Добавил:
Sekretar
kiopkiopkiop18@yandex.ru
t.me/Prokururor I Вовсе не секретарь, но почту проверяю
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Ординатура / Хирургия / Библиотека им академика М.И. Перельмана / Книга_148_библиотеки_им_акад_М_И_Перельмана
.pdf
https://t.me/med1917
Флаконы с радиофармацевтическими препаратами должны храниться
экранированными. Обычно щиты сконструированы таким образом, что доступна
только резиновая перегородка флакона, тем самым защищая руки оператора во
время дозирования (см. рис. 9.10). Сами флаконы никогда не следует держать
пальцами, если они содержат радиоактивность, вместо этого всегда следует
использовать длинные щипцы (см. рис. 9.11).
Рис. 9.10. Экранированный флакон, используемый для хранения восстановленных
радиофармпрепаратов
Рис. 9.11. Использование длинных щипцов для работы с пробиркой, содержащей радиоактивность
267
https://t.me/med1917
Во время приготовления, выдачи и введения пациенту
радиофармацевтического препарата активность обычно переносится в шприцах.
Мощность дозы на поверхности шприцев может превышать 1 мЗв · с–1 · МБк–1 в
зависимости от объема жидкости и размера шприца. Пластик шприца слабо
поглощает β-частицы высокой энергии, и для радионуклидов, используемых для
терапии, мощность дозы на поверхности будет превышать 10 мЗв/с, так что
годовой предел дозы в 500 мЗв на конечности может быть легко превышен.
Шприцы никогда не должны быть заполнены более чем наполовину, чтобы
шприц можно было взять около плунжера, где пальцы не находятся над
активностью. По возможности следует использовать защитные экраны для
шприцев. Они должны быть сделаны из персекса для чистых β-излучателей и из
свинца или вольфрама для γ-излучателей (см. рис. 9.12). Окошко из свинцового
стекла необходимо для наблюдения за содержимым шприца. Шприцевые щитки
с подпружиненным фиксатором для удержания шприца на месте
предпочтительнее тех, в которых используется винт, поскольку резьба винта
быстро изнашивается при использовании.
Рис. 9.12. Вольфрамовый шприц-экран для γ-излучающих радионуклидов и шприц-экран
Perspex для чистых β-излучателей
268
Толщина
свинца (мм)
99
Mo
99m
Tc
67
Ga
131I 201Tla
511 кэВ
0
1,00
1,00
1,00
1,00
1,00
1,00
1
0,876
0,105
0,455
0,769
0,136
0,891
2
0,776
0,00835
0,280
0,601
0,0709
0,787
3
0,694
6,52·10–4
0,191
0,475
0,0557
0,690
4
0,623
5,09·10–5
0,135
0,379
0,0485
0,602
5
0,561
3,97·10–6
0,0983
0,306
0,0438
0,523
6
0,507
3,10·10–7
0,0730
0,248
0,0430
0,452
7
0,458
0,0551
0,203
0,0422
0,390
8
0,414
0,0420
0,168
0,0415
0,336
9
0,375
0,0324
0,139
0,0408
0,289
10
0,340
0,0253
0,116
0,0291
0,249
12
0,279
0,0157
0,0829
0,0282
0,183
14
0,229
0,0102
0,0605
0,0273
0,135
16
0,188
0,00682
0,0451
0,0193
0,0990
18
0,154
0,00476
0,0342
0,0187
0,0728
20
0,127
0,00345
0,0263
0,0132
0,0535
25
0,0774
0,00177
0,0143
0,00893
0,0247
30
0,0473
0,00104
0,00805
0,00602
0,0114
40
0,0176
4,11·10–4
0,00267
0,00274
0,00240
50
0,00659
1,71·10–4
9,04·10–4
0,00124
5,00·10–4
https://t.me/med1917
ТАБЛИЦА 9.7. ИЗМЕРЕННЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ПЕРЕДАЧИ ДЛЯ СВИНЦА
а
Данные о передаче
является максимальным уровнем, с которым можно столкнуться в клинической практике.
9.8.2. Коэффициенты пропускания для свинца и бетона
В разделе 1.6 указано, что ослабление моноэнергетических фотонов через
такие материалы, как свинец или бетон, будет экспоненциальным и
характеризуется линейным коэффициентом ослабления или слоем половинного
значения (HVL). Однако это верно только для узких геометрий пучка,
использующих коллимированные пучки излучения, которые редко встречаются
на практике. Кроме того, ослабление излучения радионуклидов, испускающих
более одного γ-фотона, таких как 67Ga и
простого HVL.
