Государственный первичный эталон единиц поглощённой дозы, мощности поглощённой дозы, амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы, мощностей амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы нейтронного излучения ГЭТ 117-2023

Рассмотрены вопросы, связанные с обеспечением единства измерений и прослеживаемости результатов измерений, полученных с помощью клинических дозиметров при нейтронной лучевой терапии, к Государственному первичному эталону единиц поглощённой дозы, мощности поглощённой дозы, амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы, мощностей амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы нейтронного излучения ГЭТ 117-2023. Описаны методы и средства воспроизведения и передачи единиц амбиентного и индивидуального эквивалентов дозы нейтронного излучения и их мощностей. Воспроизведение данных единиц величин осуществляется на основе восстановленного энергетического распределения нейтронов в диапазоне энергий 0,001–20 МэВ. Представлены требования к погрешности измерения единиц величин, в частности относительная расширенная неопределённость измерения поглощённой дозы и мощности поглощённой дозы нейтронного излучения не должна превышать 3 % при коэффициенте охвата, равном 2. Описаны состав и физические принципы работы ГЭТ 117-2023, который включает в себя новые технические средства: аппаратурно-методические комплексы воспроизведения, методы и средства измерений, установку поверочную нейтронного излучения с автоматизированной системой позиционирования источников нейтронного излучения УКПН-1МДА, систему наполнения камер газами. Представлены методы воспроизведения единиц величин и их функциональная зависимость. Приведены результаты исследований метрологических характеристик ГЭТ 117-2023. Метрологические характеристики ГЭТ 117-2023 соответствуют современным отечественным и международным стандартам по точности и диапазонам воспроизведения. Обеспечено единство измерений клинических дозиметров, необходимых для нейтронной лучевой терапии. ГЭТ 117-2023 играет ключевую роль в системе метрологического обеспечения дозиметрических измерений нейтронного излучения в таких областях, как здравоохранение, экология, атомная энергетика, промышленность, оборона и безопасность, наука, а также в ряде других сфер.

1. Fletcher G. H. Textbook of Radiotherapy. 3rd ed., British Journal of Surgery, 68(2), 143–144 (1981). https://doi.org/10.1002/bjs.1800680234

2. Ставицкий Р. В. Аспекты клинической дозиметрии. Медицинское издательство «МНПИ», Москва (2000). https://www.elibrary.ru/oavmgk

3. Booth J. T. Modeling the impact of treatment uncertainties in radiotherapy. Medical Physics, 29(10), 2456–2456 (2002). https://doi.org/10.1118/1.1510514

4. Brahme A. Dosimetric precision requirements in radiation therapy. Acta Radiologica: Oncology, 23(5), 379–391 (1984). https://doi.org/10.3109/02841868409136037

5. ICRU Report 45: Clinical Neutron Dosimetry Part 1: Determination of Absorbed Dose in a Patient Treated by External Beams of Fast Neutrons. Journal of the ICRU, os-23(2), (1989). https://journals.sagepub.com/toc/crub/os-23/2

6. ICRP Publication 60. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. An nals of the ICRP, 21(1–3) (1991). https://journals.sagepub.com/doi/pdf/10.1177/ANIB_21_1-3

7. Публикация 103 Международной Комиссии по радиационной защите (МКРЗ). Пер с англ., под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н. К. Шандалы, ООО ПКФ «Алана», Москва (2009). https://icrp.org/docs/P103_Russian.pdf

8. ICRP Publication 103. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, 37(2-4) (2007). https://www.mlsi.gov.cy/mlsi/dli/dliup.nsf/DDB47B674D289026C22580BF0045E3EF/$file/ICRP_103.pdf

9. ICRU Report 31. Average energy required to produce an ion pair: International Commission on Radiation Units and Measurements, Washington, D.C. Journal of the ICRU, 16(2), (1979). https://journals.sagepub.com/toc/crub/os-16/2

10. ICRU Report 40. The Quality Factor in Radiation Protection. Journal of the ICRU, 21(1), (1986). https://journals.sagepub.com/toc/crub/os-21/1

