4. Лучевая болезнь

Лучевая болезнь представляет собой самостоятельное заболевание, развивающееся в результате гибели преимущественно делящихся клеток организма, под влиянием воздействия на тело ионизирующей радиации.

Впервые повреждающее действие ионизирующего излучения было описано в 1896 году, когда у ряда больных, которым производили рентгеновские снимки, а так же у врачей были обнаружены рентгеновские дерматиты.

Сегодня уже хорошо известно, что биологическое действие ионизирующего излучения (острого, хронического, большими и малыми дозами) на организм человека заключается в возможности возникновения двух видов эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням:

1) детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода). Они возникают под влиянием достаточно больших доз ионизирующего излучения.

2) стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты, которые иногда называют отдаленными эффектами действия. Реализация стохастических эффектов теоретически возможна при сколь угодно малой дозе облучения, при этом вероятность их возникновения тем меньше, чем ниже доза. Пока доказано только два основных вида стохастических эффектов облучения: первый возникает в соматических клетках и может быть причиной возникновения рака у облученного индивида; второй вид, проявляющийся в зародышевой ткани половых желез, может привести к наследуемым нарушениям у потомства облученных людей.

Патогенез лучевой болезни

Процессы взаимодействия ионизирующих излучений с веществом клетки, в результате которых образуются ионизированные и возбужденные атомы и молекулы, являются первым этапом развития лучевой болезни.

Вторым этапом ионизированные и возбужденные атомы и молекулы в течение 10^{- 6} секунд взаимодействуют между собой и с различными молекулярными системами, давая начало химически активным центрам (свободные радикалы, ионы, ион-радикалы и др.). В этот же период возможно образование разрывов связей в молекулах за счет как непосредственного взаимодействия с ионизирующим агентом, так и внутри и межмолекулярной передачи энергии возбуждения.

На третьем этапе происходят взаимодействия химически активных веществ с различными биологическими структурами клетки, при которых отмечается как деструкция, так и образование новых, несвойственных облучаемому организму токсических соединений.

Последующие этапы развития лучевого поражения проявляются в нарушении обмена веществ в биологических системах, ведущих к изменению соответствующих функций. У людей данные изменения сопровождаются и нейрогуморальными эффектами за счет присоединения психологических компонентов.

Под влиянием ионизирующей радиации гибнут, прежде всего, делящиеся клетки, находящиеся в митотическом цикле, однако в отличие от эффекта большинства цитостатиков (за исключением миелосана, который действует на уровне стволовых клеток) погибают и покоящиеся клетки, гибнут и лимфоциты. Лимфопения является одним из ранних и важнейших признаков острого лучевого поражения. Фибробласты организма оказываются высокоустойчивыми к воздействию радиации. После облучения они начинают бурный рост, что в очагах значительных поражений способствует развитию тяжелого склероза. К важнейшим особенностям острой лучевой болезни относится строгая зависимость ее проявлений от поглощенной дозы ионизирующей радиации.

В становлении и развитии заболевания отчетливо выделяются следующие фазы:

I фаза – первичная общая реакция;

II фаза – кажущееся клиническое благополучие (скрытая, или латентная, фаза);

III фаза – ярко выраженные симптомы заболевания;

IV фаза – период восстановления структуры и функции.

4.2. Степени тяжести

В острой лучевой болезни, протекающей в типичной форме, можно выделить четыре степени тяжести.

Симптомы, характерные для каждой из степеней острой лучевой болезни, обусловлены дозой радиоактивного облучения, которая пришлась на данного больного:

1) легкая степень – возникает при облучении в дозе от 1 до 2 Гр;

2) средней тяжести – доза облучения составляет от 2 до 4 Гр;

3) тяжелая – доза радиации колеблется в пределах от 4 до 6 Гр;

4) крайне тяжелая степень – возникает при облучении в дозе, превышающей 6 Гр.

5. Радиоактивность – самопроизвольное превращение атомов одного элемента в атомы других элементов, сопровождающееся испусканием частиц и жесткого электромагнитного излучения.

Мерой измерения количества радионуклидов является активность, которая характеризуется числом распадов в единицу времени.

В системе СИ единицей измерения является беккерель (Бк) – 1 распад в одну секунду. Внесистемной единицей является кюри (Ки), которая равна 3,7×10¹⁰ расп/сек (Бк).

Вещество радиоактивное – вещество в любом агрегатном состоянии, содержащее радионуклеиды с активностью, на которые распространяются требования НРБ-99.

6. Источник ионизирующего излучения – это радиоактивное вещество или устройство, испускающее или способное испускать ионизирующее излучение.

Классификация

6.1.Открытый источник ионизирующего излучения - это радиоактивное вещество или устройство, нормальная эксплуатация которого сопровождается поступлением содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.

