авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 |

«Министерство образования и науки Российской Федерации Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ" В.Н. Беляев, В.А. Климанов ...»

-- [ Страница 5 ] --

9. Как определяется S-фактор?

10. Опишите схему дозиметрического планирования радионук лидной терапии.

11. Для каких заболеваний применяется радионуклидная тера пия?

12. Для чего применяется введение пациенту диагностической актовности?

13. Что собой представляют и как определяются p и np?

14. В каких случаях в РНТ целесообразно использовать эмитте ры электронов Оже?

15. Какую примерно поглощенную дозу создает одна -частица B в ядре клетки размером 10 мкм?

16. Какой из р/н подходит для применения как для ПЭТ диагностики, так и для РНТ?

17. Что такое таргетная РНТ?

18. Почему РФП именно с 131I применяются для лечения щито видной железы?

19. За счет каких механизмов осуществляется "нацеливание" и направленная доставка р/н на опухолевые клетки?

20. Какие подходы существуют в настоящее время для расчета поглощенных доз в РНТ?

21. Охарактеризуйте наиболее существенные недостатки фор мализма MIRD.

22. Сформулируйте сущность метода точечного ядра.

23. Чем отличаются индивидуальные расчеты дозы для конкрет ного пациента от формализма MIRD?

24. Какие радиобиологические особенности имеются у РНТ?

24. Какие технические средства и детекторы можно использо вать в настоящее время для in-vivo дозиметрии?

25. Охарактеризуйте преимущества и недостатки РНТ по срав нению с другими технологиями лучевого лечения.

26. Какие нерешенные проблемы РНТ существуют в настоящее время?

Список литературы 1. Модников О.П., Новиков Г.А., Родионов В.В., /Костные метастазы рака молочной железы. М., 2001, С. 107 – 126,.

2. Pecher С., Univ. Caliform. Publ. Pharmacol., v. 11, p.117 – 1942.

3. Наркевич Б.Я., Костылев В.А. Радионуклидная терапия и ее физико-техническое обеспечение.// Медицинская Физика., 2004. Т.

22(2). С. 64 – 71.

4. Ваганов Н.В., Важенин А.В., Смирнов В.Б. Радионуклидная терапия в онкологии: клинические и ядерно-физические аспекты применения, тенденции развития.// Медицинская Физика, 2005. Т.

27. С. 41 – 57.

5. Flower M., Zweit J. Dosimetry of unsealed sources // In: Hand book radiotherapy physics. Theory and practice. Eds. P. Mayles, A. Na hum, J-C. Rosenwald. P. 1205 – 1210. Taylor & Francis Group. 2007.

6. Flower M., Zweit J., Atthey M. Radionuclide selection for un sealed source therapy // In: Handbook radiotherapy physics. Theory and practice. Eds. P. Mayles, A. Nahum, J-C. Rosenwald. P. 1211 – 1218.

Taylor & Francis Group. 2007.

7. Flower M., Zweit J. Radiopharmaceutical targeting for unsealed source therapy // In: Handbook radiotherapy physics. Theory and prac tice. Eds. P. Mayles, A. Nahum, J-C. Rosenwald. P. 1219 – 1233. Tay lor & Francis Group. 2007.

8. ICRU. Radionuclide transformations. Energy and intensity of emissions // ICRU Publication 38. Annals ICRP. P. 11– 13. 1983.

9. Adelstein S., Kassis A.I. Radiobiologic implications of the micro scopic distribution of energy from radionuclides // Nucl. Med. Biol.

1987. V. 14. P. 165 – 169.

10. Vaidyanathan G., Zalutsky M.R. Targeted therapy using alpha emitters // Phys. Med. Biol. 1996. V. 41. P. 1915 – 1931.

11. Radioimmunotherapy with alpha-emitting nuclides / M.R. Mc Devitt, G. Sgouras, R.D. Finn et al // Eur. J. Nucl. Med. 1998. V. 1341 – 1351.

12. Цыб А.Ф., Дроздовский Б.Я. Радионуклидная терапия: опыт, проблемы, песпективы.// Атомная стратегия, № 8, 2003.

13. Рабочая группа Совета по науке, технологиям и образованию при президенте Российской Федерации, “Концепция развития ядерной медицины и лучевой терапии на 2008 – 2015 г. (Аналити ческая справка). Часть 4. Радионуклидная терапия. М.: 2007. С. 4,.

14. Loevinger R., Budinger T.F., Watson E.E. MIRD primer for ab sorbed dose calculation / Society of Nuclear Medicine. 1991. New York 15. MIRD. Absorbed fraction for photon dosimetry // MIRD Pam phlet 5. Society of Nuclear Medicine. 1969. New York.

16. MIRD. Absorbed dose per unit cumulated activity for selected radionuclides and organ // MIRD Pamphlet 11. Society of Nuclear Med icine. 1975. New York.

