,37	37,03
131-I	2,17	58,65
111-In	2,05	55,41
57-Co	0,56	15,16
18-F	5,7	154,05
* data fra [Ref.12]

1.2.8Interndosimetri

I nuklearmedicin anvender vi isotoper internt. Princippet er at en radioaktiv isotop forbindes til et lægemiddel, som bliver injiceret i kroppen. Lægemiddelet bliver optaget i et bestemt organ i kroppen, f.eks. hjertet, nyre eller knogle. Her henfalder isotopen og strålingen der bliver udsendt ses af udstyr som et gammakamera, PET-kamera eller gammatæller, der tager et billede af strålingens fordeling i kroppen. Fordi radioaktiviteten er inde i kroppen, er vi interesseret i at beregne intern dosis til kroppen. For at gøre livet lettere er alle radioaktive lægemidler leveret med dosimetrisk oplysning. Men hvis man vil beregne dosisen selv, handler det om at vide om hvor meget aktivitet er givet til patienten, hvilke organer optager det radioaktive lægemiddel, og hvilke organer ligger i nærheden og bliver bestrålet fra ”source”-organerne.

Beregning af interndoser er ikke nemt. Der eksisterer en kompliceret sammenhæng mellem forskellige komponenter der indgår i modellen, derfor er det nødvendigt
at forudsætte følgende før man begynder at beregne intern dosis:

kroppen deles op i ensartede organer
der er ensartet energi absorption
aktiviteten er jævnt fordelt.

Organer defineres enten som target-organer (bliver bestrålet), eller source-organer (kilder), dvs. hver source-organ bidrager en dosis til target-organer, og total dosis er dosis fra alle organer. Bemærk, et source-organ giver også bidrag til sin egen absorberede dosis.
Den radioaktive kilde er vor isotop som blev injiceret ind i patienten, og den vil have de fysiske egenskaber: en initial aktivitet (A₀) og en halverings tid (T_½), som definerer tiden for halvdelen af atomerne at henfalde. Men der er biologiske egenskaber der også skal tages hensyn til. I stedet for at snakke om halveringstiden T_½,som definerer kun isotopens fysiske egenskaber, bruger vi den effektive halveringstid (T_eff), der er afhængig af både fysisk udskillelse (henfald), og biologisk udskillelse af isotopen fra kroppen. Den biologiske tid, T_bio, definerer halveringstiden for udskillelse af det radioaktive lægemiddel fra et organ eller hele kroppen; f.eks kan lægemidlet blive filtreret af nyrerne og udskilt i urinen. Hvis begge halveringstider kan beskrives af en eksponentiel funktion, kan den effektive halveringstid skrives som en kombination af de to halveringstider:

.
For at beregne en akkumuleret dosis til organerne, har vi interesse i den akkumulerede aktivitet i kroppen. Levetiden af et bestemt atom kan ikke vides, den kan have en hvilken som helst værdi mellem nul og uendelig; vi kan kun kende sandsynligheden for at et atom henfalder. Men, vi kan beregne statistisk en middel tid, , (”residence” tid på engelsk), som giver en definerbar kvantitet der kan bruges til beregning af strålingsdosis fra isotopen. Den defineres som:

.
Med denne definition af middeltiden kan den akkumulerede aktivitet beregnes som produktet af den indgivne aktivitet og middeltiden dvs. A_aku = A₀  . Når man har akkumuleret dosisen kan absorberet dosis findes ved at gange akkumuleret dosis med den absorberet dosis per henfald (S-værdi). Disse S-værdier findes i MIRD tabeller.
MIRD
MIRD er den officielle metode for interndosis beregninger. Man beregner dosisen til en ”reference man”, som er ok hvis beregningen er for en stor befolkning, men beregningen bliver ikke helt nøjagtigt når man er interesseret i dosisen til en individuel person. Her kan man lave ændringer i MIRD modellen ved at bruge en masse-vægtet MIRD reference man, hvor man tager hensyn til den individuelle persons masse, og forudsætter at organernes vægt er samme som hel kroppens vægt (det kan man godt pga. brøkdelen af absorberet energi er næsten uafhængig af organernes vægt).
Trinene i beregningen af interndoser er:

identificér hvilken isotop har man, og dens fysiske egenskaber (A₀, T_½)?
hvad er den biologiske halveringstid for det radioaktive lægemiddel (T_bio)?

hvilke target-organer har vi interesse i?
hvad er / hvor findes source-organer?
hvilken aktivitetsfordeling, F, findes der i source-organet,
slå de relevante S-værdierne op (absorberet dosis per henfald, afhængigt af strålings type) fra MIRD tabeller,
beregn den absorberede dosis per indgiven aktivitet,
for en total indgiven aktivitet A_0,beregn akkumuleret aktivitet: A_aku = A₀    F,
beregn absorberet dosis fra: D = A_aku  S.

Der findes computer programmer der kan bruges for at beregnere MIRD doser!

Information om interndosis beregning, ved at bruge MIRD-protokollen, findes i [Ref.18]. Bemærk, interndoser som er beregnet via MIRD, giver ikke en sand vurdering for den interne dosis til en bestemt person. Dosisen, og risikoerne, for forskellige personer bliver forskellige, fordi mange af antagelserne der bliver brugt i beregningen, ikke gælder for et bestemt individ, f.eks. bliver aktiviteten ikke optaget ens for forskellige individer, og aktiviteten er sandsynligvis ikke fordelt jævnt i organerne, osv. MIRD giver en ”gennemsnits” vurdering for en interndosis. Moderne computer metoder (specifik, Monte Carlo (MC) simulering), prøver at beregne dosisfordelingen på et individuelt niveau. Metoden kan tage hensyn til isotopens fysiske egenskaber, dens specifike vekselvirknings processer, dens fordeling i kroppen/et organ, og forskellige personvægte m.m.. Principielt, kan disse computer metoder give et ”sandt” billede af dosisen til en individuel person, men metoden er meget kompliceret og tidskrævende. I nær fremtid bliver der lagt endnu mere vægt på korrekt dosis beregning fra indgivne radioaktive doser, og disse MC simuleringer vil være den eneste måde at kunne beregne interndoser på en individuel basis. Derfor findes der forskningsgrupper, der arbejder med at optimere/opfinde MC koder der hurtigt, og pålideligt, kan bruges til interndosis beregning.