В таблицах 9.7 и 9.8 приведены измеренные коэффициенты пропускания
широкого луча для свинца и бетона для пяти радионуклидов, используемых в
201
Tl включают вклад 1,5 % загрязняющего вещества
131
I, не может быть выражено в виде
269
200
Tl, что
Толщина
бетона (мм)
99
Mo
99m
Tc
67
Ga
131I 201Tla
511 кэВ
0
1,00
1,00
1,00
1,00
1,00
1,00
10
0,845
0,779
0,884
0,916
0,759
0,958
20
0,718
0,607
0,769
0,825
0,581
0,909
30
0,614
0,473
0,661
0,735
0,449
0,852
40
0,527
0,368
0,564
0,649
0,349
0,789
50
0,454
0,287
0,477
0,570
0,274
0,722
60
0,393
0,224
0,402
0,498
0,217
0,653
70
0,341
0,174
0,338
0,434
0,173
0,584
80
0,296
0,136
0,282
0,377
0,139
0,518
90
0,258
0,106
0,236
0,327
0,112
0,456
100
0,225
0,0824
0,196
0,284
0,0912
0,399
120
0,172
0,0500
0,135
0,212
0,0612
0,301
140
0,132
0,0304
0,0928
0,158
0,0418
0,224
160
0,101
0,0184
0,0635
0,118
0,0290
0,166
180
0,0777
0,0112
0,0434
0,0879
0,0203
0,123
200
0,0598
0,00679
0,0296
0,0654
0,0143
0,0904
250
0,0312
0,00195
0,0113
0,0312
0,00607
0,0419
300
0,0163
5,60·10–4
0,00433
0,0149
0,00262
0,0194
400
0,00443
4,61·10–5
6,30·10-4
0,00339
4,95·10–4
0,00417
500
0,00121
3,80·10–6
9,16·10–5
7,70·10–4
9,39·10–5
8,95·10–4
https://t.me/med1917
ядерной медицине, и для фотонов 511 кэВ от позитронных излучателей. Эта
информация может быть использована для расчета необходимой толщины
экранирования вокруг флаконов, для защиты тела оператора и для стен
радиофармацевтики. Значения для
201
Tl включают вклад
200
Tl,
распространенного загрязнителя, который имеет заметные энергии при 368 кэВ
и 1,2 МэВ. Включен вклад в 1,5 % от
200
Tl, что является максимально возможным
значением на момент калибровки.
ТАБЛИЦА 9.8. – ИЗМЕРЕННЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ПРОПУСКАНИЯ ДЛЯ
БЕТОНА (ПЛОТНОСТЬ: 2,35 Г/СМ3)
a
Данные о передаче
является максимальным уровнем, с которым можно столкнуться в клинической практике.
201
Tl включают вклад 1,5 % загрязняющего вещества
270
200
Tl, что
https://t.me/med1917
9.9. ПРОЕКТИРОВАНИЕ РАДИОФАРМАЦЕВТИКИ
Каждая радиофармацевтика уникальна, и не существует единой
конструкции, которую можно было бы использовать во всех ситуациях.