17. NCRP. Protection in nuclear medicine and ultrasound diagnostic procedures in children // NCRP Report No. 73. !983. Washington.

18. RADAR, http://www.doseinfo-radar.com.

19. MIRD cellular S-values. Self-absorbed dose per cumulated activ ity for selected radionuclides and monoenergetic electron and alfa particle emitters incorporated into different cell compartment / S.

Goddu, R.W. Howell, L.G. Bouchet et al. // Society of Nuclear Medi cine. 1997. Reston, VA.

20. MIRD pamphlet number 17. The dosimetry of nonuniform activ ity distributions – Padionuclide S-values at voxel level / W.E. Bolch, L.G. Bouchet, J.S. Robertson et al. // J. Nucl. Med. 1999. V. 40. 11S – 36S.

21. Stabin M.G. MIRDOSE: Personal computer software for internal dose assessment in nuclear medicine // J. Nucl. Med. 1996. V. 37. P.

538 – 546.

22. Quantitative SPECT in radiation dosimetry / P.B. Zanzonico, R.E. Bigler, G. Sgouros // Semin. Nucl. Med. 1989. V. 19. P. 47 – 61.

23. Гусев Н.Г., Климанов В.А., Машкович В.П., Суворов А.П.

Защита от ионизирующих излучений. Том 1. Физические основы защиты от излучений // М.: 1989. Энергоатомиздат.

24. Simkin D.P., Makie T.R. EGS4 Monte-Carlo determination of the beat dose kernel in water // Med. Phys. V. 17. 1990. P. 179 –186.

25. Климанов В.А., Зо Мин У. Учет негомогенностей при трех мерном дозиметрическом планировании дистанционного и кон тактного терапевтического фотонного облучения // Медицинская физика. Т. 2(22), 2004. С. 26 – 36.

26. Application of MINERVA Monte Carlo simulations to targeted radionuclide therapy / M.A. Descalle, C.L. Hartman, H. Siantar et al // Cancer Biother. Radiopharm. V. 18. 2003. P. 71 – 79.

27. Campion C., Zanott-Fregonara P., Hindie E. CELLDOSE: a Monte Carlo code no assess electron dose distribution – S-value for 131I in sphere for various sizes // J. Nucl. Med. V. 49. 2008. P. 151 –157.

28. Treatment planning for 131I-mIBG radiotherapy of neural crest tumours using 124I-mIBG positron emission tomography / R.J. Ott, D.

Tait, M.A. Flower et al. // Br. J. Radiol. 1992. V. 65. P. 787 – 791.

29. Carlsson J. at al.Tumor therapy with radionuclides: assessment of progress and problems // Radiotherapy and Oncology. 2002. V. 66(2). P.

107 – 118.

30. Цыб А.Ф. Большое будущее и трудное сегодня. Ядерная медицина и радиофармацевтика // http:/intergamma.ru.

31. ICRP Publication 53. Radiation dose to patients from radiophar maceuticals // Oxford: Pergamon Press, 1988.

32. Boron marrow dosimetry and toxicity for radioimmunotherapy / J.A. Siegel, B.W. Wessels, E.E. Watson et al. // Antibody, Immunoconjutates, and Radiofarm. 1990. V. 3. P. 213 – 233.

33. Jonson T.K. MABDOS: A generalized program for internal radi onuclide dosimetry // Computer Methods Programs Biomed. 1988. V.

27. P. 159 – 167.

34. Dosimetry from organ to cellular dimensions / H.M. Thierens, M.A. Monsieurs, B. Brans et al. // Comp. Med. Imaging Graph. 2001.

V. 25. P. 187 – 193.

35. A dedicated package for I-131 SPECT quantification, registra tion, and patient specific dosimetry / M.J. Guy, G.D. Flux, P.

Papavasileion et al. // Cancer Biother. Radiopharm. 2003. V. 18. P. 61 – 70.

36. O’Donoghue J.A. Implications of nonuniform tumor doses for radioimmunotherapy // J. Nucl. Med. 1999. V. 40. P. 1337 – 1341.

37. Direct dose confirmation of quantitative autoradiogaphy with micro-TLD measurements for radioimmunotherapy / M.H. Griffith, E.D. Yorke, B.W. Wessels et al // J. Nucl. Med. 1988. V. 29. P. 1795 – 1809.

38. Mini-TL-dosimeters for in vivo measurements / S-E Strand, M.

Strandh, M. Ljungher et al // J. Nucl. Med. 1994. V. 35. P. 78.

39. Production of new thermoluminescent mini-dosimeters / S, Mar tin, A. Lisbona, J. Richard et al // Phys. Med. Biol. V. 45. 2000. P. – 494.

40. Preliminary evaluation of implantable MOSFET radiation dosim eters / A.S. Beddar, M. Salehpour, T.M. Briere et al // Phys. Med. Biol.