1.2.9Risiko ved arbejde med radioaktivitet

Risiko er en sandsynlighed for at et eller andet slemt sker, og skrives som en enhedsløs brøkdel. Hvis man har en risiko på 0 (nul), er man absolut sikker på at der ikke er risiko, og en risiko på 1 betyder at det er absolut sikkert at risikoen vil ske på et eller andet tidspunkt.

Det er konstateret at hyppigheden af nogle kræft typer (f.eks. leukemia, hoved, hals, thyroidea, bryst og lunge) øges efter bestråling med ioniserende stråling. Hvis dosisen til en person er kendt, kan man beregne den øgede risiko for at personen får kræft på grund af bestrålingen, ved at gange den absorberede dosis med en risikofaktor. Den accepterede risikofaktor brugt af NRC (US National Regulatory Commission) er 410^-2 for en bestråling på 1 sievert.
Betydning:

En risiko på 410^-2 for en bestrålings dosis på 1 Sv, svarer til en risiko per mSv på 4010^-6. Dvs. med en bestråling på 1mSv forøges risiko med 4010^-6, eller, ud af 1 million mennesker vil 40 få kræft på et eller andet tidspunkt, på grund af denne bestråling.

For at se hvad dette betyder for os, lad os se på størrelsen af den øgede risiko til f.eks. en bioanalytiker der arbejder 20 år indenfor nuklearmedicin. Antag at den gennemsnitlige årsdosis til bioanalytikeren er 2,5 mSv/år (svarende til den gennemsnitlige årlige baggrunds dosis). Derfor vil hun få en akkumuleret ”arbejdslivs” dosis på 2,5  20 = 50mSv i 20 år, og risikoen for at hun får kræft bliver 4010^-6 50 = 0,002. Dvs, der bliver en 0,2% forøgelse i risikoen pga. denne 50 mSv bestråling over 20år. Det skal sammenlignes med en persons naturlig kræftrisiko på 20%. Derfor har bioanalytikeren forøget hans/hendes risiko for at få kræft fra 20 % til 20,2%. På vor afdeling er den gennemsnitlige årsdosis mindre end en halvdelen af baggrundsdosisen, og derfor vil det sande tal blive endnu mindre.
For at få en fornemmelse for risikoens størrelse, er det følgende en liste over andre aktiviteter der indeholder en dødsrisiko på 1 ud af 1 million: (oprindelig information fra R.Wilson, ”Comparing Risks” Physics & Society, Oct.1990 se [Ref. 20]). Bemærk, at ryge 56 cigaretter, elle drikke 20 liter vin, giver samme dødsrisiko som en bestråling på 1 mSv.
Tabel 12: aktiviteter der indeholder en dødsrisiko af 1:1 million, fra [Ref.20].

Aktivitet: dødsrisiko 1:1000000
Stråling	Indtagelse
1 røntgen undersøgelse (bryst) – kræft fra x-rays	at ryge 1,4 cigaretter – kræft / hjertesygdom
enkelt tur over USA i jetfly – kræft fra kosmisk stråling	at bo 2 måneder sammen med en der ryger – kræft/hjerte
at bo 1 uge i en bygning – kræft fra indendørs radon	at drikke 0,5 l vin – levercirrhose
at bo 50 år indenfor 8 km fra atomkraftværk – ulykke	at spise 100 grilbøffer
Rejse	Arbejde
4,8 km på motorcykel – ulykke	at blive 1 time i kulmine – sortlunge sygdom
16 km på cykel – ulykke	at blive 3 timer i kulmine - ulykke
48 km i bilen – ulykke	Andre
1600 km i fly – ulykke	at bo 2 dage i New York eller Boston – luft forurening
~10000 km i jetfly - kræft fra kosmisk stråling

1.2.10Fysiske principper bag detektorer

For at detekte stråling skal strålingen vekselvirke med stoffet i vor detektor. Hvilke bestemte vekselvirknings begivenhed der sker, afhængiger af hvilke strålingstyper der findes, og af strålingens energi (se § 1.1.7). Energi fra den indkommende foton eller partikel bliver overgivet til atomerne i detektoren, og detektoren skal have en mekanisme for at omdanne denne energi til et signal, der registrerer at strålingen har været detekteret. Somme tider skal den også giver oplysning om den oprindelige energi af den indkommende strålings partikel. Derfor findes der flere forskellige typer strålings detektorer, der er optimeret til at detekter bestemte strålingsarter som ligger i et specifikt energi-område. Grundprincippet for hvordan en enkel detektor virker, ligger i den bestemte vekselvirknings mekanisme der gælder for strålingen der ønskes detekteret, og stoffet som detektoren er bygget fra. Der findes ikke én detektor der kan registrere alle typer stråling - normalt findes der detektorer der er velegnet til opdagelsen af enten fotoner eller beta eller alfa stråling, og igen, separate detektorer for neutroner og protoner. Hvis man vil udføre en nøjagtig strålings eller dosimetri måling, er det meget vigtigt at man vælger den korrekte detektor til formålet (se § 1.2.10.4).

1.2.10.1Detektorer typer

På vor nuklearmedicinsk afdeling findes der følgende udstyr: dosiskalibratorer, gammatællere, jodmålings udstyr, gammakameraer, elektronisk persondosimetre, overvågnings udstyr, forurenings måleudstyr og filmbadges. Disse er alle sammen strålingsdetektorer, og er meget typisk for en hvilken som helst nuklearmedicinsk afdeling. Stort set anvendes alle vore strålingsdetektorer for at opdage gammafotoner fra isotoperne der findes normalt på en nuklearmedicinsk afdeling, f.eks. 140 keV gammas fra ^99mTc, 159 keV gammas fra ¹²³I, eller 364 keV gammas fra ¹³¹I, osv., men overnævnte detektorer ser disse samme fotoner via forskellige fysiske metoder Derfor kan forskellige detektorer anvendes til at udføre målinger afhængigt af et bestemt formål, f.eks. antal counts, en counts fordeling, MBq, eller Bq/cm²,osv.