Требования однокамерной практики, использующей только
радиофармпрепараты
99m
Tc, будут сильно отличаться от требований большой
учебной больницы с оборудованием для ПЭТ и кабинетами стационарной
радионуклидной терапии. Однако в дополнение к общим требованиям к зданию,
приведенным в разделе 3.1.3 в [9.10], существуют и другие требования. [9.10],
существуют некоторые общие правила, характерные для
радиофармацевтической аптеки, которые можно применять в большинстве
ситуаций:
— радиофармацевтика должна располагаться в зоне, недоступной для
общественности;
— из радиофармацевтики должен быть осуществлён легкий доступ к
инъекционным кабинетам и кабинетам визуализации, чтобы свести к минимуму
расстояние, на которое необходимо транспортировать радиоактивные
материалы;
— радиофармацевтика не должна примыкать к помещениям, требующим
низкого и постоянного радиационного фона, например, к счетной комнате;
— в радиофармацевтике должна быть зона, выделенная как неактивная
зона, которая используется для ведения записей и/или компьютерного ввода;
— для хранения лиофилизированных радиофармацевтических наборов
потребуется холодильник. Предпочтительно использовать лабораторный
прибор, чтобы осуществить постоянную температуру;
— необходима специальная зона дозирования с защитным экраном и
смотровым окном из свинцового стекла. Обычно она примыкает к калибратору
доз, чтобы можно было измерять дозированную активность, пока оператор
защищен защитным экраном. Толщина экрана и окна зависит от используемого
радионуклида или радионуклидов. Для радионуклидов ПЭТ потребуется
значительная толщина, поэтому свинцовое стекло должно поставляться в виде
единого блока, а не стопки более тонких листов;
радиофармацевтических препаратов в экранированных контейнерах, а также
радиофармацевтических препаратов, приобретенных в готовом к выдаче виде,
таких как 67Ga-цитрат и
— в радиофармацевтике должны быть предусмотрены помещения для
утилизации радиоактивных отходов. Обычно это включает отдельные
экранированные контейнеры для хранения короткоживущих радионуклидов,
таких как
полураспада, таких как
контейнеры для «острых предметов», таких как шприцы с иглами. Отдельный
экранированный контейнер может потребоваться, если необходимо хранить
большое количество громоздких предметов, таких как аэрозоли или комплекты
«Технегас»;
201
Tl-хлорид;
99m
Tc, и для радионуклидов с более длительным периодом
131
I. Кроме того, должны быть экранированные
271
https://t.me/med1917
— если используется генератор Mo/Tc, он должен располагаться вдали от
зоны выдачи, чтобы минимизировать дозу, получаемую человеком, выдающим
радиофармпрепараты. В некоторых странах генератор должен быть размещен в
шкафу с ламинарным потоком. Все местные нормативные требования должны
быть учтены при проектировании радиофармпрепарата;
— если необходимо провести процедуру этикетирования клеток,
потребуется специальная зона с ламинарным шкафом или изолятором, чтобы
предоставить стерильность продукта во время процедуры этикетирования;
— если будут проводиться процедуры радиойодирования, потребуется
вытяжной шкаф с фильтром из активированного угля на вытяжке;
— для приготовления некоторых радиофармацевтических препаратов
требуется этап нагревания. Для этого часто используется нагревательный блок с
регулируемой температурой. Он должен находиться в отдельной
экранированной зоне, особенно если речь идет о нескольких гигабеккерелях
99m
Tc. Аналогично, при радиолабировании образцов крови может потребоваться
локальное экранирование смесителей и центрифуг;
— поверхности стен, пола и потолка должны быть гладкими,
непроницаемыми и прочными, при отсутствии внешних элементов, таких как
трубы или каналы, чтобы облегчить любую радиоактивную дезактивацию;
— поверхности скамеек должны быть изготовлены из пластикового
ламината, композитных смол или нержавеющей стали, и скамейки должны
надежно выдерживать вес любой требуемой свинцовой защиты;
— должны быть предусмотрены средства для мытья рук, которые можно
эксплуатировать, не используя рук оператора, чтобы предотвратить
распространение любого загрязнения. Также должна быть доступна система
промывки глаз;
— в легкодоступном месте должен находиться монитор загрязнения.
Настенный монитор для проверки загрязнения рук должен быть установлен
рядом с выходом из радиофармацевтики. Целесообразно использовать модель,
которую можно снять и использовать в качестве общего монитора загрязнения.
9.10. БЕЗОПАСНОСТЬ РАДИОФАРМАЦЕВТИКИ
До относительно недавнего времени при проектировании
радиофармацевтики единственной заботой была безопасность персонала при
обращении с радиоактивными материалами и их хранении. О безопасности
радиоактивных материалов часто не задумывались. К сожалению, теперь стало
очевидно, что радиоактивные материалы могут быть использованы в
злонамеренных целях, и теперь необходимо рассмотреть вопрос о безопасности
радиофармацевтики.
МАГАТЭ классифицирует радиоактивные источники по шкале от 1 до 5,
в зависимости от активности и нуклида, где категория 1 является
потенциально самой опасной. Источники, отнесенные к категориям 1, 2 или 3,
известны как источники повышенной безопасности. Меры безопасности,
применяемые в целях осуществления безопасности, считаются достаточными
272
https://t.me/med1917
для осуществления физической безопасности источников категорий 4 и 5. В
настоящее время в каждой юрисдикции существует или будет действовать
законодательство, касающееся безопасности источников с повышенной
защитой. В настоящее время это относится только к закрытым источникам, и
ни один закрытый источник, используемый в ядерной медицине, не относится
к категориям 1, 2 или 3. Однако принципы могут быть применены и к
негерметичным источникам. Генератор Mo/Tc с активностью более 300 ГБк
относится к источникам категории 3.
