Добавил:

ivanov666 Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.

Вуз:

Башкирский Государственный Аграрный Университет

Предмет:

[НЕСОРТИРОВАННОЕ]

Файл:

Радиационная защита в лучевой терапии

.pdf

Скачиваний:

Добавлен:

07.09.2026

Размер:

1 Мб

Скачать

☆

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1314 / 2214 15 16 17 18 19 20 21 22 > Следующая >>>

Ускоритель

6 МВ

–0,5%

–5%

Theratron

–1,1%

Theratron

–4,1%

Theratron

+4,4%

Агат-Р

Theratron

Агат-Р

Ускоритель

Агат-Р

Ускоритель

Рокус

+2,2%

–0,5%

6 МВ

–1,1%

–3,1%

6 МВ

+0,4%

АМ

0,0%

Рокус

Агат-Р

АМ

–1,3%

–1,7%

–1,8%

Theratron

Рокус

–1,7%

Theratron

Рокус

–0,7%

АМ

Theratron

–0,7%

Theratron

–1,8%

Агат-С

Рокус

–0,6%

Рокус

–1,2%

–1,0%

АМ

–1,9%

–4,2%

АМ

–4,1%

Агат-С

Минский

–1,8%

Агат-Р

городской ОД

–3,1%

Брестский ОД Агат-Р

Рокус

+0,9%

АМ

–3,0%

Барановичский

ОД

Гродненский

Бобруйский ОД Theratron

ОД

Могилевский

ОД

Полоцкий ОД Рокус

Пинский ОД Рокус

131

МАГАТЭ, через несколько лет. Только тогда можно будет повторить попытку утверждения центра в качестве Центра компетенции.

ТЛД-аудит. С 2000 г. Республика Беларусь участвует

в программе почтового ТЛД-аудита, организуемого МАГАТЭ. Целью программы является повышение точности и согласованности клинической дозиметрии при проведении лучевой терапии и оценка текущей ситуации и повышения качества процесса лучевой терапии в лечебных учреждениях. В учреждение присылают несколько термолюминесцентных детекторов, которые следует облучить дозой 2 Гр. После облучения детекторы отсылаются в МАГАТЭ. Специалистами МАГАТЭ определяются дозы, отпущенные детекторам. Результаты высылаются в адрес нашего Центра. Положительным считается результат, когда отпущенная доза отличается от требуемой не более, чем на 5%. В этой программе участвовали 12 онкологических диспансеров нашей республики. Результаты ТЛД-аудита представлены в табл. 9.1.

За этот период имелось 8 случаев отпуска доз ТЛДдетекторам с погрешностью большей ±5%. Причины этого выявлялись и тщательно анализировались.

Так два случая объяснялись тем, что вместо режима «поглощенная доза» в дозиметре был установлен режим «воздушная керма». Это и дало отличие около 10%.

В одном случае измерения проводились с поврежденной ионизационной камерой. Еще в одном случае доза была отпущена за время, рассчитанное на планирующей системе с ошибочно выбранной глубиной контрольной точки, без последующего контрольного измерения с помощью клинического дозиметра. Остальные ошибки были допущены специалистами с недостаточной квалификацией. Повторная проверка, проведенная Агентством, показала правильные результаты измерений.

С клиническим дозиметром должны быть поверены не менее двух детекторов излучений (ионизационных камер).

132

Желательно иметь в учреждении не менее двух клинических дозиметров.

Необходимо проводить поверку и иного используемого оборудования – барометров, термометров, линеек, уровней и т. д. Особенно важно уделять постоянное внимание подготовке и повышению квалификации персонала, работающего в области клинической дозиметрии (см. табл. 9.1).

Опыт нашего участия в программе МАГАТЭ показал, что хорошие результаты достигнуты благодаря использованию современного дозиметрического оборудования (в основном фирмы PTW-Freiburg), достаточно хорошей квалификации инженеров-физиков. Следует также отметить высокое качество поверки клинических дозиметров лабораторией метрологии и дозиметрии РНПЦ онкологии и медицинской радиологии им. Н. Н. Александрова, без которой измерения с требуемой погрешностью проводить было бы невозможно.