Der findes tre forskellige detektortyper: i) gas detektorer, ii) faststofs detektorer, og iii) radiosensitiv film. Til strålebeskyttelse og overvågning af personlige bestrålingsdoser, anvendes idag mest gas detektorer og radiosensitiv film. Typisk finder man kun faststofs detektorer i det større, dyre apparatur, såsom gammakameraer og jodmålings udstyr, men der sker meget indenfor forskning i faststofs fysik, og fremstillingen af nye stoffer der er bedre til detektionen af stråling. Det er højt sandsynligt at fremtiden ser et skift til brug af flere typer faststofs detektorer til almindelige overvågnings og strålebeskyttelses formål.
Bemærk: bogstaveligt talt er en detektor den del af et målesystem, hvori strålingens vekselvirkninger sker (dvs. den del hvor strålingen er detekteret af systemet). Men i praksis, bruges ordet detektor normalt for at beskrive hele målesystemet, dvs. detektor evt. elektronik readout.
Herunder findes der en oversigts beskrivelse over de mest almindelige detektorer der findes på en nuklear medicinsk afdeling. Det er ikke meningen i disse guidelines at give en grundig gennemgang af detektor principperne, men kun at give et overblik over principperne der gælder for detektorer der findes på vor afdeling, Hvis der ønskes en mere komplet beskrivelse for hvordan de forskellige detektor typer fungerer, henvises læseren til de mange gode lærebøger der findes om strålingsbeskyttelse, strålings- og kerne fysik, f.eks. Ref.[16], Ref.[18], Ref.[22] eller Ref.[23].

1.2.10.2Gas detektorer

I en gas detektor bliver en partikel, eller en foton, opdaget på grund af dens ioniserende begivenheder, når den trænger igennem et stof. En detekteret foton/partikel giver et signal hvis størrelse, dvs. produceret strøm / pulshøjde, afhængigt af spændingen der sættes over detektorens elektroder. På denne måde findes der forskellige typer gas detektorer, velegnet til registrering af forskellige strålingstyper, eller strålingsenergier. I praksis bruges gas detektorer primært til måling af strålingsniveauer (area-monitoring), og forurenings konstatering og kvantificering.

Grundprincippet for alle gas-detektorer er ens.

Figur 1-18 viser et diagram over hvordan en typisk gas-detektor fungerer. Detektoren består af et rør der

Figur 1 18 Diagram for hvordan en gas detektor fungerer. Gammafotonen vekselvirker med neutrale gas atomer og der dannes positive ioner og negative elektroner i gassen. Elektronerne er tiltrukket til den positive anode, og der registreres en strøm (I) pga. fotonens vekselvirkning. Strømmens størrelse, og hvad der kan måles, bestemmes af spændingen (V) over elektroderne.
ndeholder et elektrodespar (positiv ladet anode og negativ ladet cathode), som sidder ved en potentiel forskel V_op. Normalt er negativ cathoden rørets yderst væg, som har en jordpotential. Der findes en gas i mellem elektroderne, f.eks. luft, sådan at når ioniserende stråling trænger ind i røret, og passerer igennem gassen, kan den vekselvirke med en af gassens neutrale atomer, og forårsage ionisation. Det betyder at et atom kommer til at miste en, eller flere af sine atomarelektroner, og der opstår frie elektroner og positive ioner (atomer der har mistet elektroner) i gassen. De negativt ladede elektroner bliver tiltrukket til den positive anode^²³. En elektrisk strøm, er som definitionen, ikke mere end en ladning der bevæger sig. Når elektronerne bliver tiltrukket til anoden, opstår der en strøm i detektoren, der kan detekteres. Som en begrænsning er det meget vigtigt at potentiallet V_op over elektroderne er stor nok til at der ikke sker rekombination af elektroner og positive ioner, før elektronerne er samlet.
Gas detektor typer:

Figur 1 19 Spænding - strøm (V/I) karakteristisk kurve for gas detektorer. Der findes 6 forskellige områder, hver med dets eget fysiske egenskaber. Gas detektorer der opererer i en af disse V-område, har målings egenskaber der bestemmes af V/I egenskaber, og gældende fysiske principper for disse områder.

Som sagt findes der forskellige detektor typer afhængigt af spændingen (V_op) der sættes over detektorens elektroder. Dette er fordi strømmen, eller pulshøjden, der registreres ved vekselvirkning af en foton/ partikel, afhænger af denne spænding. Der kan defineres seks forskellige områder, hvori en gas detektor kan fungere, og disse funktionsområder sætter grænser for hvad, og hvordan, en bestemt detektor kan måle. Disse seks spændings/strøm områder vises i Figur 1-19, og kaldes for: i) rekombinations, ii) ionisations, iii) proportionel, iv) begrænset proportionel, v) Geiger-Müller (GM), og vi) ”continuous-discharge” områder. Tærskels spændinger for hvert områder afhænger af gas arten der bruges i detektoren.

I praksis, er detektorerne som vi bruger på afdelingen baseret på fysisk principperne der hører med til enten det ioniserende, proportionelle, eller GM område. En detektor fungerer efter et princip, og som sådan er den begrænset til opdagelsen af stråling der kan detekteres i disse funktionsområder.
Ionisationskammer:

Den mest simple gas detektor der findes er ionisationskammeret, og det fungerer baseret på fysisk egenskaberne der hører med til en detektor der har en operativ spænding (og tilhørende strøm), der passer til område 2 i Figur 1-19. For en operativ spænding mindre end den nederste grænse (30V), har de dannede ionspar ikke energi nok til at nå elektroderne, eller ikke alle de producerede par når elektroderne, før der sker rekombination; dvs. der registreres ikke en puls/ strøm, eller kun en lille en. Hvis dog V_op ligger i området 30V – 200-250V, vil 100% af de dannede ionspar nå elektroderne, og der måles en konstant strøm, eller puls højde, for hver ioniserende begivenhed. En vigtig egenskab for disse detektorer er at strømmens størrelse/pulshøjde, er proportionel med strålingstypen der var årsagen til begivenheden, dvs. signalets størrelse er forbundet med hvor god en bestemt strålingstype er til at forårsage ionisation i gassen. Derfor, kan vi med ionistationskammeret se forskel på alfa, beta eller gamma stråling (se plateauer i region 2 Figur 1-19). Stråling der producerer mere ionisation, f.eks.  i forhold til  stråling, vil resulterer i et større signal output.

