Радиосенсибилизаторы - соединения, снижающие радиоустойчивость живых организмов. 4 страница

Лекция 8

ДОЗИМЕТРИЯ И РАДИОМЕТРИЯ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Радиометрия (от греч. radio – луч + metro – измерять) – обнаружение и измерение числа распадов атомных ядер в радиоактивных источниках по испускаемому излучению.

Дозиметрия (от греч. dosis – доза, порция + metro – измерять) – измерение излучения или поглощения энергии ионизирующего излучения в определенном материале. Несмотря на различие задач радиометрии и дозиметрии, базируются они на общих методических принципах обнаружения и регистрации ионизирующих излучений.

ДОЗА ИЗЛУЧЕНИЯ И ЕЕ МОЩНОСТЬ

Доза излучения и единицы ее измерения. Биологическое действие рентгеновского и ядерных излучений на организм обусловлено ионизацией и возбуждением атомов и молекул биологической среды. На процесс ионизации излучения расходуют свою энергию. В результате взаимодействия излучений с биологической средой живому организму передается определенное количество энергии. Часть поступающего в организм излучения, которое пронизывает облучаемый объект (без поглощения), действия на него не оказывает. Поэтому основная физическая величина, характеризующая действие излучения на организм, находится в прямой зависимости от количества поглощенной энергии. Для измерения количества поглощенной энергии введено такое понятие, как доза излучения. Это величина энергии, поглощенной в единице объема (массы) облучаемого вещества.

Различают дозу в воздухе, дозу на поверхности (кожная доза) и в глубине облучаемого объекта (глубинная доза), очаговую и интегральную (общая поглощенная доза) дозы. Так как поглощенная энергия расходуется на ионизацию среды, то для измерения ее необходимо подсчитать число пар ионов, образующихся при излучении. Однако измерить ионизацию непосредственно в глубине тканей живого организма трудно. В связи с этим для количественной характеристики рентгеновского и гамма-излучений, действующих на объект, определяют так называемую экспозиционную дозу D _0, которая характеризует ионизирующую способность рентгеновских и гамма-лучей в воздухе. От экспозиционной дозы с помощью соответствующих коэффициентов переходят к дозе, поглощенной в объекте. Экспозиционную дозу определяют по ионизирующему действию излучения в определенной массе воздуха и только при значениях энергии рентгеновских и гамма-лучей в диапазоне от десятков килоэлектронвольт до 3 МэВ.

За единицу экспозиционной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят кулон на килограмм (Кл/кг), т. е. такая экспозиционная доза рентгеновских и гамма-лучей, при которой в 1 кг сухого воздуха образуются ионы, несущие заряд в один кулон электричества каждого знака.

На практике применяют внесистемную единицу – рентген (1Р = 2,58 • 10^-4 Кл/кг), принятую в 1928 г. Рентген (Р) - экспозиционная доза рентгеновского или гамма-излучения, при которой в 1 см³ воздуха (0,001293 г сухого воздуха) при нормальных условиях (0°С и 1013 ГПа) образуется 2,0 • 10⁹ пар ионов.

Поскольку на образование одной пары ионов в воздухе в среднем затрачивается 34 эВ, то энергетический эквивалент рентгена в 1 см³ воздуха составляет 2,08 • 10⁹ • 34 = 7,08 • 10⁴ МэВ = 0,114 эрг/см³, или в 1 г воздуха 88 эрг (0,114/0,001293 -= 88 эрг).

Производные единицы рентгена: килорентген (1 кР = 10³ Р), миллирентген (1 мР = 10^-3 Р), микрорентген (1 мкР = 10^~6 Р).

В начале 50-х годов стало очевидно, что единица рентген не может обеспечить решения всех метрологических и практических задач в радиологии. Помимо нее необходима универсальная (для любого вида ионизирующего излучения) единица, применяемая для определения физического эффекта облучения в любой среде, в частности в биологических тканях. Такой единицей стал рад – внесистемная международная единица поглощенной дозы, которая рекомендована Международным конгрессом радиологов в 1953 г. и получила широкое применение в практике.