Дополнительно можно дать следующие рекомендации. При измерениях поглощенных доз и мощностей поглощенных доз на аппаратах лучевой терапии следует строго придерживаться методических рекомендаций из сборника технических докладов МАГАТЭ № 398 или национальных нормативных документов, разработанных на основе этого документа [77, 78].

Значения коэффициентов, которые используются при измерениях, следует определять с максимально возможной точностью. Особенно это относится к выбору поправочных коэффициентов на качество излучения, температуры и атмосферного давления.

Глава 10

ДОЗОВЫЕ НАГРУЗКИ НА ПЕРСОНАЛ

В ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ.

ОСОБЕННОСТИ РАСЧЕТА ЗАЩИТЫ ПОМЕЩЕНИЙ

ДЛЯ АППАРАТОВ ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ

Персонал, работающий с медицинскими источниками ионизирующего излучения, ничем не отличается от персонала, работающего с другими техногенными источниками. На него распространяются те же нормы радиационной безопасности, а в кабинетах и отделениях, где проводится работа с радиоактивными веществами и источниками излучения, действуют те же основные санитарные правила [1–5]. Кроме того, в медицинских учреждениях действуют и отраслевые, специально разработанные нормативные документы, регламентирующие работу персонала в кабинетах и отделениях лучевой терапии и учитывающие специфику применения радиации в медицинских целях [7–9].

В лучевой терапии снижение дозы, получаемой персоналом, сильнее всего сказалось в контактной брахитерапии с внедрением аппаратов, реализующих последующее введение источников излучения в эндостаты. Аппаратная брахитерапия полностью освободила терапевтов от лучевых нагрузок, связанных с облучением пациентов.

В дистанционной лучевой терапии (АДЛТ) переход от использования кобальтовых гамма-терапевтических аппаратов к ускорителям позволил сократить дозу от рассеянного излучения, получаемую персоналом при укладке пациентов, при ликвидации радиационных аварий, а также решить экологическую проблему, связанную с необходимостью захоронения отработанных источников.

Общим требованием для всех комплексов лучевой терапии является их компактное размещение в отдельно стоя-

134

мощность

Действующая

дозы, мкЗв/ч

эквивалентной

в кабинетах и отделениях лучевой терапии

Продолжи-

тельность

облучения,

Наименование помещения

ч/год

1700 12,0

850 24,0

1700 1,2

терапии, радиологические палаты, помещения для хранения грязного белья,

загрязненного радионуклидами, радиоактивных отходов и др.)

Помещения кабинетов и отделений, не предназначенные для работы

Помещения для работы с источниками излучения, где персонал пребывает

Помещения постоянного пребывания персонала при работе с источниками

излучения (комнаты управления аппаратами лучевой терапии,

Таблица 10.1. Действующая допустимая мощность дозы от внешних потоков ионизирующих излучений

Категория

облучаемых

лиц

Персонал

не более 18 ч в неделю (хранилища, процедурные кабинетов лучевой

манипуляционные, радиооперационные, фасовочные, моечные и др.)

с источниками излучения (комнаты врачей, ординаторские, палатные секции

и др.)

Необслуживаемые помещения 850 24,0

Населениее Наружные поверхности зданий 8800 0,12

Территория учреждения 8800 0,12

Любые другие помещения, не входящие в состав кабинета и отделения 1,12

135

щих зданиях или пристройках к зданиям. Пациент должен максимально быстро перемещаться в технологическом процессе облучения, в том числе при переходе с аппарата на аппарат. Обязательным условием является также наличие всеобъемлющего радиационного контроля в отделениях, системы гарантии качества всего технологического процесса, постоянного повышения квалификации задействованного персонала. Выполнение этих требований возможно при наличии в отделениях специальных помещений и соответствующего оборудования.