Der findes to typer ionisationskammer; integrerende og ikke-integrerende. Et integreret kammer samler ladningen (dosis) over tid, og denne type kaldes et dosimeter. Den anden type, ikke-integrerende, fungerer som en pulstæller, hvor pulsstørrelsen er proportionalt med antallet af ioner der er produceret under den oprindelige vekselvirkning. Et eksempel på en pulstæller er en overvågnings monitor, der bruges til måling af radioaktivitetsniveauer.
Ionisationskammeret har visse ulemper forbundet med de målinger der udføres; det har en relativ lang tidskonstant (tiden krævet for at måle), især for lav energi stråling og lave dosisniveauer, og det har en relativ lav følsomhed overfor strålings opdagelse. Der findes dog i dag nyere detektorer der udnytter halvleder teknologi, der kan forbedre gas detektorens egenskaber, både mht responstid og følsomhed.
Proportional tællere:

Detektorer der fungerer i spændings området der svarer til region 3 i Figur 1-19, har typisk operative spændinger V_op 200-250V – 400V. Den præcise spænding afhænger af gas arten der bruges i detektoren. Fordelen med disse typer detektorer, i forhold til ionisationskammeret, er at der sker en stigning i den detekterede strøm for en given begivenhed, på grund af fænomenet gas amplifikation^²⁴ i detektoren. Der ses stadig en forskel i signalerne der stammer fra forskellige strålingstyper, som betyder at disse typer detektorer kan bruges i blandede strålings-felter.

En potentiel ulempe med disse detektorer, er at gasamplifikationen afhænger af den enkelte detektors fysiske størrelse, geometri og spænding, som kan føre til variationer i tællehastigheder. Det er derfor meget vigtigt at strømmen og spændingen til denne type apparat holdes meget stabilt for at give stabile og nøjagtige målinger.
Geiger-Müller (GM) rør:

For detektorer der opererer i et endnu højere spændings område, V_op > 800V (region 5 i Figur 1-19), gælder det ikke at output pulsen er proportional med den oprindelige vekselvirknings begivenhed – faktisk har alle output pulser samme størrelse og indeholder cirka 10¹⁰ elektroner per puls pga. gas amplifikation. Fordi alle pulsene har samme størrelse, kan et GM-rør ikke bruges til dosismåling (dvs, signalet skal være proportional med energien afsat i detektoren), men kun som en pulstæller for at måle antallet af begivenheder. Derfor anvendes GM-rør som ”survey-meters”, for at kontrollere om der findes radioaktivitet i et område.

Der er også ulemper forbundet med brug af GM-røret. Først har det en begrænset levetid før det ikke kan bruges længere; jo færre pulser der tælles, jo længere levetid har detektoren. En anden ulempe, er at røret kan registrere falske tællinger i systemet. Dette skyldes at de positive ioner vekselvirker med detektorens væg og udsender nye elektroner der kan føre til et nyt signal i detektoren. Dette problem kontrolleres via quenching; enten elektronisk (høj modstands elektronik, dødtids elektronik), eller via tilstedeværelsen af en slukke-gas. Der kan også være problemer i at detektoren kan mættes ved høje tællehastigheder, og faktisk viser en lavere måling end der findes i virkeligheden. Det er normalt at GM-rør bruges til lav radioaktivitets måling, f.eks. hvor der findes hastigheder af størrelsen kcps.
Faststofs detektorer - scintillatorer
Der findes to typer faststofs detektorer: halvleder og scintillations detektorer. Halvleder detektorer bruger princippet om elektron/hul par-produktion i stoffet, hvor elektron-hul par samles ved elektroder for at danne en strøm. Denne type detektor findes ikke særlig tit indenfor nuklearmedicin. Den anden type faststofs detektorer er scintillatorer, og disse findes i mange forskellige apparaturer på de fleste nuklearmedicinske afdelinger, f.eks. thyroidea prober, brønde-tællere, scintillations gammakamera m.fl. Princippet er baseret på omdannelsen af en høj energi gammafoton til en lavere energi synlig-lys foton, der producerer et elektronisk signal der kan registreres, gemmes og muligvis sendes videre i systemet for senere behandling, afhængigt af apparatets formål.
N
Figur 1 20 diagram af fotomultiplikator rør
ormalt er en scintillations detektor delt i to dele: i) scintillations detektor (krystal), og et fotomultiplikator rør (PMT). Detektoren kan bestå af kun disse to dele, eller det kan være en enkelt komponent i et større apparat, f.eks. et gammakamera. Figur 1-20 viser det basale princip for hvordan en scintillations detektor fungerer. En høj energi gammafoton (E  få keV) omdannes til flere lysfotoner (E få eV) i en scintillator, f.eks. en NaI (natrium-jodid) krystal. En scintillator er et stof der udsender lysglimt efter vekselvirkning med en høj-energi gamma eller røntgen foton, og scintillationen foregår ved rum-temperaturer (20^oC). Når en gammafoton vekselvirker i krystallen, dvs. afgiver energi til molekyler i krystallen, bliver molekylerne eksiterede sådan at de får en højere energitilstand. Disse eksiterede molekyler tilbagevender til deres grundtilstand ved at udsende synlige fotoner, og der kan udsendes 20-30 lysfotoner per keV energi absorberet i stoffet. I praksis er ren NaI ikke en scintillator ved rum-temperatur, og der tilsættes en lille smule thallium i stoffet for at tvinge (NaI(Tl)) krystallen til at scintillere.
For at registrere vekselvirkningen af gammafotonen i scintillatoren, er det nødvendigt at opdage og registrere disse synlige fotoner som en elektronik signal. Derfor findes der normalt et fotomultiplikator rør koblet til scintillations krystallen. Formålet med fotomultiplikatoren, er at samle lysfotonerne op og danne en signal der kan behandles. Lysfotonerne der trænger ind i en PMT rammer først en disk der kaldes en fotocathode. En fotocathode er et stof der er følsom overfor lys, og udsender elektroner når en lysfoton vekselvirker med dens atomer. På denne måde bliver en lysfoton omdannet til en elektron, der har en negativ ladning. Bag om fotocathoden i fotomultiplikatorens rør, findes der en række dynoder, der har positive ladninger, og hvis potential stiges jo længere afstand de har fra fotocathoden. Der kan typisk være 50-150V forskel mellem nabo dynoder, 4-10 dynoder i et rør, og der kan nemt være 1000V forskel over hel PMT længden. Fordi den første dynode har en positiv ladning, titrækkes elektronen af dynoden, og den accelereres i dens retning. Når elektronen rammer dynoden, sker der et meget vigtigt ting: den enkelte elektron frigiver flere elektroner. Faktisk for hver elektron der ramme dynoden, bliver der udsendt 2-4 nye elektroner. Fordi den næste dynode sidder ved et endnu højere potential, bliver elektronerne igen tiltrukket, og accelereret imod den anden dynode, og en gang til produceres der flere elektroner for hver elektron der rammer dynoden. Denne proces fortsætter langs hele røret, hvor der dannes flere elektroner ved hver dynode. Til sidst produceres der en elektron lavine, der indeholder 10⁶-10⁸ elektroner. Efter elektronerne har ramt den sidste dynode, bliver alle elektroner tiltrukket i mod den positive anode der sidder i rørets ende. Her bliver elektronerne samlet op og sendt videre som en puls til resten af detektorens system, hvor der kan tælles antallet af pulser, eller signalet kan gemmes for videre behandling på et senere tidspunkt.
Elektronisk persondosimetre:

Et anden eksempel på en faststof detektor der bruges på afdelingen, er de elektroniske persondosimetre der bæres af personale der arbejder i områder hvor der findes et højt strålingsniveau, eller af gravide medarbejdere. Disse dosimetre registrerer gammafotoner der har en energi fra 60 keV til få MeV via silicium-dioder, og de bruges for at vise den akkumulerede dosis til den person der bærer detektoren (f.eks. individuel overvågning for bestemte arbejdsopgaver), eller giver en advarsel når personen arbejder i et område hvor der findes en høj dosishastighed, og derfor risikerer en høj bestrålingsdosis. Der findes cirka 8 stykke på afdelingen.

1.2.10.3Radiosensitive filmdetektorer

Den ældste metode der findes for detektion af stråling er via en radiosensitiv film, ligesom filmene der findes i analoge fotoapparater. Det var sådan at stråling blev opdaget. Det er også den ældste metode (siden 1903) der findes til personlig dosis måling, og er stadig den meste brugt metode i dag.

Radiosensitiv film kan bruges for at give en dosisvurdering for bestråling fra en eksternt beta-kilde, eller et ioniserende gamma strålingsfelt. Målingens princip ligger i hvor meget filmens fotografisk emulsion formørkes når den bestråles af partikel eller ioniserende gamma stråling, sådan at filmen formørkes proportionaltmed bestrålingens mængde.

Figur 1 21 Typiske responskurver for radiosensitiv film. a) optisk denisitet i.f.t. dosis, b) film følsomhed til foton energi, c) ændring i energi-respons for forskellige filterstoffer, og d) en typisk film holder komplet med filtre. Se også Figur 2-1.

En fotografisk emulsion indeholder sølv-bromid partikler (AgBr) ophængt i en gelé. Når sølv-bromid bestråles af ioniserende stråling, bliver en lille mængde energi afsat i partiklerne, og nogle af sølv-ioner reducerer til frit atomar sølv. Disse frie sølvatomer danner et ”latent”-billede (skjult-billede), der kan fremkaldes via en kemisk proces for at producere en formørket film. Hvor meget filmen formørkes afhænger af energi mængden, dvs. dosis, der blev afsat i filmen. Mængden dosis der blev absorberet af filmen, vurderes ved at kvantificere hvor mørk filmen er^²⁵. Dosisvurderingens grundprincip afhænger af at filmen viser et respons, der er proportionalt med bestrålingens niveau, dvs. der skal findes en lineær sammenhæng mellem hvor meget filmen formørkes i i forhold til mængden energi der absorberes. I praksis findes der et bestemt dosisområde hvor filmens formørkelse er rimelig lineær med bestrålingen, (se region 2 i Figur 1-21a), men for andre doser, er filmens respons ulineær (se regioner 1-4 i Figur 1-21a). En mindre dosis bliver ikke registreret, hvorimod for højere doser findes der en begrænsning for hvor meget filmen kan formørkes – filmen bliver mættet (region 3). For doser højere end dem der mætter filmen, bliver responset faktisk mindre, og der bliver registreret en mindre formørkelse af filmen (region 4). Dette fænomen kaldes for solarisation, der betyder at for, for meget bestråling, bliver der registreret en mindre dosis end der findes i virkeligheden. Udover filmens respons til doser, findes der et baggrunds formørkelses niveau for filmen (region 1). Hvis en film der ikke er udsat for bestråling fremkaldes, ses der alligevel en lille smule formørkelse der kaldes for baggrunds ”fog”-niveau. Derfor, for nøjagtig dosisvurdering, er bestrålingsdoser nødt til at ligge i region (2) af filmens responskurve, ellers bliver resultatet forkert. Ved at bruge flere emulsioner, der har forskellige følsomheder, kan der fremstilles film der kan måle doser over mange dekader, f.eks., 100Gy – flere Gy.