Единица рад (rad – radiation absorbent dose) – поглощенная доза любого вида ионизирующего излучения, при которой в 1 г массы вещества поглощается энергия излучения, равная 100 эрг (1 рад = 100 эрг/г = 10^-2 Дж/кг). Производные единицы рад: килорад (1 крад = 10³ рад), миллирад (1 мрад = 10^-3 рад), микрорад (1 мкрад = 10^-6 рад).

За единицу поглощенной дозы в Международной системе единиц (СИ) принят джоуль на килограмм (Дж/кг), т. е. такая поглощенная доза, при которой в 1 кг массы облученного вещества поглощается 1 Дж энергии излучения. Этой единице присвоено собственное наименование грей (Гр), 1 Гр = I Дж/кг = 100 рад. Эквивалентной единицей поглощенной дозы является зиверт (Зв).

Введение единиц рад и грей не исключает использование единицы измерения излучения в рентгенах, тем более что вся дозиметрическая аппаратура пока отградуирована в рентгенах. Единицей рентген пользуются для измерения поля излучения (или, как говорят радиологи, падающего излучения), для количественной характеристики источников квантового излучения.

Поскольку при одной и той же энергии гамма-квантов и частиц в 1 г биологической ткани, разной по химическому составу, поглощается различное количество энергии, поглощенную в тканях дозу измеряют в радах расчетным путем по формуле:

D _рад = D _p f,

где D – поглощенная доза, рад; D_p – экспозиционная доза в той же точке, Р; f - переходный коэффициент, значение которого зависит от энергии излучения и от рода поглощающей ткани (атомного номера и плотности).

Если в воздухе доза излучения в 1 Р энергетически эквивалентна 88 эрг/г, то поглощенная энергия для этой среды составит 88:100 = 0,88 рад. Таким образом, для воздуха поглощенная доза, равная 0,88 рад, соответствует экспозиционной дозе в 1 Р. Переходный коэффициент f обычно определяют опытным путем. Для воды и мягких тканей коэффициент f _тк округленно принят за единицу (фактически он составляет 0,93). Следовательно, поглощенная доза в радах численно почти равна соответствующей экспозиционной дозе в рентгенах. Для костной ткани коэффициент f _к= 2...5.

Мощность дозы и единицы ее измерения. В биологическом отношении важно знать не просто дозу излучения, которую получил облучаемый объект, а дозу, полученную в единицу времени. В одном случае суммарная доза, значительно превышающая смертельную, но полученная в течение длительного периода времени, не только не приведет к гибели животного, но даже не вызовет у него реакцию лучевого поражения. В другом случае доза меньше смертельной, но полученная в короткий отрезок времени, может вызвать лучевую болезнь различной тяжести. В связи с этим введено понятие мощности дозы. Мощность дозы (Р) – это доза излучения D, отнесенная к единице времени t:

P=D/t.

Чем больше мощность дозы Р, тем быстрее растет доза излучения D. Понятие мощности дозы относится как к экспозиционной, так и к поглощенной дозе. Для измерения мощности экспозиционной дозы в СИ служит ампер на килограмм (А/кг), внесистемная единица – рентген в час (Р/ч) или рентген в минуту (Р/мин) и т. д. За единицу мощности поглощенной дозы в СИ принят ватт на килограмм (Вт/кг), внесистемные единицы – рад в час (рад/ч), рад в минуту (рад/мин) и т. д.

Коэффициент относительной биологической эффективности и эквивалентная доза. Установлено, что биологическое действие одинаковых доз различного вида излучения на организм неодинаково. Это связано с удельной ионизацией излучения. Чем выше удельная ионизация, тем больше коэффициент относительной биологической эффективности (ОБЭ), или коэффициент качества Q. Коэффициент ОБЭ (Q) показывает, во сколько раз эффективность биологического действия данного вида излучения больше, чем рентгеновского или гамма-излучения при одинаковой поглощенной дозе в тканях.

Значения коэффициента ОБЭ (Q) для разных видов излучения приведены ниже:

Рентгеновское, гамма- и бета-излучения
Альфа-частицы, протоны
Нейтроны:
медленные (тепловые)	3…5
быстрые
Тяжелые ядра отдачи

Для учета биологической эффективности различных видов излучения введено понятие эквивалентной дозы Н. Эта величина определяется произведением поглощенной дозы D _пна средний коэффициент качества Q:

H = D _п Q.