Особенностью работы персонала в отделениях лучевой терапии является необходимость подвергаться дополнительному облучению при возникновении некоторых радиационных аварий на гамма-терапевтических аппаратах, как для дистанционного, так и контактного облучения. К таким авариям относятся отказ возвращения источника излучения после окончания экспозиции в положение хранения. В этих случаях персонал кабинета обязан немедленно эвакуировать пациента из процедурного помещения. Аварийные дозы в этих случаях могут быть небольшими при правильных приемах эвакуации пациентов и последующей ликвидации аварии. В табл. 10.1 приведены действующие значения допустимой мощности эквивалентной дозы в кабинетах и отделениях лучевой терапии.

10.1. Дозы на персонал

при дистанционной лучевой терапии

10.1.1. Гамма-терапевтические аппараты

Основные факторы радиационной опасности при работе гамма-терапевтических аппаратов с источниками излуче-

Со:

ния

выведенный из аппарата пучок гамма-квантов;

рассеянное излучение через стенки радиационной головки.

136

Рассеянное излучение в российских аппаратах имеет максимум на стороне защитного контейнера, через которую в аппарат загружается источник кобальта, поэтому при использовании мощных зарядов, создающих мощность дозы на опорном расстоянии до 3–4 Гр/мин, необходимо ограничивать пребывание персонала с этой стороны при расположении аппарата под углами 90° и 270° от вертикалиьного положения.

В среднем эффективная доза персонала, постоянно занятого гамма-терапией, по данным С. А. Кальницкого и соавт., находится на уровне 1 мЗв/год [120]. Более высокие дозы персонал может получить в случае возникновения аварийного облучения при заклинивании затворов аппаратов, отказе таймеров и т. п. В этих случаях персонал должен заходить в процедурное помещение для эвакуации пациентов. Дозы при применении правильных приемов эвакуации также могут быть небольшими. Но персонал необходимо постоянно тренировать поведению в условиях аварийного облучения.

10.1.2. Медицинские ускорители

При работе медицинского ускорителя основными факторами радиационной опасности являются:

выведенный из ускорителя пучок ускоренных электронов;

тормозное излучение, возникающее при взаимодействии ускоренных электронов с окружающей средой;

фотонейтроны, возникающие при взаимодействии высокоэнергетического тормозного излучения с ядрами веществ окружающей среды;

снимаемое радиоактивное загрязнение окружающей среды в процедурном помещении ускорителя, возникающее в результате активации пыли, металлов, испарения активированных материалов мишени и других узлов ускорителя под действием пучка электронов, проведения радиационных процессов и т. д.;

137

радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при облучении компонентов воздуха и веществ, поступающих в него из облучаемых объектов, а также из активируемой воды, охлаждающей узлы ускорителя;

неиспользуемое рентгеновское излучение от высоковольтной электронной аппаратуры ускорителя [8, 9].

Современные медицинские линейные ускорители электронов являются источниками мощного фотонного излучения. На расстоянии 1 м от мишени мощность поглощенной дозы может составлять от 0,5 до 6 Гр/мин, а при радиохирургии малыми полями может доходить до 24 Гр/мин. В последнем случае фотоны выводятся из ускорителя без применения выравнивающего фильтра. Кроме того, при граничной энергии фотонов более 10 МВ возникают сравнительно большие потоки нейтронов. Тем не менее защита помещений достаточно эффективна при правильном проектировании и строительстве бункеров.

Однако на медицинских ускорителях существуют несколько факторов, требующих особого решения при оценке доз, получаемых персоналом. Остановимся на них более подробно.

Все помещения, в которых устанавливаются аппараты для дистанционной лучевой терапии, должны иметь стационарную радиационную защиту. Такая защита должна обеспечивать радиационную безопасность сотрудников данного медицинского учреждения, как относящихся, так и не относящихся к категории «персонал», а также к лицам, находящимся на территории клиники.

