Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Радиационная защита в лучевой терапии
.pdf
пускать ионизирующее излучение, на которое распространяется действие существующих норм и правил.
Источник радионуклидный закрытый – источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан.
Источник радионуклидный открытый – источник излу-
чения, при использовании которого возможно поступление
содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду.
Кабинет дистанционной гамма-терапии – кабинет лучевой терапии, предназначенный для проведения гамма-терапии на дистанционных радионуклидных аппаратах.
Кабинет контактной аппаратурной лучевой терапии –
кабинет лучевой терапии, предназначенный для проведения контактной лучевой терапии на аппаратах.
Кабинет лучевой терапии – совокупность взаимосвязанных помещений и оборудования, предназначенных для
реализации технологического процесса лечения больных
с применением ионизирующего излучения.
Кабинет лучевой терапии открытыми источниками
излучения – кабинет лучевой терапии, предназначенный для
проведения контактной терапии путем введения в полости
или ткани больного открытых источников излучения.
Кабинет мегавольтной терапии – кабинет лучевой терапии, предназначенный для проведения терапии тормозным излучением и электронами высоких энергий на медицинских ускорителях электронов.
Кабинет планирования лучевой терапии – совокупность
помещений и оборудования, предназначенных для получе-
ния топографической информации, расчета распределений
дозы и подготовки планов лучевой терапии.
Кабинет рентгенотерапии – кабинет лучевой терапии,
предназначенный для проведения лучевой терапии на рентгенотерапевтических аппаратах.
Контроль качества – система организационных мероприятий, технических средств и технологических процедур
11
для количественного определения, мониторинга и поддержания на оптимальных уровнях рабочих характеристик
диагностической и терапевтической аппаратуры, а также
режимов диагностических исследований и терапевтического лечения.
Контроль радиационный – получение информации о ра-
диационной обстановке в организации, в окружающей среде и об уровнях облучения людей (включает дозиметрический и радиометрический контроль).
Лицензия – разрешение на конкретный вид деятельности, выдаваемое регулирующими органами на основе оценки ее полезности и безопасности, сопровождаемое предписаниями и условиями, которые должны выполняться юридическим лицом, получившим лицензию.
Место рабочее – место постоянного или временного
пребывания персонала для выполнения производственных
функций в условиях воздействия ионизирующего излучения в течение более половины рабочего времени или двух
часов непрерывно.
Мощность дозы – доза излучения за единицу времени
(секунду, минуту, час).
Население – все лица, включая персонал вне работы
с источниками ионизирующего излучения.
Облучение – воздействие на человека ионизирующего
излучения.
Облучение аварийное – облучение в результате радиационной аварии.
Облучение медицинское – облучение пациентов при медицинском обследовании или лечении.
Облучение производственное – облучение работников
от всех техногенных и природных источников ионизирующего излучения в процессе производственной деятельности.
Облучение профессиональное – облучение персонала
в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.
1 2
Облучение техногенное – облучение от техногенных источников как в нормальных, так и в аварийных условиях, за
исключением медицинского облучения пациентов.
Объект радиационный – организация, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.
Органы государственного надзора за радиационной безопасностью – органы, которые уполномочены правитель-
ством страны или его субъектами осуществлять надзор за
радиационной безопасностью.
Отделение лучевой терапии – совокупность двух или
более кабинетов лучевой терапии и общих для них помещений, обеспечивающих лечебную работу персонала.
Паспорт санитарный – документ, разрешающий организации в течение установленного времени проводить регламентированные работы с источниками ионизирующего
излучения в конкретных помещениях, вне помещений или
на транспортных средствах.
Персонал – лица, работающие с техногенными источниками излучения или находящиеся по условиям работы
в сфере их воздействия (группа А и в некоторых странах
группы А и Б).
Предел дозы (ПД) – 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 при этом на приемлемом уровне.
Работа с источником ионизирующего излучения – все
виды обращения с источником излучения на рабочем месте, включая радиационный контроль.
Работа с радиоактивными веществами – все виды обращения с радиоактивными веществами на рабочем месте,
включая радиационный контроль.
Риск радиационный – вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта
в результате облучения.
1 3
Средство индивидуальной защиты – средство защиты
персонала от внешнего облучения, поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.