Радиоактивные материалы подвергаются наибольшему риску кражи или
потери во время транспортировки на объект и обратно. Они будут находиться в
соответствующем транспортном контейнере и, следовательно, могут быть легко
использованы кем-то со злым умыслом. Очень важно, чтобы все грузы
радиоактивных материалов, доставляемые в центр ядерной медицины,
находились в безопасном месте, а не оставались, например, на погрузочной
платформе. В рабочее время за все поставки должен расписываться специально
назначенный сотрудник, а материалы должны быть надежно распакованы и
храниться в отделе. Некоторые поставки могут осуществляться в нерабочее
время. В этом случае необходимо выделить специальную безопасную зону, где
можно оставить радиоактивные материалы. Поставщику может быть
предоставлен ключ только от этой зоны, чтобы радиоактивность можно было
безопасно и надежно доставить, но доступ в другие части объекта был закрыт.
При доставке груза поставщику может потребоваться сопровождение
сотрудников службы безопасности объекта.
Необходим ли безопасный доступ (например, доступ с помощью
электронной карты) в радиофармацевтике в рабочее время, зависит от местных
требований и расположения отделения ядерной медицины. Важно, чтобы доступ
в радиофармацевтику имел только обученный персонал отделения ядерной
медицины. Необходимость контролируемого доступа должна быть
сбалансирована с возможностью непреднамеренного загрязнения двери или
механизма доступа сотрудниками, возвращающимися в радиофармацевтику.
9.11. ВЕДЕНИЕ ДОКУМЕНТАЦИИ
В местных нормативных документах может быть указан минимум
записей, которые должны вестись в учреждении, форма их ведения (бумажная
и/или электронная) и время, в течение которого они должны храниться. Записи
могут вестись в рамках программы гарантии качества (ГК), при получении и
последующем введении радиофармпрепарата пациенту, а также при удалении
отходов.
9.11.1. Записи контроля качества
Ключевым элементом любой программы контроля качества является
надлежащее ведение записей, чтобы можно было выявить любые
долгосрочные тенденции, связанные с конкретным оборудованием или
273
https://t.me/med1917
партией радиофармпрепаратов, и принять меры до того, как качество
изображения и/или доза облучения пациента окажутся под угрозой. Записи
должны, как минимум, включать подробную информацию:
— о приемочных испытаниях калибратора дозы;
— всех испытаниях на постоянство;
— испытаниях радиофармацевтических препаратов.
Отказы, выявленные в ходе приемочных испытаний или испытаний на
постоянство и испытаний радиофармпрепаратов, а также действия,
предпринятые для устранения этих отказов, должны быть задокументированы, и
эти записи должны храниться в течение всего срока службы оборудования.
Для всех элюирований генератора должны вестись следующие записи:
— время элюирования;
— объем элюата;
— активность технеция-99м;
— активность молибдена-99;
— радионуклидная чистота.
9.11.2. Записи о получении радиоактивных материалов
Необходимо вести полный учет радионуклидов, активности, химической
формы, поставщика, номера партии поставщика и даты приобретения. По
прибытии, если есть подозрение, что упаковка, содержащая радиоактивный
материал, повреждена, ее следует:
— контроль утечек с помощью протирочного теста;
— проверка с помощью дозиметра на предмет неожиданно высоких
уровней внешнего излучения.
Если упаковка повреждена или есть подозрения, что она повреждена,
следует немедленно связаться с поставщиком и записать информацию.
9.11.3. Записи о приготовлении и выдаче радиофармацевтических препаратов
Приготовление радиофармацевтических препаратов должно
осуществляться в соответствии с требованиями производителя, указанными в
документации на препарат, включая любой контроль качества, например,
тонкослойную хроматографию.
Записи о каждом приготовлении должны включать:
— название радиофармацевтического препарата;
— номер партии холодного набора;
— дату изготовления;
— номер партии конечного продукта;
— результаты радиохимической чистоты;
— срок годности.
На каждую выданную пациенту дозу должна вестись запись, содержащая:
— имя пациента;
— название радиофармацевтического препарата;
274
https://t.me/med1917
— измеренная радиоактивность;
— время и дата измерения.
Все единичные дозы для пациента (шприцы, капсулы или флаконы),
поставляемые центральной радиофармацевтикой, должны содержать имя
пациента, радионуклид и форму радиофармпрепарата. Они должны быть
проверены по прибытии, а активность должна быть подтверждена в
калибраторе доз перед введением пациенту и зарегистрирована, как указано
выше.
