ОСНОВНЫЕ ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ
1. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо количества радионукли-
да, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени.
В международной системе единиц СИ единицей активности является беккерель
(Бк). Активность в 1 Бк соответствует 1 ядерному превращению (1 распаду) в ис-
точнике за 1 с.
2. Вещество радиоактивное - вещество в любом агрегатном состоянии, содер-
жащее радионуклиды.
3. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучений при расчете
эквивалентной дозы (WR) - используемые в радиационной защите множители по-
глощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения в индуцировании биологических эффектов.
4. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, пере-
данная веществу:
de D = — ,
dm
где de - величина энергии, dm – масса вещества.
Единицей поглощенной дозы ионизирующего излучения в Международной си-
стеме единиц (СИ) установлен грей (Гр). 1Гр соответствует поглощению 1 Дж энергии ионизирующего излучения в массе вещества, равной 1 кг в процессе его взаимодействия со средой:
1 Гр = 1 Дж/кг
5. Доза эквивалентная (НT,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения,
WR..
НT,R = DT,R WR
Единицей эквивалентной дозы в СИ является зиверт (Зв). Один зиверт равен эк-
вивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани на взвешивающий коэффициент для данного вида излучения равен 1 Дж/кг.
11
6.Излучение рентгеновское – фотонное излучение, генерируемое в результате торможения ускоренных электронов на аноде рентгеновской трубки.
7.Источник ионизирующего излучения - радиоактивное вещество или устрой-
ство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.
8. Источник излучения закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую сре-
ду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
9. Источник излучения открытый - источник излучения, при использовании которого возможно поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружаю-
щую среду.
10. Класс работ – характеристика работ с открытыми источниками ионизирую-
щего излучения по степени потенциальной опасности для персонала, определяю-
щая требования по радиационной безопасности в зависимости от радиотоксично-
сти и нуклидов.
11.Мощность дозы - доза излучения за единицу времени (секунду, минуту, час).
12.Нормы радиационной безопасности - система дозовых пределов и принципы их применения. Являются основным документом, регламентирующим уровни воздействия ионизирующих излучений.
13.Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.
14.Облучение медицинское – облучение пациентов в результате медицинского обследования или лечения.
15.Облучение профессиональное - облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
16.Персонал:
группа А - лица, работающие с техногенными источниками излучения
группа Б - лица, находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия
17. Рентгенография – метод рентгенологического исследования, заключающийся в получении одного или нескольких статических изображений на бумажных или пленочных носителях (рентгеновских снимках).
12
18. Рентгеноскопия – метод рентгенологического исследования, заключающийся в получении многопроекционного динамического изображения на флюоресцент-
ном экране или экране монитора.
19. Риск радиационный - вероятность возникновения у человека или его потом-
ства какого-либо вредного эффекта в результате облучения.
20.Флюорография- метод рентгенологического исследования, заключающийся в получении фотоснимка рентгеновского изображения с флюоресцентного экрана.
21.Эффекты излучения детерминированные - клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, в отношении ко-
торых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует,
а выше - тяжесть эффекта зависит от дозы.
22. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические эффекты,
вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникно-
вения, вероятность возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
ПРИНЦИПЫ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья насе-
ления, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующих излучений.
Для достижения безопасных условий применения источников ионизирующего излучения в медицине должна быть предусмотрена практическая реализация трех основополагающих принципов радиационной безопасности – нормирования,
обоснования и оптимизации.
1. Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индиви-
дуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующих излуче-
ний.
Данный принцип реализуется установлением гигиенических нормативов (до-
пустимых пределов доз) облучения (табл.1).
13
|
|
|
|
Таблица 1 |
Основные пределы доз |
|
|||
|
|
|
|
|
|
|
Пределы доз, мЗв |
||
Нормируемые |
Персонал |
Население |
||
Величины |
Группа А |
|
Группа Б |
|
Годовая эффективная доза, усреднен- |
|
|
|
|
ная за любые последовательные 5 лет |
20,0 |
|
5,0 |
1,0 |
Годовая эквивалентная доза облучения |
|
|
|
|
хрусталика глаза |
150,0 |
|
38,5 |
15,0 |
Годовая эквивалентная доза облучения |
500,0 |
|
125,0 |
50,0 |
кожи |
|
|
|
|
Годовая эквивалентная доза облучения |
500,0 |
|
125,0 |
50,0 |
кистей и стоп |
|
|
|
|
2. Принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности по ис-
пользованию источников ионизирующих излучений, при которых полученная человеком и обществом польза не превышает риск возможного вреда, причи-
ненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением.