Уровень контрольный – значение контролируемой вели-
чины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения
и т. п., устанавливаемое для оперативного радиационного
контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Устройство (источник), генерирующее ионизирующее
излучение, – электрофизическое устройство (рентгеновский
аппарат, ускоритель, генератор и т. п.), в котором ионизирующее излучение возникает за счет изменения скорости заряженных частиц, их аннигиляции или ядерных реакций.
Эффекты излучения детерминированные – клинически
выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные
ионизирующим излучением, в отношении которых предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше – тяжесть эффекта зависит от дозы.
Эффекты излучения стохастические – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением,
не имеющие дозового порога возникновения, вероятность
возникновения которых пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит от дозы.
Глава 2
de
,
dN
Adt=
РАДИАЦИОННЫЕ ВЕЛИЧИНЫ И ИХ ЕДИНИЦЫ
Дозиметрические величины являются основной количественной мерой воздействия ионизирующего излучения на
человека при любых видах его облучения, в том числе лучевой терапии злокачественных опухолей.
Основной дозиметрической величиной, применяемой
для оценки возможных биологических последствий медицинского облучения, является поглощенная доза.
Доза поглощенная (D) – величина энергии ионизирую-
щего излучения, переданная веществу:
de
Ddm=
,
где
лучением веществу, находящемуся в элементарном объеме;
dm – масса вещества в этом объеме.
ному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого
объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется
в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), и имеет название «грей» (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная
единица «рад» равна 0,01 Гр.
количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени:
где dN – ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из данного энергетического состояния, происходящих
– средняя энергия, переданная ионизирующим из-
Энергия может быть усреднена по любому определен-
Активность (А) – мера радиоактивности какого-либо
1 5
за промежуток времени dt. Единица активности называется
,
,, RTRRT
DWH ⋅=
«беккерель» (Бк) и равна одному распаду в секунду.
Доза в органе или ткани (D
) – средняя поглощенная
T
доза в определенном органе или ткани человеческого тела:
1
D D dm
= ⋅
T
m
T
∫
,
где m
– масса органа или ткани, а D – поглощенная доза
T
в элементе массы dm.
Доза эквивалентная (H
) – поглощенная доза в органе
T,R
или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, WR:
где D
– средняя поглощенная доза в органе или ткани T,
T,R
а WR – 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.
Единица эквивалентной дозы называется «зиверт» (Зв).
При дозе 1 Зв и взвешивающем коэффициенте WR поглощенная энергия равна 1/WR Дж /к г.
Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы (WR) – используе-
мые в радиационной защите множители поглощенной дозы,
учитывающие относительную эффективность различных
видов излучения в индуцировании биологических эффектов (табл. 2.1).
Взвешивающие коэффициенты для нейтронов – вели-
чины, определяемые из рис. 2.1, приведенного в работе [11].
Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов
при расчете эффективной дозы (WT) – множители эквива-
лентной дозы в органах и тканях, используемые в радиационной защите для учета различной чувствительности раз-
1 6
Таблица 2.1. Взвешивающие коэффициенты
для отдельных видов излучения
Вид и энергия излучения
Фотоны любых энергий 1
Электроны и мюоны любых энергий 1
Протоны с энергией более 2 МэВ, кроме протонов отдачи 5
Альфачастицы, осколки деления, тяжелые ядра 20
П р и м е ч а н и е. Все значения относятся к излучению, падающему
на тело, а в случае внутреннего облучения – испускаемому при ядерном
превращении.
W
R
Рис. 2.1. Взвешивающий коэффициент излучения WR для нейтронов
в зависимости от их энергии
ных органов и тканей в возникновении стохастических эффектов облучения (табл. 2.2).
Доза эффективная (эквивалентная) годовая – сумма эф
фективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной
(эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.
17
Таблица 2.2. Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов
Орган или ткань тела
Костный мозг (красный), толстая кишка, легкие, желудок,
грудная железа, остальные ткани*
Гонады 0,08 0,08
Мочевой пузырь, пищевод, печень, щитовидная железа 0,04 0,16
Клетки костных поверхностей, головной мозг, слюнные
железы, кожа
Итого 1,00
* При расчетах следует учитывать, что «Остальные ткани» включают
надпочечники, экстраторакальный отдел органов дыхания, желчный пузырь, сердце, почки, лимфоузлы, мышцы, слизистую рта, поджелудочную
железу, простату, тонкий кишечник, селезенку, тимус и матку/шейку матки.