9.11.4. Записи о радиоактивных отходах
Радиоактивные отходы, образующиеся на объекте ядерной медицины,
обычно состоят из радионуклидов с периодом полураспада менее одного
месяца. Эти отходы обычно хранятся на месте, им дают распасться до
фонового уровня радиации, а затем утилизируют как обычные отходы или
биологически загрязненные отходы (см. раздел 3.4.7). Поэтому, как правило,
нет необходимости вести учет удаления радиоактивных отходов с объекта,
но необходимо вести учет отходов, находящихся в хранилище в процессе
распада. В некоторых случаях отходы будут содержать один известный
радионуклид, например,
131
I от пациентов, получающих терапию абляции
радиоактивным йодом. Во многих случаях отходы содержат смесь
короткоживущих радионуклидов. Каждая упаковка отходов (мешок,
контейнер для остроконечных предметов, контейнер на колесах) должна
быть промаркирована:
— радионуклид, если известен;
— максимальная мощность дозы на поверхности контейнера или на
фиксированном расстоянии (например, 1 м);
— дата хранения.
Вышеуказанная информация должна быть записана вместе с информацией,
определяющей местонахождение контейнера в хранилище, и вероятной датой
выпуска (например, десять периодов полураспада самого долгоживущего
радионуклида в контейнере).
Когда упаковка будет окончательно передана на утилизацию, запись
должна быть обновлена, чтобы записать мощность дозы на тот момент, которая
должна быть на уровне фоновых значений, дату утилизации и идентификацию
лица, выдавшего разрешение на утилизацию.
Старые запечатанные источники, ранее использовавшиеся для
контроля качества или сканирования при передаче, такие как
153
Gd и 68Ge, следует хранить в надежном хранилище до тех пор, пока
137
Cs, 57Co,
активность не снизится до уровня, разрешенного для утилизации, или пока
источник не будет утилизирован методом, утвержденным регулирующим
органом.
275
https://t.me/med1917
ССЫЛКИ
[9.1] TYLER, D.K., WOODS, M.J., Syringe calibration factors for the NPL Secondary Standard
Radionuclide calibrator for selected medical radionuclides, Appl. Radiat. Isot. 59 (2003) 367–372.
[9.2] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Calibration and Usage
of Ionization Chamber Systems for Assay of Radionuclides, IEC 61145:1992, IEC (1992).
[9.3] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Medical Electrical
Equipment — Radionuclide Calibrators — Particular Methods for Describing Performance, IEC
61303:1994, IEC (1994).
[9.4] INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Nuclear Medicine
Instrumentation — Routine Tests — Part 4: Radionuclide Calibrators, IEC/TR 61948-4:2006,
IEC (2006).
[9.5] American National Standards Institute, Calibration and Usage of «Dose Calibrator»
Ionization Chambers for the Assay of Radionuclides, ANSI N42.13-2004, ANSI (2004).
[9.6] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,
Radiation Dose to Patients from Radiopharmaceuticals, Publication 53, Pergamon Press, Oxford
and New York (1988).
[9.7] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Radiation
Dose to Patients from Radiopharmaceuticals (Addendum to ICRP Publication 53), Publication 80,
Pergamon Press, Oxford and New York (1998).
[9.8] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Radiation
Dose to Patients from Radiopharmaceuticals — Addendum 3 to ICRP Publication 53, Publication
106, Elsevier (2008).
[9.9] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,
Radiological Protection and Safety in Medicine, Publication 73, Pergamon Press, Oxford and New
York (1996).
[9.10] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY, Applying Radiation Safety Standards in
Nuclear Medicine, Safety Reports Series No. 40, IAEA, Vienna (2005).
[9.11] EUROPEAN ALARA NETWORK (2007), http://www.eualara.net/index.php?option=com_content&task=view&id=156& Itemid=53.
[9.12] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION,
Limits for Intakes of Radionuclides by Workers, Publication 30, Pergamon Press, Oxford and
New York (1979).
[9.13] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, 1990
Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, Publication 60,
Pergamon Press, Oxford and New York (1991).
[9.14] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Annual
Limits on Intake of Radionuclides by Workers Based on the 1990 Recommendations, Publication 61,
Pergamon Press, Oxford and New York (1991).
276
Соседние файлы в папке Библиотека им академика М.И. Перельмана