6.1.1. Область применения

Лаборатории и учреждения медицинского профиля для лечения и диагностики ряда заболеваний (радионуклидная диагностика и радиотерапия). В лабораториях сельскохозяйственного профиля для изучения процессов усвоения растениями вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач. Для лабораторий промышленного профиля применяется для определения степени износа деталей различных устройств.

6.1.2. Вредность при работе:

- загрязнение окружающей среды радиоактивными изотопами.

6.1.3. Виды облучения:

- внутреннее;

- внешнее.

6.2. Закрытый источник ионизирующего излучения – это радиоактивное вещество или устройство, нормальная эксплуатация которого исключает поступление содержащихся в нем радиоактивных изотопов в окружающую среду.

6.2.1. Область применения

В металлургии, строительной индустрии и химической промышленности для определения целостности конструкций (дефектоскопия). В медицине – ускорители заряженных частиц, рентгеновские трубки и гамма-аппараты. В атомной промышленности – атомные реакторы.

6.2.2. Вредности при работе:

- попадание в окружающую среду гамма и рентгеновского излучения;

- установки, работающие при высоких энергиях, вызывают дополнительную ионизацию воздуха с образованием озона, который распадается на атомарный и молекулярный кислород. Атомарный кислород взаимодействует с азотом воздуха, образуя окисные и закисные соединения, обладающие токсическим эффектом.

6.2.3. Виды облучения:

- внешнее.

7. В радиационной гигиене применяются специальные дозы.

7.1. Экспозиционная доза

Экспозиционная доза основана на эффекте ионизации в воздухе, при котором устанавливается электронное равновесие, т.е. поглощенная энергия излучения в определенном объеме среды равна суммарной кинетической энергии ионизирующих частиц (электронов и позитронов), образованных фотонным излучением, в том же объеме среды.

За единицу экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения принимается 1 кулон на килограмм (Кл/кг). Внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (Р).

1 Р соответствует образованию в 1 см³ воздуха при 0°С и 760 мм рт.ст. 2,08×10⁹ пар ионов.

1 Р соответствует дозе излучения в воздухе равной 0,87×10^-2 Гр, а в биологической ткани 0,93×10^-2 Гр.

7.2. Поглощенная доза

Поглощенная доза – это количество энергии излучения, поглощенной в единице массы облучаемого вещества.

За единицу поглощенной дозы излучения принимается 1 джоуль на килограмм (Дж/кг). В системе СИ единица имеет специальное название грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равная 0,01 грей.

7.3. Эквивалентная доза

Эквивалентная доза – поглощенная доза в органе или ткани.

Эквивалентная доза введена для оценки опасности хронического облучения с учетом вида излучения. Для учета вида излучения вводится соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Доза эквивалентная H_TR рассчитывается по формуле:

H_TR = D_TR ×W_R , где

D_TR – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т;

W_R – взвешивающий коэффициент для излучения R.

При воздействии различных видов излучения с различными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения по формуле: Н_TR=∑R×Н_ТR.

Единицей эквивалентной дозы является зиверт (Зв). 1 Зв равен 1 Гр, деленному на взвешивающий коэффициент для отдельных видов излучений. Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр (биологический эквивалент рентгена). Для расчета эквивалентной дозы используются в радиационной защите множители поглощенной дозы, учитывающие относительную эффективность различных видов излучения.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучений при расчете эквивалентной дозы:

Излучение	Коэффициент
Фотоны, электроны и мюоны любых энергий	1
Протоны с энергии более 2 МэВ	5
Альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра	20
Нейтроны энергий менее 10 кэВ или более 20 МэВ	5
от 10 кэВ до 100кэВ	10
от 100кэВ до 2МэВ	20
от 2МэВ до 20 МэВ	10

7.4. Эффективная доза

Эффективная доза – величина, используемая как мера риска в возникновении отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Определяется как сумма произведений эквивалентной дозы в органе Н_T на соответствующий взвешенный коэффициент для данного органа или ткани:

Е = Σ Н_T × W_T,

где H_T - эквивалентная доза в ткани Т за время t; W_T – взвешивающий эффект для ткани или органов Т.

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов при расчете эффективной дозы

Орган или ткань	Коэффициент	Орган или ткань	Коэффициент
Гонады	0,20	Молочная железа	0,05
Костный мозг (красный)	0,12	Печень	0,05
Толстый кишечник	0,12	Пищевод	0,05
Легкие	0,12	Щитовидная железа	0,05
Желудок	0,12	Кожа	0,01
Мочевой пузырь	0,05	Надкостница, хрящ	0,01
Прочие органы и ткани	0,05

Для оценки стохастических эффектов работающих или населения используется «эффективная коллективная доза», которая равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единицей эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел-Зв).

8. Категории облучаемых лиц по отношению к источникам ионизирующего излучения:

- персонал (группа А и Б);

- все население, включая лиц из персонала вне сферы и условий их производственной деятельности.

Группа А – лица, работающие с источниками ионизирующего излучения, Б – лица, по условиям работы, находящиеся в сфере воздействия ионизирующего излучения.

