Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Радиационная защита в лучевой терапии
.pdf
чения отсутствует. Можно, конечно, для оценки величины
эквивалентной мощности дозы использовать максимальное
значение коэффициента качества нейтронного излучения,
равное 20, но это может привести к получению в расчетах
неоправданно большой толщины защитных стен и защитного слоя для двери.
По нашему мнению, некоторые современные методики
облучения (IMRT, VMAT, SRS, SRT) позволяют получать
требуемые дозовые распределения в теле пациента для глубоко расположенных опухолей пучками фотонного излучения с уменьшенной энергией (менее 15 МВ). Выход нейтронов при сниженной энергии фотонов уменьшается, что
позволяет уменьшить неучитываемую дозу облучения пациентов нейтронами. Уменьшается также уровень радиационного фона нейтронного излучения в помещениях, смежных с процедурным помещением ускорителя.
При прохождении фотонов с энергией более 10 МВ через выходные устройства ускорителей происходит активация
элементов конструкции, а также воздуха. После выключения пучка фотонов персонал должен заходить в процедурное помещение для замены пациентов и может получить
при этом дополнительное облучение. Поэтому при высоких
дозах, получаемых пациентами, иногда приходится вводить запретный период на вход в бункер до момента снижения в нем радиационного фона ниже предельно допустимого значения 24 мкЗв/ч.
Следует отметить проблему, связанную с вентиляцией
в процедурных помещениях радиотерапевтических аппаратов. По существующим строительным нормам и правилам
вентиляция в помещениях гамма-терапевтических аппаратов составляет четырехкратный обмен воздуха по притоку
и пятикратный обмен по вытяжке. В процедурных помещениях ускорителей требуется десятикратный обмен воздуха.
Это относится и к ускорителям на одну энергию 6 МВ
и ниже. Однако эти ускорители имеют практически такие же
характеристики излучения, что и современные гамма-аппа-
141
раты (мощность доы в изоцентре составляет 4–5 Гр/мин
и близкие эффективные энергии излучения). Здесь возникает противоречие в требованиях по вентиляции процедурных помещений. По нашему мнению, малые ускорители
могут иметь такие же условия обмена воздуха, какие имеют
гамма-терапевтические аппараты.
Требует обсуждения проблема оценки величины допустимой мощности дозы на внешней поверхности стены
процедурного помещения (улица). В нормативном документе Российской Федерации эта величина равна 2,4 мкЗв/ч
[5]. Величина проектной мощности дозы соответственно
равна 1,2 мкЗв/ч. Для получения предельно допустимой
дозы в 1 мЗв за год потребуется приблизительно 417 ч облучения. Для получения этого значения при двухсменной
работе АДЛТ был взят коэффициент использования пучка излучения, равный 1/8 (3400 ч × 1/8 = 417 ч). Конечно,
и ДМД = 2,4 мкЗв/ч можно считать сильно заниженной, так
как невозможно объяснить нахождение одного и того же
человека у стены процедурного помещения на протяжении 417 ч.
В нормативном документе Республики Беларусь дается
проектное значение допустимой мощности дозы, равное
0,06 мкЗв/ч для 8800 ч облучения [2, 7]. Имеется примечание, что при изменении времени облучения соответственно
изменится (увеличится) допустимая мощность дозы. К сожалению, принципы определения времени облучения в документе не приводятся.
В нормативных документах Республики Беларусь и Российской Федерации отсутствуют четкие требования к защитным свойствам потолочных перекрытий процедурных
помещений для АДЛТ, если над ними нет других помещений. Очевидно, что если вблизи процедурного помещения
для АДЛТ расположены высотные здания, то потолочное
перекрытие должно обеспечить требуемую радиационную
защиту этих зданий. А если рядом высотных зданий нет?
Достаточно ли железобетонного перекрытия стандартной
142
толщины (22 см) с кровельным покрытием? Естественно,
в этом случае выход на крышу процедурного помещения во
время работы АДЛТ должен быть запрещен. Но может ли
быть обеспечена 100%-ная гарантия от несанкционированного проникновения на крышу здания? Авторы считают,
что целесообразно было бы установить в нормативных документах значения минимальных толщин потолочных перекрытий для различных энергий фотонного излучения.