Если идет облучение различными видами излучения одновременно, то эквивалентная доза равна сумме поглощенных доз от каждого вида излучения, умноженной на средний коэффициент качества:

н = Σ D _{п i}Q_i,

где i – вид излучения.

В системе СИ за единицу эквивалентной дозы принят зиверт (Зв); 1 Зв = 100 бэр. Внесистемная единица эквивалентной дозы – биологический эквивалент рентгена – бэр (1 бэр = 1 • 10^-2 Дж/кг). В практике используют дольные единицы: миллибэр (1 мбэр = 1 • 10^-3 бэр), микробэр (1 мкбэр = 1 • 10^-6 бэр), нанобэр (1 нбэр = 1 • 10^-9 бэр).

Пример 1. Рассчитать поглощенные физическую и эквивалентную дозы от смешанного источника излучения, если доза от гамма-излучения 1 рад, от бета-излучения - 10 рад, от альфа-излучения - 1 рад и от быстрых нейтронов - 1 рад.

Решение:

D _п = S D _{п i} = 1 + 10 + 1 + 1 = 13 рад.

Подставив значения D _{п i} и Q, получим:

Н = ΣD _{п i} • Q_i= 1 • 1 + 10^{п i} •1 + 1 • 10 + 1 • 10= 31 рад.

Следовательно, эквивалентная доза оказывается в два с лишним раза больше физической.

Соотношение между активностью радиоактивных препаратов и дозой, создаваемой их гамма-излучением. Для установления соотношения между активностью радиоактивного препарата и экспозиционной дозой, создаваемой им, используют гамма-постоянную К γ. Для точечного источника (источник называют точечным, если доза или интенсивность излучения в данной точке изменяется обратно пропорционально квадрату расстояния от источника. Источник можно считать точечным, если его линейные размеры в 5...10 раз меньше расстояния, на котором измеряют дозы с активностью А (мКи) доза излучения D (Р), создаваемая за время t (ч), на расстоянии R (см) выражается формулой

D = K γ At / R ².

Соответственно мощность экспозиционной дозы (Р/ч) равна:

P = K γ At / R ².

Если вместо активности известен гамма-эквивалент радиоактивного изотопа М (мгэкв. радия), то

D = 8, 4 Mt / R ²; P = 8, 4 Mt / R ²,

где 8,4 – гамма-постоянная радия, г.

Квадрат расстояния R в знаменателе показывает, что доза от точечного источника ослабевает по закону квадратов расстояния подобно изменению интенсивности света.

Пример 2. На рабочем месте имеется радиоактивный препарат ⁶⁰Со, гамма-эквивалент которого 10 мг экв. радия. Какую дозу получит работающий на расстоянии 0,5 м за 6 дней, если работает ежедневно: 1) по 30 мин; 2) по 3 мин?

Решение:

1) D = = =0.1Р;

2) D = =0,01Р.

При пересчете в единицы СИ необходимо учесть, что 1 Р = 10^-2 Гр.

Принцип расчета доз при внутреннем (инкорпированном) облучении.

При работе с открытыми источниками ионизирующих излучений радиоактивные вещества могут вследствие нарушения техники безопасности или при аварии попасть в организм через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт, поры кожи и открытые повреждения. Иногда радиоактивные вещества вводят в организм с диагностической, терапевтической или экспериментальной целью. Во всех случаях попадания радиоактивных веществ в организм создается опасность лучевого поражения. Определить дозу, полученную в результате внутреннего облучения, трудно и особенно тогда, когда неизвестно количество радиоактивного вещества, поступившего в организм.

Следует отметить, что при одних и тех же количествах радиоактивного вещества внутреннее облучение во много раз опаснее внешнего. Это связано с рядом особенностей:

резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на организм, достигает 4π;

внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);

наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом ОБЭ. Особенно это относится к альфа-излучению.