Проверка данного принципа осуществляется путем сравнения пользы и вре-
да:
X – (Y1 + Y2) ≥O, где
X – польза от применения источника излучения или условий облучения, за вычетом всех затрат на создание и эксплуатацию источника излучения или усло-
вий облучения, кроме затрат на радиационную защиту; Y1 – затраты на все виды защиты;
Y2 – вред, наносимый здоровью людей и окружающей среде от облучения,
не устраненного защитными мерами.
Разница между пользой (X) и суммой вреда (Y1+Y2) должна быть больше нуля. В случае, когда невозможно достичь превышения пользы над вредом, при-
нимается решение о неприемлемости использования данного вида источника из-
лучения.
Поэтому принцип обоснования при проведении радиологических исследо-
ваний должен реализоваться с учетом следующих требований:
14
приоритетное использование альтернативных (нерадиационных) диагностиче-
ских методов;
проведение исследований только по клиническим показаниям;
выбор наиболее щадящих методов рентгенологических исследований;
риск отказа от рентгенорадиологических исследований должен заведомо пре-
вышать риск от облучения при его проведении;
использование метода лечения только в случаях, когда ожидаемая эффектив-
ность лечения с учетом сохранения функций жизненно важных органов пре-
восходит эффективность альтернативных (нерадиационных) методов.
3. Принцип оптимизации - поддержание на возможно низком и дости-
жимом уровне как индивидуальных (ниже пределов, установленных НРБ99/2009), так и коллективных доз облучения, с учетом социальных и экономи-
ческих факторов.
При проведении рентгенорадиологических исследований принцип оптими-
зации или ограничения уровней облучения должен осуществляться путем под-
держания доз облучения на таких низких уровнях, которые возможно достичь при условии обеспечения необходимого объема и качества диагностической инфор-
мации или терапевтического эффекта. Реализацией принципа оптимизации явля-
ется также проведение всего комплекса мероприятий по защите персонала и па-
циентов от источников ионизирующего излучения.
ПУТИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
Организация системы радиационной защиты медицинского персонала зави-
сит от типа источника и вида облучения организма (Схема 3).
15
Схема 3
ТИП ИСТОЧНИКА
ЗАКРЫТЫЙ |
|
ОТКРЫТЫЙ |
|
|
|
ВНЕШНЕЕ – ОТ ИСТОЧНИКА, |
|
|
|
ВНУТРЕННЕЕ – ПРИ ПОПАДАНИИ |
|
НАХОДЯЩЕГОСЯ ВНЕ |
|
|
|
РАДИОАКТИВНОГО ВЕЩЕСТВА В |
|
ОРГАНИЗМА |
|
|
|
ОРГАНИЗМ |
|
|
|
|
|
|
|
ВИД ОБЛУЧЕНИЯ
К закрытым относят источники, которые при предвиденных условиях эксплуатации и износа не загрязняют окружающую среду, не поступают внутрь организма и вызывают только внешнее облучение человека.
Открытые - это источники, которые случайно или запланировано могут загрязнять окружающую среду, попадать внутрь организма (депонироваться в ор-
ганах и тканях и выделяться с биологическими средами) и являться фактором риска как внешнего, так и внутреннего облучения.
Источники закрытого типа используют в рентгенодиагностике и лучевой терапии, в том числе при дистанционной гамма-терапии, внутриполостной, внут-
ритканевой и аппликационной терапии.
В целом, безопасность медицинского персонала при работе с источниками ионизирующего излучения обеспечивается:
Ограничениями допуска к работе с источниками излучения по возрасту, полу,
состоянию здоровья, уровню предыдущего облучения и другим показателям;
16
Знанием и соблюдением правил работы с источниками излучения;
Достаточностью защитных барьеров, экранов и расстояния от источников из-
лучения, а также ограничением времени работы с источниками излучения;
Созданием условий труда, отвечающих требованиям НРБ-99/2009 и ОСПОРБ99/2010
Применением индивидуальных средств защиты;
Соблюдением установленных контрольных уровней;
Организацией радиационного контроля;
Организацией системы информации о радиационной обстановке;
Проведением эффективных мероприятий по защите персонала при планирова-
нии повышенного облучения в случае угрозы и возникновении аварии
ЗАЩИТА ОТ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ
При организации защиты персонала от внешнего облучения руководству-
ются основными постулатами о распространении ионизирующего излучения и характере его взаимодействия с веществом, согласно которым:
доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и време-
ни воздействия;
интенсивность излучения от точечного источника пропорциональна количе-
ству квантов или частиц, возникающих в них за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния;
интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью экранов
Из этих закономерностей вытекают принципы радиационной защиты от
внешнего облучения, включая «защиту временем», «защиту количеством»,
«защиту расстоянием» и «защиту экраном».
В условиях работы с закрытыми радиоактивными веществами для обеспе-
чения радиационной безопасности медицинского персонала наибольшую значи-
мость на практике имеют принцип «защиты экраном» в комбинации с
принципом «защиты расстоянием».