Серьезная проблема существует в различных принципах расчета толщины защитных стен и потолков процедурных помещений в международных и национальных нормативных документах стран СНГ.
Имеется два подхода.
Первый подход, основанный на действующих нормативных документах Республики Беларусь [7, 9] и Российской
Федерации [122], предполагает (рекомендует) определение
требуемой толщины материала стационарной защиты по
допустимой проектной мощности эквивалентной дозы в расчетной точке с учетом энергии фотонов и нейтронов. Напомним, что в помещениях постоянного пребывания персонала действующая максимальная мощность эквивалентной
дозы составляет 12 мкЗв/ч.
Жесткая регламентация значений проектных мощностей доз в помещениях, смежных с процедурным помещением для аппарата лучевой терапии, «облегчает жизнь» как
специалистам, проводящим расчет стационарной радиационной защиты, так и представителям контролирующих учреждений Санэпиднадзора и Атомнадзора.
Второй подход, который рекомендуется международными организациями, с одной стороны, требует учитывать
реальные (установившиеся на практике) дозовые нагрузки
на персонал, работающий на аппаратах лучевой терапии,
но с другой стороны, предполагает ряд спорных, по нашему мнению, допущений, касающихся контроля по дозе.
В качестве примера проведем расчет допустимой мощности дозы (ДМД) для комнаты управления ускорителем.
143
ДМД определ яе тся по формуле: ДМД = Д
Для персонала Д
Т
облучения
равно времени генерации излучения.
годовая
= 20 мЗв.
годовая
: Т
облучения
Время генерации излучения зависит от количества пролеченных пациентов в смену и методик облучения (что связано с количеством переукладок пациента в процессе сеанса высокотехнологичного облучения).
Проведенные нами измерения показывают, что Т
облучени я
составляет не более 0,2 от длительности рабочего времени
при непрерывном потоке пациентов. Это значение времени
облучения хорошо согласуется с данными из зарубежных
источников. Так, согласно докладу NCRP 49 предлагается
при расчете лучевой нагрузки для линейных ускорителей
использовать нагрузку на аппарат от пролеченных за 8 ч
в день 50 пациентов [123]. Рекомендуемая лучевая нагрузка
для обычных многопольных методик равна 1000 Гр/неделю. Такую же нагрузку рекомендует МАГАТЭ [124].
В один день лучевая нагрузка на аппарат будет составлять 200 Гр, в час – 28,6 Гр (при 7-часовом рабочем дне).
При стандартной (обычно используемой) мощности до зы
3 Гр/мин время генерации дозы в 28,6 Гр составит 9,52 мин.
Это время генерации относительно одного часа составляет 0,16.
Если сотрудник категории «персонал» находится в комнате управления все рабочее время, то время облучения за
год составит 272 ч (1700 ч × 0,16 = 272 ч).
Допустимое значение мощности дозы в комнате управления будет равно: ДМД = 20 000 мкЗв : 272 ч = 73,5 мкЗв/ч.
Значение проектной мощности дозы 36,8 мкЗв/ч. (Сравните с установленной нашими документами величиной
6 мкЗв/ч!)
При таком подходе требуемая толщина радиационной
защиты из бетона от фотонного излучения с энергией 18 МэВ
и мощностью поглощенной дозы в пучке на расстоянии 1 м
от мишени 3 Гр/мин для расчетной точки, находящейся на
.
144
расстоянии 6,5 м от источника излучения (от мишени ускорителя), будет составлять 220 см.
Для справки: рекомендации одной из фирм по проектированию процедурных помещений для одного из ускорителей Беларуси дают толщину защиты из бетона 237 см.
Согласно нормативным документам Республики Беларусь
и Российской Федерации требуемая толщина защиты для
этого случая будет составлять 250 см бетона.
И это еще не все. Исходя из рекомендаций доклада
NCRP № 49, при расчете радиационной защиты следует
учитывать коэффициент использования (U), который характеризует время направления пучка излучения в рассчитываемую точку защиты.
При многопольной методике облучения все направления пучка излучения можно считать равновероятными.
Для этого случая, согласно NCRP № 1 [125], значение U = 0,25.