Содержание радиоактивных веществ в организме со временем уменьшается в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения их из организма. Следовательно, эффективная постоянная выведения λ_эфф будет складываться из постоянной физического распада λ_физ и постоянной биологического выведения λ_биол:

λ_эфф = λ_фиэ + λ_биол.

Скорость биологического выведения больше у тех радиоактивных веществ, которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. Радиоактивные вещества, вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения, удерживаются в организме длительное время.

Если перейти от постоянных выведения к периодам полураспада Т _физ и периодам полувыведения Т _биол, то убывание активности (эффективный период полувыведения Т _эфф) можно определить по формуле

Т _эфф= .

Эффективный период полувыведения Т _эфф. показывает, за какое время количество радиоактивного изотопа в организме (органе) уменьшится в два раза. Дозу при внутреннем облучении можно подсчитать, если известны радиоактивный изотоп, закон распределения его в организме и продолжительность облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной зависимости:

C_t = C₀e^-λэффt,

где С₀ – исходная концентрация радиоактивного изотопа, мКи/г; С_t – концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени t, мКи/г; е – основание натуральных логарифмов; λ_эфф – эффективная постоянная выведения; t– время, прошедшее от начального момента (t =0) до данного.

Мощность дозы при однократном поступлении радиоактивного вещества пропорциональна концентрации и, следовательно, также будет убывать по экспоненте:

P_t = P_φe^-λэффt,

Полная поглощенная доза D _λ∞ (рад), накапливающаяся от начального момента времени t= 0 до "полного распада изотопа, в каком-либо органе с распределенным в нем гамма-излучателем может быть рассчитана по формуле

D _λ∞ = 0, 032K_γC ₀ρ q T _эфф,

где 0,032 – постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз; К γ – постоянная гамма-изотопа, С₀ – начальная концентрация изотопа в ткани, мКи/г; ρ – плотность ткани, г/см³; q – геометрический фактор, зависящий от формы и размера объекта; Т _эфф – эффективный период полувыведения изотопа из организма (или из органа при расчете поглощенной дозы в органе).

Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются ориентировочные значения q для различных точек тела разной формы (шар, цилиндр и т. д.).

Поглощенную дозу D _{γ( t )} (рад) в любой момент времени после поступления радиоизотопа в организм вычисляют по формуле

-

D_{γ( t )} = 0,032 K _γ C ₀ρq T _эфф (1- е),

где c₀ – начальная концентрация радиоизотопа, мКи/г; t – время в днях.

Поглощенную дозу D_{β( t )} (рад) для короткоживущего бета-излучающего изотопа, распадающегося практически полностью в течение первых суток (или одной недели) после поступления его в биологическую ткань, рассчитывают по формуле

-

D _{β (t)} = 0,032 K _γ C ₀ρq T _эфф (1- е),

где 73,8 – постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз, если концентрация изотопа С выражена в мКи/г, а Т _эфф. в сутках; Е _β – средняя энергия бета-частиц, МэВ.

Поглощенную дозу D _{β( t )} (рад) в любой момент времени вычисляют по формул

-

D _{β (t)} = 73,8 C ₀ E_βT _эфф (1- е),

где t – время облучения, сут.

Альфа-излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывают более выраженное биологическое действие, чем гамма-и бета-излучающие вещества при равной концентрации на 1 г ткани. Это обусловлено высокой плотностью ионизации среды вдоль пути альфа-частицы. Напомним, что отношение ОБЭ альфа-излучения к ОБЭ гамма- и бета-излучений равно 10.

Поглощенную дозу D _{α( t )} (бэрад) от альфа-излучения за время t,когда заметно снижается концентрация радиоизотопа вследствие физических и биологических процессов, рассчитывают по формуле, аналогичной расчету поглощенной дозы от бета-излучения, но с введением в нее коэффициента ОБЭ:

-

D _{β (t)} = 73,8 C ₀ E_α (ОБЭ) T _эфф (1- е),

где Е_α – средняя энергия альфа-частиц.

Если в объекте облучения одновременно находятся альфа-, бета-и гамма-излучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида излучения, а полученные величины складывают.