Udover filmens respons til dosis, viser den en stor følsomhed over for forskellige fotonenergier (Figur 1-21b). Dette betyder at hvor nøjagtig dosisen måles, eller om der kan måles en dosis, afhænger af hvilken energi den detekterede stråling har haft. Figur 1-21b viser at der kun findes et lille energiområde hvor filmen har rimeligt følsomhed til fotoner – andre fotonenergier påvirker ikke filmen særlig meget. Derfor sætter man et filter, dvs. indsætter forskellige stoffer (f.eks. Cd, Al, Pb eller Lu) imellem strålingen og filmen, hvorved energirespons kurven bliver modificeret (Figur 1-21c). Ved at bruge flere filtertyper, kan det lykkes at udjævne filmens skarp respons til kun få energier, sådan at følsomheden bliver mindre afhængigt af fotonenergien, og der kan detekteres dosis over et større energiområde. I praksis har en film holder normalt et åbent vindue (for at se -stråling), plus fire filtre der vælges ud fra deres evne til at danne en flad energirespons for området: få 10 keV < E_ > få MeV, der svarer til energierne vi normalt er interesseret i at måle (Figur 1-21d).
Dosisvurdering fra radiosensitiv film:
Mængden af filmens formørkelse måles via en gennemlysnings måling²³. En gennemlysnings måling giver et kvantitativ resultat (en optisk densitet), der, efter korrektion for baggrunds formørkelse (region 1, Figur 1-21) er proportional med dosisen absorberet af filmen. De optiske densiteter under hver filter, hver med deres egen energirespons, måles, og dosisen beregnes ved at løse en række koblede ligninger, der beskriver energiresponsen under hver af filterne. Det siger sig selv at dette ikke er så nemt som det skrives her! Aflæsning af dosisen fra film er ikke eksakt; der er mange muligheder og kilder hvor usikkerheder kan træde ind i en dosisberegning. I praksis, sender vi bare filmene til SIS (Sundhedsstyrelsens Institut for Strålehygiejne), og venter på svaret!

Fordele og ulemper med film dosimetri:
Film dosimetri er stadig den normale metode brugt til overvågning af personlig akkumuleret dosis. Metoden er meget vellykket fordi den er nem at bruge, og giver dosisvurderinger der er rimeligt nøjagtige. Det vigtigste er at metoden er relativ billig i forhold til andre, elektroniske overvågnings metoder, hvis man er nødt til at overvåge mange arbejdere. Men det er vigtigt at huske, at der også findes ulemper med filmdosimetri f.eks. kan dosis-målingen være usikker eller ændret fra det sande niveau, og filmen skal skiftes relativt tit. Tabel 13 viser en oversigt over fordele og ulemper forbundet med brug af filmdosimetri.

1.2.10.4Valg af strålings måleudstyr

Der findes mange typer strålingsfelter, der består af forskellige strålingstyper, samt stråling med forskellige energier. For at måle eller detektere denne stråling, skal der ske en vekselvirkning imellem strålingen og detektoren. Forskellige strålingstyper, der har forskellige energier, vekselvirker på forskellige måder med bestemte stoffer. Derfor er man nødt til at overveje mange ting, når man gerne vil vælge den bedste detektor for det der ønskes målt.

Spørgsmål – hvad har betydning når man vælger en strålings detektor?
Følgende (mange) punkter kan påvirke målingen, og burde overvejes for at vælge den optimale detektor til et bestemt formål:
Tabel 13 liste over fordele og ulemper forbundet med brug af radiosensitiv film

Fordel

Ulemper

Billig.
Nem at bruge.
Film størrelser og former er belejlige.
Automation i læsning af filmen / absorberet dosis
Dosismålingens nøjagtighed er ok - typiske målingsusikkerheder er ca.  25% for doser mindre end få mGy.
Doserne der kan måles nøjagtigt af film er typisk 0,1 mGy – 1Gy, der passer fint med forventede bestrålingsniveauer for strålingsarbejdere (få mSv til maks. 20mSv)
Filmen kan fungere som et groft spektrometer (for at sige hvilke fotonenergier / strålings typer) fandtes i bestrålingsfeltet
Oplysning om bestrålingen kan læses fra sværtnings mønstret, f.eks. om strålingen skete bagfra osv.
Den fremkaldte film giver en permanent rekord for modtaget dosis, og kan læses når som helst.
Mindst holdbarheden af filmen er ca. et år.

Filmen har typisk en stærk foton-energi afhængighed (kan modificeres ved at bruge forskellige filtre).
Der kan opstå stor usikkerhed i dosismålingen, især hvis målingen udføres i blandede strålingsfelter, dvs. i nærværelse af strålingsfelter der indeholder forskellige strålingstyper. I dette tilfælde kan der optræde usikkerhedder  50%-200% i målingen.
Filmen har ikke gode modstandsevne til miljøet, f.eks,:

filmen er følsom overfor temperatur og fugtighed, f.eks. der kan ske en ændring i filmfog niveauet, eller en forsvinden af latent-billedet. Derfor kan store ændringer i disse, påvirker dosis-vurderingens nøjagtighed.
Formørkelsen af filmen kan også eksternt påvirkes af andre ting, f.eks. statisk elektricitet, atmosfærisk tryk, eller ekstern forurening.

Hvor tit filmen skal udskiftes, f.eks. en gang om måneden, hver 3 måned osv., tages hensyn til hvor meget filmen er sensitiv til eksterne indflydelser. Filmen burde skiftes oftere hvis overvågning sker i et miljø med høj temperatur og fugtighed.
Filmen kan ikke genbruges.

Hvilken kilde?

Hvad er det der skal måles? Har man en punktkilde eller er radioaktivitet spredt over et større område

Er det en åben, lukket kilde?
Hvor stor er afstanden til kilden?

Baggrundsstråling:

Findes der andre kilder i nærheden af kilden man gerne vil måle, der kan påvirke det ønskede resultat?
Hvad er det naturlige baggrundsniveau i lokalet, og kan man korrigere for det (se 1.2.10.5)?

Måle enheder:

Hvad er det man er interesseret i at måle?
Om der findes stråling? – normalt er man interesseret i at måle hvor meget stråling der findes i et

Bq/s).

Dosimetri? – normalt er man interesseret i at måle en ækvivalent eller en effektiv dosis i Sv eller Sv/h.
skal man lave en integreret eller ikke-integreret måling?

Detektor valg:

Hvilken strålingstype skal måles?
Består strålingsfeltet af en strålingstype, eller er det et blandet strålingsfelt?
Hvor meget aktivitet findes der?
Hvilke strålings energier findes der?
Hvilke enheder kan detektoren måle / viser resultater?
Hvad er detektorens evne i forhold til strålingen vi gerne vil måle:
energi området der kan detekteres af udstyret?
dens energi følsomhed/opløsning?
har detektoren en energi/vinkel afhængighed?
dens respons til uønsket stråling (inklusiv non-ioniserende stråling som mikrobølge, eller radio)?
bivirkninger fra andre elektromagnetiske felter (magnetisk, elektrostatisk)?
om detektoren påvirkes af miljøet, f.eks. temperatur, fugtighed, tryk, støj, vibration,

detektorens responstid, i forhold til tiden man har for at udføre målingen?
detektorens driftssikkerhed / stabilitet?
er detektoren nem at kalibrere / vedligeholde?

osv., …

Den bedste oplysning om et udstyrs evne mht. overnævnte punkter, findes igennem testing og brug af udstyret!