Следовательно, допустимая мощность дозы станет равной
294 мкЗв/ч (проектная мощность дозы – 147 мкЗв/ч).
При этом предельная годовая дозовая нагрузка на
персонал в 20 мЗв не будет превышена!
Такая разница в подходах к расчету защиты толщины
защитных стен требует комментариев. В такой ситуации,
по нашему мнению, следует обратить внимание на три момента:
1. Какова будет реакция контролирующей организации,
если измеряемая ею мощность дозы в комнате управления
будет «плавать» в диапазоне от 0 до более, чем 200 мкЗв/ч?
Как оценивать качество изготовления защитных стен? Как
выдавать санитарный паспорт на кабинет?
2. Какова будет реакция персонала? Десятки лет считалось, что допустимая мощность дозы в комнатах управления не должна была превышать 12 мкЗв/ч, а теперь, оказывается, может доходить до 200 мкЗв/ч и более?
3. В РНПЦ онкологии и медицинской радиологии
им. Н. Н. Александрова имеется большой статистический
материал о получаемых дозовых нагрузках персоналом, обслуживающим медицинские ускорители.
145
На основании этих данных за последние 5 лет средняя
дозовая нагрузка на сотрудника категории «персонал» (врача, сестры, инженера и техника) за год составляет около
2 мЗв. Максимальные значения достигали 2,3–2,5 мЗв за
1700 ч работы. Но действительное время облучения также
составляют долю 0,16 к общему нормативному времени,
т. е. 272 ч.
Естественно, при новых значениях допустимой мощности дозы (и проектных значениях мощности дозы) на рабочих местах, о которых говорилось выше, годовые дозовые
нагрузки на персонал возрастут и приблизятся к 20 мЗв.
Хорошо это или плохо?
Достоверно известно, что стационарная радиационная
защита, при расчете которой использовалась проектная
мощность дозы 6 мкЗв/ч, и действующее значение 12 мкЗв/ч
не допускают аномального роста заболеваемости сотрудников категории «персонал».
Какие будут последствия в долгосрочной перспективе,
если проектные мощности доз увеличить более чем в 20 раз,
предсказать трудно.
Возникает вопрос: целесообразно ли изменять существующие в наших странах нормативы допустимой мощности дозы в помещениях постоянного пребывания персонала
и заменять их в основных и отраслевых нормативных документах на международные дозовые?
Мы считаем, что нет! Что мы получаем взамен?
Некоторое уменьшение толщины защитных стен (на
20–30 см) и увеличение лучевой нагрузки на персонал, приближающейся к 20 мЗв/год. Экономию бетона при изготовлении защитных стен при общей их толщине, превышающей 2,5 м, можно считать незначительной. Более жесткий
радиационный контроль в наших странах следует считать
более щадящим и уменьшающим в 7–10 раз вероятность
возникновения стохастических эффектов облучения у персонала в будущем по сравнению с существующей международной практикой.
146
Требует, по нашему мнению, обсуждения и вопрос об
обеспечении требуемой радиационной защиты при использовании методик облучения малых мишеней узкими пучками фотонного излучения повышенной мощности (до
24 Гр/мин). Такой метод реализуется на фотонных пучках
с энергией 6 и 10 МВ без использования выравнивающих
фильтров. Расчеты показывают, что если защитные свойства стен (или потолочных перекрытий) обеспечивают требуемую защиту от стандартных полей фотонного излучения с энергией 18 МВ и мощностью дозы 6 Гр/мин, то стены и перекрытия обеспечат и требуемую радиационную
защиту от пучков фотонного излучения с энергией 6 МВ,
полями облучения до 5 см и мощностью дозы 24 Гр/мин.
Глава 11
АВАРИЙНОЕ ОБЛУЧЕНИЕ
В ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ
В лучевой терапии проблема предупреждения и ликвидации аварий и аварийных ситуаций имеет особое значение, поскольку мы имеем дело с очень высокими дозами,
в сотни раз превышающими дозы при диагностических исследованиях, причем облучается не только опухоль, но
и нормальные ткани, ее окружающие.