Понятие о микродозиметрии. Как только стало ясно, что в радиобиологическом эффекте существенную роль играет поражение таких микроструктур, как клетка и даже отдельные ее части, сразу возникла необходимость в исследовании микроскопического распределения поглощенной энергии. Это предопределило развитие самостоятельной научной дисциплины – микродозиметрии. Микродозиметрия – область физики, занимающаяся исследованием процесса передачи и распределения энергии ионизирующего излучения в веществе в пределах микрообъемов (клетки). Следовательно, микродозиметрия проводит исследования, связанные с распределением энергии на клеточном и субклеточном уровнях, когда усредненные макроскопические величины (экспозиционная и поглощенная дозы, линейная передача энергии и др.), характеризующие поле излучения и взаимодействие излучения с веществом, для решения указанных задач становятся неприемлемыми, так как размер микроструктур соизмерим с размерами треков ионизирующих частиц.

ПРИБОРЫ И ПРИСПОСОБЛЕНИЯ ДЛЯ ОБНАРУЖЕНИЯ И РЕГИСТРАЦИИ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

Общие сведения. Радиоактивные излучения не воспринимаются органами чувств. Эти излучения могут быть обнаружены (детектированы) при помощи приборов и приспособлений – детекторов, работа которых основана на физико-химических эффектах, возникающих при взаимодействии излучений с веществом.

В практике наиболее употребительны ионизационные детекторы излучений, которые измеряют непосредственно эффект взаимодействия излучения с веществом – ионизацию газовой среды, заполняющей рабочий объем (ионизационные камеры, пропорциональные счетчики и счетчики Гейгера–Мюллера, а также коронные и искровые счетчики). В других детекторах предусматривается измерение вторичных эффектов, обусловленных ионизацией, – фотографического, сцинтилляционного (люминесцентного), химического, калориметрического и др.

Калориметрические детекторы применяют главным образом при измерении больших доз (порядка сотен тысяч или миллионов рентген) и мощных потоков ионизирующих излучений. Поэтому применение детекторов в медицинской и ветеринарной радиологической практике ограничено.

Ионизационные детекторы излучения представляют собой помещенный в герметичную камеру, заполненную воздухом или газом, заряженный электрический конденсатор (электроды) для создания в ней соответствующего электрического поля (рис. 1). Заряженные частицы (альфа- или бета-), попавшие в камеру детектора, производят в ней непосредственно первичную ионизацию газовой среды; гамма-кванты вначале образуют быстрые электроны (фотоэлектроны, комптонэлектроны и электронно-позитронные пары) в стенке детектора, которые затем вызывают ионизацию газовой среды в камере.

Сухой газ (воздух) – хороший электроизолятор, так как электрически нейтральные молекулы, из которых он состоит, не перемещают электрических зарядов. Положение изменяется, если в газовую среду попадают заряженные частицы. Они образуют ионные пары, и газ (воздух) становится проводником электрического тока.

При отсутствии напряжения на электродах все ионы, созданные начальной ионизацией, полностью рекомбинируют в нейтральные молекулы. При возрастании напряжения ионы под действием электрического поля обретают направленное движение: положительные ионы собираются на катоде, а электроны – на аноде. В цепи возникает ионизационный ток, который может быть зарегистрирован прибором. Сила ионизационного тока служит мерой количества излучения.

Рис. 1. Схема работы ионизационного детектора излучения:

1 -- камера, заполненная воздухом или газом; 2 - анод; 3 – катод; 4 – изолятор;

5 –прибор для измерения ионизационного тока; 6 – источник питания.

С увеличением напряжения вероятность рекомбинации уменьшается, а следовательно, возрастает сила ионизационного тока. На рис. 2 показана кривая зависимости силы ионизацинного тока I от напряжения U, приложенного к электродам детектора. Эту кривую называют вольт-амперной характеристикой ионизационного детектора.