9. Основные дозовые пределы, обеспечивающие радиационную безопасность

Государственное нормирование в области обеспечения радиационной безопасности (Статья 9) извлечение из Федерального закона от 9 января 1996 г. № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения» (по состоянию на 01.07.2009г. в ред. ФЗ №122-ФЗ от 22.08.2004; №160-ФЗ от 23.07.2008) Принят Государственной Думой 5 декабря 1995 года.

«1. Государственное нормирование в области обеспечения радиационной безопасности осуществляется путем установления санитарных правил, норм, гигиенических нормативов, правил радиационной безопасности, государственных стандартов, строительных норм и правил, правил охраны труда, распорядительных, инструктивных, методических и иных документов по радиационной безопасности. Указанные акты не должны противоречить положениям настоящего Федерального закона.

2. Санитарные правила, нормы и гигиенические нормативы в области обеспечения радиационной безопасности утверждаются в порядке, установленном законодательством Российской Федерации, федеральным органом исполнительной власти по санитарно - эпидемиологическому надзору.

Устанавливаются следующие основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения на территории Российской Федерации в результате использования источников ионизирующего излучения:

- для населения средняя годовая эффективная доза равна 0,001 зиверта или эффективная доза за период жизни (70 лет) – 0,07 зиверта; в отдельные годы допустимы большие значения эффективной дозы при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,001 зиверта;

- для работников средняя годовая эффективная доза равна 0,02 зиверта или эффективная доза за период трудовой деятельности (50 лет) – 1 зиверту; допустимо облучение в годовой эффективной дозе до 0,05 зиверта при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последовательных лет, не превысит 0,02 зиверта.

Регламентируемые значения основных пределов доз облучения не включают в себя дозы, создаваемые естественным радиационным и техногенноизмененным радиационным фоном, а также дозы, получаемые гражданами (пациентами) при проведении медицинских рентгенорадиологических процедур и лечении. Указанные значения пределов доз облучения являются исходными при установлении допустимых уровней облучения организма человека и отдельных его органов.

В случае радиационных аварий допускается облучение, превышающее установленные основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз), в течение определенного промежутка времени и в пределах, определенных санитарными нормами и правилами.

Установленные настоящей статьей основные гигиенические нормативы (допустимые пределы доз) облучения населения для отдельных территорий могут быть изменены Правительством Российской Федерации в сторону их уменьшения с учетом конкретной санитарно-гигиенической, экологической обстановки, состояния здоровья населения и уровня влияния на человека других факторов окружающей среды.

3. Правила радиационной безопасности, регламентирующие требования к обеспечению технической безопасности при работах с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующего излучения, утверждаются федеральным органом исполнительной власти по атомному надзору в порядке, установленном законодательством Российской Федерации.

4. Государственные стандарты, строительные нормы и правила, правила охраны труда, распорядительные, инструктивные, методические и иные документы по вопросам радиационной безопасности утверждаются и принимаются уполномоченными на то федеральными органами исполнительной власти или организациями в пределах их полномочий».

9.1. Нормы для населения

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал		Население
	Группа А	Группа Б
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	5 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 12,5 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год:	150 мЗв	38 мЗв	15 мЗв
в хрусталике глаза
коже	500 мЗв	125 мЗв	50 мЗв
кистях, стопах	500 мЗв	125 мЗв	50 мЗв

Предел дозы (ПД) – это величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется на приемлемом уровне.

9.2. Нормы для среды

9.2.1. Поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления.

9.2.2. Объемная и удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, пищевых продуктах и др.

9.2.3. Радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей.

9.2.4. Доза и мощность дозы внешнего облучения.

9.2.5. Плотность потока частиц и фотонов.

10. Учитывая основные закономерности распространения и взаимодействия с объектами окружающей среды, различают следующие принципы защиты от источников ионизирующих излучений:

«защита количеством» – работа с минимальным выходом ионизирующих излучений;

«защита временем» – уменьшение времени работы с источником;

«защита расстоянием» – доза обратно пропорциональна квадрату расстояния;

«защита экранами» – ослабление излучения с помощью поглощающих материалов.

Для расчета защиты используется формула мощности поглощенной дозы:

D = К × A × t / R²,

где: D - мощность поглощенной дозы (Гр, Зв).

К – (Керма) γ-постоянная изотопа; значение К – табличная величина (10^-18 Гр×м²/сек×Бк).

А – активность источника (Бк).

t – время (в секундах или часах); если не указано, то принимается 1320 часов в год.

R – расстояние (в метрах).

Для расчета толщины защитного экрана используется следующий алгоритм:

1. Расчет дозы по заданным величинам по формуле мощность дозы.

2. Определение кратности ослабления расчетной дозы по отношению к пределу дозы.

3. Определение толщины экрана по данным кратности ослабления и энергии излучения по таблице с учетом материала, из которого сделан экран.