For at give en oversigt over hvilke detektor typer er bedst til hvilke formål, viser Tabel 14 specifikt en liste over detektorerne der findes på vor afdeling, og deres tekniske specifikationer, og Tabel 15 en mere generel oversigt over forskellige detektor typer og hvad de kan anvendes til.
Tabel 14 Liste over detektorer der findes på NM afdeling i Ringkjøbing amt. Tekniske detaljer tages fra specifikationer der følges med udstyret*.

Detektor

Detektor Type

Energi område

Anvendes til

Scintillation meter 540

ref [c].

NaI krystal

Lav-energi stråling kan detekteres, med eller uden end-cap.
Der findes flere GM-rør afhængigt af stråling der skal måles.

Lokalisation af radioaktive kilder.
Lav-E gamma stråling (f.eks. ¹²⁵I).

Lav counts (cps)

Capintec dosiskalibrator

ref [a].

Ionisationskammer
(strøm proportionel til antal initial vekselvirkninger)

Måles: MBq

alle

(for almindelige NM isotop gamma energier)

Kontrol af indgiven radioaktivitet til patienterne.

Rados Microcont
ref [f].

Xenon gas detektor
(kraves gas-flow detektor til -partike måling)

> 27 keV
God til lav energi fotoner: f.eks. ¹²⁵I, ¹³¹I & ^99mTc.

Forurenings måling i Bq/cm^2.
Kan måle også: Bq, cps.

RDS-120
ref [b].

2x energi-kompenserede GM-rør.
Energi-respons som ambient dosisækvivalent.

50 keV – 3 MeV¹
80 keV – 3 MeV²

Advarsel/alarm for høj dosis / dosishastigheder.
Overvågning af dosis / dosishastigheds niveauer.

RDS-200
ref [b].

50 keV – 3 MeV

Film
ref [e].

Radiosensitiv film filter (se 1.2.10.3)

Typisk
få 10 keV – få MeV

Personale dosis over-vågning

Persondosimeter Rad 50/60
ref [d].

Energi kompenserede Si-diode

60 keV – 1.5 MeV
60 keV – 6 MeV

Bares af personale for at give advarsel om høj strålingsniveauer.

* Detektorerne vises også i Tabel 31 referencere [a] – [g].
1 for dosishastigheder i området 0.05 Sv/h – 10 mSv/h .

2 for dosishastigheder i området 10 mSv/h – 10 Sv/h.

Tabel 15 Valg af detektor type (håndterlig) til radioaktivitets måling. Detaljer tages fra Ref.[18].

Stråling

Måleudstyr princip

Typisk brug

Kommentar



luft-proportionel

forurenings måling

Påvirket af atmosfærisk tryk og humiditet.

gas-flow proportionel

forurenings måling

Stor og uhåndterlig detektorer.

Tidsbegrænset måling; gasflasken skal renses

scintillation

forurenings måling

Har høj følsomhed, men har et problem med lys-læk.



GM-rør
(lav strålingsniveau)

forurenings måling – især for personale.
(Normal er god som en dosis-hastigheds måling.

Kan have en stærk energi af-hængighed)

Målinger bør laves med åbent vindue (for at minimere dæmpning).

Måling bør ikke tolkes som en sandt dosishastighed, men en indikation.

Lukket-vindue respons burde fradrages for at give en mere nøjagtig vurdering.

Visse GM-rør kan mættes for høj strålings-niveauer.

Ionkammer

(høj strålingsniveau)

forurenings måling

lokalisation af radioaktive kilder

dosishastigheds målinger



GM & ionkammer
(lav strålingsniveau)

”area monitoring” – overvågning af et område
(Kan kalibreres for at give resultater som cts/min)

I blandede -felter, burde målinger udføres med lukket vindue.

I ren -felter kan den arithmetiske gennemsnit fra åben og lukkede vinduer giver en nøjagtigere måling.

Ionkammer

(høj strålingsniveau)

area monitoring

Lokalisering af stråling

Afskærmnings inspektion

Dosishastigheds måling

Røntgen måling

Detektoren kan ikke bruges hvis man har en ”pulsed”-kilde (tidsafhængigt).

neutroner
(dosis)

Remeter

Dosishastigheds måling

Der findes ikke neutron kilder på afdelingen. Findes ved terapi anlæg eller acceleratorer.

(langsom /
hurtig)

BF₃ proportionel counter

Afskærmnings inspektion
Neutron fluence/ dosishastigheds målinger

(hurtig)

³He proportionel counter

Måling af dosishastighed for hurtige neutroner

(langsom / hurtig)

scintillation

Afskærmnings inspektion
Neutron fluence vurdering

Tritium andre radioaktive gas

Internal flow og ionkammer

luft – ³H;
off-gassing ¹⁴CO₂, ⁴¹Ar

Der findes ikke tritium kilder på afdelingen.

* se f.eks. Ref.[18] eller Ref.[] for detektorbeskrivelser der ikke findes i sektion 1.2.10. (f.eks. halvleder detektorer, og detektorer til neutron dosis målinger.