По своему назначению защитные экраны условно делят на 5 групп:
17
1.Защитные экраны – контейнеры, в которые помещают радиоактивные препа-
раты с целью их хранения в нерабочем положении. Контейнеры изготавливают из различных материалов в зависимости от вида излучения излучателя: алюми-
ния и пластмассы (для - и -излучателей), свинца, чугуна, стали (для -
излучателей), парафина, бора (первый слой) и свинца, чугуна, стали (второй слой) – для нейтронных источников.
2.Защитные экраны для оборудования (экранами полностью окружают все рабо-
чее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем поло-
жении)
3.Передвижные защитные экраны для защиты рабочих мест. Эта группа экра-
нов может быть представлена передвижными ширмами различного назначения,
в частности в рентгенодиагностических кабинетах (табл.2).
|
Таблица 2 |
Эффективность передвижных средств радиационной защиты |
|
|
|
|
Минимальное значение |
Наименование |
свинцового эквивалента, |
|
мм свинца |
|
|
Большая защитная ширма (защита всего тела, стоя) |
|
– по всей поверхности выше уровня 25 см от ниж- |
1,0 |
него края |
|
– по поверхности ниже уровня 25 см от нижнего |
0,5 |
края |
|
– окно |
1.0 |
Малая защитная ширма (защита нижней части тела, |
|
сидя) |
|
– по всей поверхности выше уровня 25 см от ниж- |
1,0 |
него края |
|
– по поверхности ниже уровня 25 см от нижнего |
0,5 |
края |
|
|
|
Малая защитная ширма пациента |
|
– по всей поверхности выше уровня 25 см от ниж- |
1,0 |
него края |
|
– по поверхности ниже уровня 25 см от нижнего |
0,5 |
края |
|
Экран защитный поворотный |
1,0 |
|
|
18
4.Защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций
(стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.), предназна-
ченные для защиты помещений, в которых постоянно находятся персонал, и
прилегающей территории
5.Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые
стекла, просвинцованные перчатки, фартуки и др) – табл. 3.
При работе с источником гамма-излучения (введение или приготовление раствора радиоактивного вещества, хирургическая операция при уже введенном больному гамма-излучателе, например, Со60) защитный слой из свинца должен
быть более 1 см.
Таблица 3
Эффективность индивидуальных средств радиационной защиты в рентгенологических отделениях
Минимальное Наименование значение свинцового
эквивалента, мм свинца
Фартук защитный односторонний тяжелый |
0,35 |
Фартук защитный односторонний легкий |
0,25 |
Фартук защитный двусторонний |
|
- передняя поверхность |
0,35 |
- вся остальная поверхность |
0,25 |
Фартук защитный стоматологический |
0,25 |
Накидка защитная (пелерина) |
0,35 |
Воротник защитный |
0.45 |
Юбка защитная |
|
- тяжелая |
0,5 |
- легкая |
0,35 |
|
|
Передник для защиты гонад |
|
- тяжелый |
0,5 |
- легкий |
0,35 |
Шапочка защитная (вся поверхность) |
0,25 |
Очки защитные |
0,25 |
|
|
19
Перчатки защитные |
|
- тяжелые |
0,25 |
- легкие |
0,1 |
Защитные пластины (в виде наборов различ- |
1,0-0,5 |
|
|
РАСЧЕТНЫЕ МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ БЕЗОПАСНЫХ УСЛОВИЙ РАБОТЫ
Для ориентировочного определения безопасных условий работы персо-
нала с источниками ионизирующего гамма-излучения применяют расчет-
ные методы с использованием следующих формул:
1. Определение поглощенной дозы:
106 . G .А. 3600 . t
D = ————————— , где
R2
D – поглощенная доза, мкГр;
106 – перевод Гр в мкГр;
G – керма-постоянная изотопа (Гр . м2/с . Бк). Значения кермы-постоянной приве-
дены в табл.4.;
А – активность источника, Бк;
3600 – перевод час в секунды; R – расстояние, метры;
t – время, часы.
|
|
|
|
Таблица 4 |
Период полураспада,энергия квантов, керма-постоянная |
||||
|
и гамма-постоянная некоторых изотопов |
|
||
|
|
|
|
|
Изотопы |
Период |
Энергия кван- |
Керма- |
Гамма- |
|
полураспада |
гов, МэВ |
постоянная, |
постоянная, |
|
|
|
Гр•м2/с•Бк |
р•см2 (ч•мкюри) |
Натрий -24 |
15,06 часа |
2,76, 1,38 |
118,8 х 10-18 |
18,13 |
Кобальт-60 |
5,272 года |
1.33; 1,17 |
84.23 х 10-18 |
12,853 |
Цинк-65 |
244.1 суток |
0,511-1,11 |
20.02 х 10-18 |
3.056 |
|
|
20 |
|
|