11. ICRU Report 57. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. Journal of the ICRU, 29(2), (1998). https://journals.sagepub.com/toc/crub/os-29/2

12. ICRU Report 60. Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation. Journal of the ICRU, 31(1), (1998). https:// journals.sagepub.com/toc/crub/os-31/1

13. ICRU Report 63. Nuclear Data for Neutron and Proton Radiotherapy and for Radiation Protection. Journal of the ICRU, 32(2), (2000). https://journals.sagepub.com/toc/crub/os-32/2

14. ICRU Report 66. Determination of Operational Dose Equivalent Quantities for Neutrons. Journal of the ICRU, 1(3), (2001). https://journals.sagepub.com/toc/crua/1/3

15. ICRU Report 76. Measurement Quality Assurance for Ionizing Radiation Dosimetry. Journal of the ICRU, 6(2), (2006). https://journals.sagepub.com/toc/crua/6/2

16. Климанов В. А., Крамер-Агеев Е. А., Смирнов В. В. Дозиметрия ионизирующих излучений: учебное пособие. Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва (2015). https://www.elibrary.ru/xraidd

17. Федоров С. Г. Разработка метода и средств измерений размера единицы поглощенной дозы нейтронного излучения для передачи размера единицы рабочим эталонам и СИ, применяемым в лучевой терапии. Тезисы докладов VII научно-практической конференции молодых ученых, аспирантов и специалистов «Метрология в XXI веке». C. 153–162. ВНИИФТРИ, Менделеево (2022). https://www.elibrary.ru/jqjmuj

18. Брегадзе Ю. И., Масляев П. Ф. О погрешности раздельного определения поглощенной дозы нейтронов и гаммаизлучения ионизационными камерами. Измерительная техника, (8), 70–80 (1973).

19. Масляев П. Ф. Вопросы метрологического обеспечения измерений дозиметрических характеристик полей быстрых нейтронов: автореф. дис. на соискание учёной степени канд. техн. наук. Всероссийский научно-исследовательский институт физико-технических и радиотехнических измерений, Менделеево (1973).

20. Замалетдинова Э. Ю., Егорычев А. И. Сравнительный анализ методов измерения давления. Вестник Казанского технологического университета, 17 (8), 124–127 (2014). https://www.elibrary.ru/semmux

21. Брегадзе Ю. И., Масляев П. Ф. Комплекс средств высшей точности для определения поглощенной дозы быстрых нейтронов Измерительная техника, (7), 14–17 (1974).

22. International Atomic Energy Agency, Compendium of Neutron Spectra and Detector Responses for Radiation Protection Purposes, Technical Reports Series No. 403, IAEA, Vienna (2002). https://www.iaea.org/publications/6123/compendium-ofneutron-spectra-and-detector-responses-for-radiation-protection-purposes

23. Масляев П. Ф., Федоров С. Г. Использование методов спектрометрии нейтронов при измерении дозиметрических величин. Измерительная техника, (1), 58–61 (2015). https://www.elibrary.ru/tudytj

24. Федоров С. Г., Берлянд А. В., Дьяченко В. М. Расчет значений мощности амбиентного индивидуального эквивалента дозы нейтронного излучения на основе метода определения спектра. Альманах современной метрологии, (3 (27)), 46–61 (2021). https://www.elibrary.ru/csaszh

25. B r ackenbush L. W., Scherpelz R. I. SPUNIT, a computer code for multisphere unfolding. (1983).

26. Ma tzke M. Unfolding procedures. Radiation Protection Dosimetry, 107(1-3), 155–174 (2003). https://doi.org/10.1093/oxfordjournals.rpd.a006384

27. Nejzer M., Glumac B., Pauko M. Many channel spectrum unfolding. Proc. of 3rd ASTM Euretom Symp. Reactor Dosimetry: Rep. EUR 6813 EN-FR, vol. 2 (1980).

28. Reginatto M., Goldhagen P. MAXED, a computer code for maximum entropy deconvolution of multisphere neutron spectrometer data. Health Physics, 77(5), 579–583 (1999). https://doi.org/10.1097/00004032-199911000-00012