Расчет стационарной радиационной защиты – это решение физической задачи. При расчете учитывается вид излучения (фотоны, нейтроны), мощность дозы излучения и его энергия, архитектурные особенности помещения, требования к допустимому уровню радиационного фона в смежных помещениях и на территории.

Расчет проводится, как правило, на стадии проектирования помещения для АДЛТ. В результате расчетов долж-

138

ны быть выработаны рекомендации по выбору защитных материалов, используемых для изготовления стационарной радиационной защиты; определены требования к защитным свойствам этих материалов, т. е. толщины стен и материалы для их изготовления, перекрытий пола и потолка, дверей, оконных проемов и др.

Какие проблемы возникают при расчете стационарной радиационной защиты помещений для установки гамма-аппаратов для дистанционного облучения и медицинских ускорителей?

Чтобы подчеркнуть их сложность, приведем такой пример. В расчетную точку, расположенную на входной двери лабиринта, приходит фотонное и нейтронное излучение, проходящее сквозь защиту радиационной головки и стенку лабиринта, а также рассеянное фотонное и нейтронное излучение (в результате одного или нескольких отражений) от стен, пола и потолка процедурного помещения.

И если процесс расчета стационарной защиты от прямых пучков излучения достаточно прост, то расчет защиты от рассеянного фотонного (а для ускорителей и нейтронного) излучения оказывается сложной проблемой.

Во-первых, достаточно трудоемок сам процесс расчета величины мощности эквивалентной дозы рассеянного фотонного (и нейтронного) излучения в расчетных точках. Рассчитать точно суммарную мощность эквивалентной дозы двух видов излучений различных энергий, приходящих в расчетную точку после нескольких от ражений от всех стен, пола и потолка помещения, практически невозможно.

В справочнике В. П. Машковича «Защита от ионизирующих излучений» [121] изложена методика расчета мощности дозы пучка фотонов после одного или нескольких отражений в процедурном помещении и лабиринте. Эта методика позволяет приближенно рассчитать энергию рассеянного фотонного излучения в расчетной точке, что является очень важным при определении толщины защитного материала.

139

К трудностям можно отнести выбор наиболее опасных траекторий пучков фотонного излучении и выбор оптимального количества (и размеров) площадок отражения; учет рассеянного излучения от пола и потолка процедурного помещения. На точность расчетов влияет также отличие реальной поглощающей способности защитных материалов радиационной головки аппарата (гамма-аппарата или ускорителя) от той, которая используется при расчетах.

Невозможно найти рекомендации по определению требуемой толщины защиты, если в расчетную точку приходят пучки рассеянного фотонного излучения разной энергии и разной мощности.

В пучках фотонного излучения с энергией более 10 МэВ появляется составляющая нейтронного излучения. И чем больше энергия фотонного излучения, тем больше составляющая нейтронного излучения. Проблемой в данном случае является определение эквивалентной дозы нейтронного излучения в расчетных точках. В расчетные точки может приходить прямое и рассеянное нейтронное излучение с энергиями в широком диапазоне (0,01–10 МэВ). Коэф фициент качества нейтронного излучения, который используется для перехода от поглощенной мощности дозы к эквивалентной, изменяется при этом от 3 до 20. Ошибка в определении энергии нейтронного излучения может привести к значительной неопределенности в оценке эквивалентной дозы нейтронов. Особенно трудно определить энергетический спектр нейтронов, прошедших через защитные стены, а также рассеянного нейтронного излучения, приходящего на дверь в лабиринте процедурного помещения, как путем прямых измерений, так и расчетным путем. В упоминаемом справочнике [121] приведена упрощенная формула расчета дозового альбедо для нейтронного излучения, что позволяет определять оценочное значение величины мощности дозы отраженного пучка нейтронного излучения. К сожалению, формула расчета величины энергии прямого (прошедшего сквозь защиту) и отраженного нейтронного излу-

140

<<< < Предыдущая 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 1314 / 2214 15 16 17 18 19 20 21 22 > Следующая >>>

Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]