Начиная с некоторого напряжения U _н, наступает момент, когда все ионы, образованные излучением, достигают электродов и при увеличении напряжения ионизационный ток не возрастает. Область, обозначенная на графике как U _н – U _п, в которой сила ионизационного тока остается постоянной, называется областью тока насыщения. В этом режиме работают ионизационные камеры. Сила ионизационного тока в области тока насыщения зависит от величины первичной ионизации, т. е. от числа первичных пар ионов, создаваемых ядерным излучением в камере детектора. Поэтому сила ионизационного тока от гамма-излучения меньше, чем от бета-частиц; наиболее высокая сила тока альфа-частиц, так как плотность ионизации у альфа-излучения на два-три порядка больше, чем у двух первых.

Напряжение

Рис.2. Вольт-амперная характеристика ионизированного детектора излучения

При дальнейшем увеличении напряжения на участке U _п – U _о.п. сила ионизационного тока вновь начинает возрастать, поскольку ионы образованные излучением, а особенно электроны, приобретают при движении к электродам ускорения, достаточные для того, чтобы самим производить ионизацию вследствие соударений с атомами и молекулами газовой среды детектора (газовое усиление). Этот процесс называют ударной (вторичной) ионизацией. Чем больше напряжение, тем большую энергию приобретают ионы и, следовательно, тем больше пар ионов они создают в процессе ударной ионизации.

В области напряжении U _п – U _о.п. существует строгая пропорциональность между числом первично образованных ионов и общей суммой ионов, участвующих в создании ионизационного тока. Эту область напряжений называют областью пропорциональности. В этом режиме работают пропорциональные счетчики.

Отношение общей суммы ионов п, участвующих в создании ионизационного тока, к числу первично образованных ионов п ₀ называют коэффициентом газового усиления.

Коэффициент газового усиления К _г.у в режиме пропорциональности может достигать 10³...10⁴:

К _г.у = п/ п ₀

При дальнейшем увеличении напряжения U _п – U _о.п. строгая пропорциональность между числом первично образованных ионов и силой ионизационного тока нарушается. Поэтому данная область получила название ограниченной пропорциональности.

При еще больших значениях напряжения сила ионизационного тока уже не зависит от числа первично образованных ионов. Газовое усиление настолько возрастает (К _г.у ≈ 10⁸...10¹⁰), что при появлении в камере детектора хотя бы одной любой ядерной частицы любой энергии происходит вспышка самостоятельного газового разряда, который охватывает всю камеру детектора. Область напряжений U _г. – U _непр при которых в детекторе возникает самостоятельный разряд, называют областью Гейгера. В этом режиме работают счетчики Гейгера–Мюллера.

Если продолжать увеличивать напряжение (выше значения U _непр), то детектор перейдет в область постоянного коронного разряда – непрерывного разряда, который не прекращается при удалении источника ионизирующего излучения. В этом режиме детектор выходит из строя. Это положение необходимо учитывать при работе с газоразрядными счетчиками.

Ионизационные камеры. Одним из распространенных детекторов излучения являются ионизационные камеры. Их применяют для измерения всех типов ядерных излучений. По конструктивному оформлению ионизационные камеры могут быть плоские, цилиндрические и сферические с объемом воздуха 0,5...5 л. Есть миниатюрные ионизационные камеры – наперстковые, смонтированные в футляре, по форме похожие на авторучку. Их используют как индивидуальные дозиметры (ДК-0,2, КИД-1 и КИД-2, ДП-22В, ДП-24 и др.). Воздушный объем таких камер колеблется от нескольких кубических сантиметров до их долей.

Камеры с большим объемом более чувствительны, поэтому для измерения малых доз излучения используют камеры с большим объемом.

В плоской ионизационной камере электроды имеют вид пластин, Они заключены в корпус и разделены газовым слоем. Цилиндрическая ионизационная камера состоит из полого цилиндра, по оси которого расположен металлический стержень – собирающий электрод. Высокое напряжение подводят к собирающему электроду, а цилиндрический корпус заземляют. Собирающий электрод всегда хорошо изолирован и обычно снабжается заземленным охранным кольцом, препятствующим проникновению токов утечки от высоковольтного электрода. Охранное кольцо в значительной степени снижает требования к материалам электроизоляции и повышает точность измерения. Высокочувствительные цилиндрические камеры измеряют ионизационный ток силой до 10^-14... 10^-15 А.

Дата добавления: 2014-11-08