В тех исключительных случаях, когда один из перечисленных органов или
тканей получает эквивалентную дозу, превышающую самую большую
дозу, полученную любым из двенадцати органов или тканей, для которых
определены взвешивающие коэффициенты, следует приписать этому
органу или ткани взвешивающий коэффициент, равный 0,06, а оставшимся
органам или тканям из рубрики «Остальные ткани» приписать суммарный
коэффициент, равный 0,06.
Σ W
W
T
0,12 0,72
0,01 0,04
T
Единица годовой эффективной дозы – зиверт (Зв). В лучевой терапии не применяется при оценке лучевых нагрузок
на пациентов.
Керма – суммарная начальная кинетическая энергия заряженных частиц, образованных в единице массы облучаемой среды под действием косвенно ионизирующего излучения. Применительно к гамма- и рентгеновскому излучению
в условиях электронного равновесия керма совпадает с поглощенной дозой, если можно пренебречь потерей энергии
заряженных частиц (электронов и позитронов) на тормозное излучение. При этих условиях керма является энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. Измеряется
в греях. Является основной величиной при проведении абсолютных дозиметрических измерений в лучевой терапии.
1 8
Линейная тормозная способность – отношение энер-
гии, теряемой заряженной частицей на некотором пути
в веществе, к длине этого пути. Величина линейной тормозной способности является характеристикой вещества
и состоит из двух частей: одна связана с передачей веществу энергии падающими извне частицами, вторая – с вторичными процессами, происходящими в веществе и приводящими к появлению тормозного излучения.
Массовая тормозная способность – отношение линей-
ной тормозной способности к плотности данного вещества.
Мощность дозы – доза (поглощенная, эквивалентная) за
единицу времени (секунду, минуту, час).
Мощность кермы – керма за единицу времени (секунду,
минуту).
Период полураспада радионуклида, находящегося в опреде ленном энергетическом состоянии – время, в течение ко-
торого активность некоторого количества этого нуклида
уменьшается до половины своего значения в момент, условно принимаемый за начало отсчета времени. Период полураспада обратно пропорционален постоянной распада.
Плотность потока – поток частиц, падающих на сферу
с единичным поперечным сечением.
Поток частиц – число частиц, отнесенное к единице
времени.
Энергетическая гамма-постоянная – мощность погло-
щенной дозы (или мощность кермы) гамма-излучения (аГр/с),
создаваемая точечным радионуклидным изотропным источником на расстоянии 1 м от него и отнесенная к 1 Бк.
Энергия излучения – энергия частиц (без учета энергии
покоя), испущенная, преобразованная или поглощенная, измеряется в вольтах для фотонов и в электрон-вольтах для
корпускулярных частиц.
Глава 3
ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ И ТРЕБОВАНИЯ
К РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ
В ЛУЧЕВОЙ ТЕРАПИИ
Основные принципы и требования к радиационной защите в лучевой терапии входят составной частью и со своей спецификой в требования к радиационной защите в медицинском облучении вообще. Кроме того, следует проводить различие между радиационной защитой персонала,
занятого на работах в лучевой терапии, и защитой облучаемых пациентов. Но если к защите персонала можно
применить такие же требования, как и в других отраслях
человеческой деятельности, то в отношении пациентов,
подвергающихся лучевому лечению, радиационная защита отличается принципиально от защиты пациентов при
диагностическом облучении.
Прежде чем рассматривать проблемы защиты в лучевой
терапии, познакомимся с новыми международными стандартами и рекомендациями, а также национальными нормативными документами, появившимися в последнее время.
Среди них следует обратить внимание на Рекомендации
Международной комиссии по радиологической защите
МКРЗ № 103, вышедшие в 2007 г., в которых подытожены
последние научные данные по всем аспектам радиационной защиты персонала и населения мира при любых видах
облучения [11]. Раздел 7 рекомендаций посвящен радиационной защите пациентов при медицинском облучении.
В него включены следующие подразделы:
7.1. Обоснование медицинских процедур.
7.1.1. Обоснование определенной радиологической про-
цедуры (уровень 2).
2 0
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]