При рассмотрении этого раздела мы сначала ознакомимся с рекомендациями и стандартами в этой области международных организаций, а затем на конкретных примерах
рассмотрим возможные радиационные аварии и аварийные
ситуации в отдельных видах медицинского облучения.
Новый основной стандарт безопасности МАГАТЭ коротко рассматривает этот вопрос [6]. Ему посвящены статьи (3.178–3.180) в третьем разделе. По требованию стандарта пользователи источников ионизирующих излучений
и их контролеры должны немедленно исследовать причину
возникновения непреднамеренного или аварийного облучения в следующих случаях:
а) любого курса лечения, проведенного либо не для того
пациента, либо не для той ткани пациента, либо с использованием не того радиофармацевтического препарата, либо
с применением активности, дозы или фракционирования
дозы, существенно отличающихся (в сторону занижения
или завышения) от величин, предписанных врачом-радиологом или способных привести к чрезмерно тяжелым побочным эффектам;
б) любой диагностической радиологической процедуры
или визуально контролируемой интервенционной процеду-
148
ры, при осуществлении которой облучению подвергается
не тот пациент или не та ткань пациента;
в) любого облучения для диагностических целей, суще-
ственно превышающего назначенное облучение;
г) любого облучения в результате проведения визуально контролируемой интервенционной процедуры, существенно превышающего назначенное облучение;
д) любого случайного облучения зародыша или плода
при проведении радиологической процедуры;
е) любого отказа медицинского радиологического оборудования, отказа в программном обеспечении или системного отказа либо аварии, ошибки, неполадки или другого
нештатного события, которые потенциально могут приводить к медицинскому облучению пациента, существенно
отличающемуся от назначенного облучения (статья 3.179).
Зарегистрированные лица и лицензиаты при проведении, как это требуется пунктом 3.179, любого расследования случая непреднамеренного или аварийного медицинского облучения:
а) рассчитывают или оценивают полученные дозы и их
распределение по телу пациента;
б) указывают корректирующие меры, необходимые для
предотвращения повторения такого непреднамеренного или
случайного медицинского облучения;
в) принимают все корректирующие меры, за осуществление которых они несут ответственность;
г) составляют как можно скорее после проведения расследования или в ином порядке, согласно требованию регулирующего органа, письменный отчет, в котором указывается причина возникновения непреднамеренного или
случайного медицинского облучения и содержится соответствующая информация, указанная в изложенных выше
подпунктах a)–в), а также любая другая информация, требуемая регулирующим органом, и сохраняют этот отчет;
и в случае значительного непреднамеренного или аварийного медицинского облучения или в ином случае, как этого
149
требует регулирующий орган, в кратчайшие возможные
сроки направляют данный письменный отчет регулирующему органу и в надлежащих случаях соответствующему
органу здравоохранения;
д) обеспечивают, чтобы соответствующий врач-радио лог
информировал направляющего врача и пациента или законного и уполномоченного представителя пациента о непреднамеренном или случайном медицинском облучении.
Предотвращение непреднамеренного или аварийного облучения является необходимым элементом работы отделения или кабинета лучевой терапии. Современные нормативные документы, такие как Санитарные правила обращения
с источниками ионизирующего излучения, отраслевые стандарты безопасности, международный стандарт безопасности
и другие рекомендации МАГАТЭ требуют, чтобы возможные аварии и аварийные ситуации были предусмотрены
в служебной документации пользователя, чтобы был составлен прогноз развития возможной аварии и ее последствий,
а также разработаны инструкции по ее ликвидации [6, 13].
Необходимо всегда знать и помнить, что:
1) результат лучевой терапии главным образом зависит
от правильной и качественной работы персонала;
2) лучевая терапия включает в себя большое количество
действий персонала, начиная от ее назначения пациенту до
подведения к нему необходимых доз;
3) взаимодействие и связь между специалистами разных профессий, участвующих в процессе лучевой терапии
многогранна и разнообразна;
4) применение самого современного оборудования перемежается с большой ручной работой.
Неудивительно, что большинство аварий происходит
вследствие:
а) человеческих ошибок, возникающих на любой стадии технологического процесса (особенно суровые и затрагивающие многих пациентов ошибки возникают в процессе
калибровки пучков и радионуклидов);
150
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]