1.2.10.5Måling og tælletal

Fysiske principper siger at

der findes en sandsynlighed for at en isotop henfalder indenfor en bestemt tidsperiode, og at
der findes en sandsynlighed for at strålingen fra en henfalds begivenhed vekselvirker med detektoren,

dvs. vi er interesseret i en statistisk proces. Derfor findes der en grundliggende usikkerhed forbundet med enhver aktivitet og dosimetri måling, som man skal tage hensyn til for at give meningsfulde målinger.
Tælletal og dens usikkerhed:
På grund af radioaktivt henfalds tilfældighed, opfylder det Poisson statistik, der beskrives af en sandsynlighed P og en gennemsnitsværdi for processen

. Hvis n er det målte gennemsnits tælletal indenfor et bestemt tidsinterval, er disse størrelser relateret via:

hvor det målte tælletal kan være enten et tidsintegreret tælletal, eller en tællehastighed. For en enkel måling er dens standard afvigelse (usikkerhed) givet af:

men hvis der udføres flere målinger N for at finde et gennemsnits antal counts n = fn(n₁, n₂ …. n_N), er usikkerheden givet af standard afvigelsen for hele samplet:

.
Sandsynligheden for at målingen giver en nøjagtig repræsentation af den sande værdi bliver mindre, jo flere tælletal man opsamler. Bemærk, hvis målingen er en tællehastighed (c=dn/dt; f.eks. målte i cps eller cpm), og ikke kun et tælletal (n), er standard afvigelsen givet som:

dvs. usikkerheden bliver påvirket af længden af målingens tidsperiode; jo længere tid man optæller for at beregne en tællehastighed, jo mindre usikkerhed bliver der på resultatet, og vi kan være mere sikre på at resultatet giver en god vurdering af den sande tællehastighed.

Standardafvigelserne (,_pop, og _c) giver en vurdering af spredning i distributionen der ligger til grund for processen, baseret på målingen der udføres.
Baggrundskorrektion:
I steder hvor der foretages en aktivitets måling for en bestemt kilde, findes der altid et baggrunds bidrag i rummet der stammer fra f.eks. andre kilder der ligger i nærheden af kilden vi er interesseret i, eller kosmiske stråling der detekteres af vort måleapparat. Denne baggrunds stråling skal der korrigeres for hvis man skal lave en nøjagtig måling, dvs. målte counts N_meas gives af:

hvor N_gross er totalt målt tælletal (kilde baggrund) i rummet, og N_bkg er tælletallet i lokalet, når kilden ikke er til stede. Der måles et positivt tælletal hvis N_meas er større end baggrundstælletallet. Nu er resultatets usikkerhed givet ved kombinationen af de individuelle usikkerheder, dvs.,

.
Målingens nøjagtighed (signifikansinterval):
E

n individuel tælletalsmåling afviger fra gennemsnitsværdien, der skyldes henfaldets tilfældighed, og fejl der introduceres af måleudstyr. Der vil altid være en procentdel af de målte værdier der falder indenfor et bestemt antal standard afvigelser fra gennemsnitsværdien. F.eks. kan man være sikker på at 68% af de målte værdier ligger indenfor én standard afvigelse ( 1), og at 95% af værdierne vil ligge indenfor  2, osv. Disse signifikansintervaller (CI – ”confidence interval” på engelsk) bruges for at bestemme om en måling accepteres eller ej. For eksempel, hvis en måling ligger indenfor 95%CI, bliver den accepteret som en ”god” måling, men hvis den ligger udenfor dette interval er den ikke accepteret. Indenfor nuklearmedicin, bruger vi mest 95%CI som en begrænsning for en målings nøjagtighed.
For en enkelt måling er standard afvigelsen, = N. Derfor er de forskellige CIs beregnet som:

Figur 1 22 sikkerheds intervaller for en normal tælletal distribution.

CI_68% = N  1 = N  N

CI_95% = N  2 = N  2N

CI_99% = N  3 = N  3N.
Hvis man gerne vil udføre en måling, der har en bestemt procent fejl indenfor et specifikt signifikansinterval, kan man beregne tælletallet N, der skal opsamles for at opnå den ønskede nøjagtighed:

CI_68%: ?jl = 100% / N

CI_95%: ?jl = (2100%) / N

CI_99%: ?jl = (3100%) / N.

For en bestemt ?jl, skal den relevante ligning løses for N. Bemærk, ”?jl” konverteres ikke til decimal form under beregning, f.eks. for at beregne tælletallet N der giver 1% fejl ved 68% signifikans-interval, skal der bruges ?jl = 1, og ikke 0,01! Hvis en individuel måling skal overholde en bestemt ?jl, skal der opsamles flere tælletal for større sikkerheds intervaller, f.eks. for at udføre en måling der har en 1% fejl, skal der opsamles 10000, 40000 eller 90000 tælletal for 68%, 95% eller 99% sikkerheds intervaller.
Optimal måling i praksis:
En måling skal altid korrigeres for baggrundsbidraget, hvis den skal være en sand vurdering af aktiviteten. Derfor skal der udføres en baggrunds måling og en total (gross = kilde baggrund) måling. Hvis man har en bestemt tid, t_tot til at udføre målingen, skal den deles optimalt op for tiden brugt til baggrunds måling og til tælletallets måling. Den totale tid deles optimalt op, ved at minimere den relative fejl for de to målinger:

og

,

hvor r er dosishastigheder for gross og baggrunds målinger. De relevante dosishastigheder kan vurderes fra hurtige indledende målinger.
Der findes flere måder at korrigere for baggrundsbidraget:

der laves en baggrunds måling for hver måling, og hver måling korrigeres individuelt,
der laves kun én baggrunds måling, enten før eller efter resultats målingen, og der anvendes samme korrektion til alle målinger (denne metode antager at baggrundsniveauet er konstant under alle målinger),
der laves flere baggrunds målinger, for at kontroller at baggrundsniveauet ikke er ændret under måle-perioden. Denne metode er praktisk hvis målinger skal udføres over en lang periode/flere dage, f.eks. til isotop-henfaldsstudier. Hvis der viser sig ikke at være en stor forskel over måleperioden, kan en middel baggrundsværdi beregnes til korrektion af målinger.

Bemærk, hvis der udføres målinger for at konstatere om der findes radioaktiv forurening udover baggrundsniveauet, er det nødvendigt at kende et gennemsnits baggrund tælletal/dosishastigheds niveau i forvejen. I steder hvor der findes et højt baggrundsniveau, kan det være svært at måle ekstra forurenings kilder, f.eks. ^99mTc spildt i nærheden af generatorerne i præparationsrum, eller i isotoplaboratorium.

En fuld beskrivelse af tællestatistik kan findes i mange bøger, f,eks. Ref.[27] og Ref.[28].

Download 10,41 Mb.

1 ... 4 5 6 7 8 9 10 11 ... 154

Download 10,41 Mb.