V. 50. 2005. P. 141 –149.

41. Optical degradation of CdSe/ZnS quantum dots upon gamma-ray irradiation / R.Z. Stodilka, J.L. Carson, K. Yu // J. Phys. Chem. C. V.

113. 2009. P. 451 – 459.

42. Pass B., Aldrich J.E. Dental enamel as an in vivo radiation do simeter // Med. Phys. V. 12. 1985. P. 305 –307.

43. EPR dosimetry of cortical bone and tooth enamel irradiated with x and gamma rays: study of energy dependence // Radiat Res. V. 138. P.

1 –8.

44. Weldon T.E., O’Donoghue J.A. The radiobiology of targeted ra diotherapy // Int. J. Radiat. Biol. 1990. V. 58. P. 1 – 21.

45. Климанов В.А. Радиобиологическое и дозиметрическое пла нирование лучевой и радионуклидной терапии. Часть 1// М.: Изд во НИЯУ МИФИ. 46. Effect of patient morphology on dosimetric calculations for in ternal irradiation as assessed by comparisons of Monte Carlo versus conventional methodologies / A. Divoli, S. Chiavassa, L. Ferrer et al // J. Nucl. Med. 2009. V. 50. P. 316 – 323.

Глава 6. Основы радиационной безопасности в ядерной медицине Очень скоро после открытия явления радиоактивности обнару жилось, что излучения, испускаемые при ядерных превращениях, оказывают биологическое действие на человека. Последующие эксперименты на животных показали, что ионизирующее излуче ние при определенных уровнях воздействия может губительно от ражаться на здоровье человека. Таким образом, перед учеными возникла очень важная проблема установления границ опасности радиационного фактора. Для решения этой задачи были предпри няты широкомасштабные исследования влияния радиации на жи вые объекты, отдельные органы и системы организмы человека.

Так начала создаваться новая прикладная область науки – радиаци онная безопасность (РБ). В задачи РБ входит:

• разработка критериев для оценки ионизирующего излучения как вредного фактора воздействия на отдельных людей, популяцию в целом и объекты окружающей среды;

• создание способов оценки, контроля и прогнозирования ра диационной обстановки;

• определение путей приведения радиационной обстановки в соответствии с выработанными критериями безопасности с помо щью комплекса технических, медико-санитарных и администра тивно-организационных мероприятий.

Определяющее влияние на развитие и становления этой облас ти науки оказало создание атомной промышленности. С течением времени ионизирующие излучения начали активно использоваться и в других отраслях промышленности, сельском хозяйстве и в ме дицине. Как результат, в медицине сформировалось несколько на правлений, в которых ионизирующие излучения стали основным средством диагностики и лечения различных заболеваний. К тако вым относятся ядерная медицина, лучевая терапия и лучевая диаг ностика. Так как в ядерной медицине используются в основном открытые радиоактивные источники и облучению подвергаются не только пациенты, но и персонал, и часть населения, то проблема обеспечения радиационной безопасности в этой области приобре тает особенно актуальный характер.

1. Концептуальные основы нормирования в радиационной безопасности В основе мероприятий по обеспечению РБ лежит нормирование уровней облучения, которое призвано минимизировать вредные последствия воздействия ионизирующих излучений на человека.

Рекомендации по нормированию облучения разрабатываются Ме ждународной комиссией по радиационной защите (МКРЗ). Первая такая рекомендация появилась в 30-х годах прошлого века. С тех пор рекомендуемые нормы несколько раз пересматривались. Рас смотрим в этом разделе некоторые концептуальные вопросы, имеющие важное значение для проблемы нормирования.

1.1. Концепция беспорогового действия радиации Действие ионизирующих излучений в определенных дозах мо жет вызвать неблагоприятные для здоровья эффекты, которые мо гут проявиться у облученного человека или у его потомства. В пер вом случае их называют соматическими, а во втором – генетиче скими. Если вредные воздействия радиации начинают наблюдаться с каких-то определенных значений дозы, то их называют нестохас тическими (детерминистскими) или пороговыми. Если же вероят ность проявления неблагоприятного эффекта существует при лю бых малых дозах излучения и возрастает с увеличением дозы, то такие проявления называют стохастическими или беспроговыми.

В настоящее время отсутствуют доказательства вредного воз действия на организм ионизирующих излучений в малых дозах, но в то же время нельзя полностью отрицать возникновение стохасти ческих канцерогенных эффектов или генетических повреждений.

Поэтому МКРЗ при нормировании облучения приняла гипотезу об отсутствии порога для стохастических эффектов облучения [1]. Это означает, что при любой дозе вероятность выхода отдаленных по следствий не равна нулю.

Концепция беспорогового действия радиации, по всей видимо сти, переоценивает вероятность последствий. Но учитывая еще недостаточность наших знаний о механизме воздействия радиации на живую материю, эта концепция является наиболее гуманной.

Для оценки выхода отдаленных последствий в области малых доз (менее 0,5 – 0,7 Гр), которые экспериментально пока не обнаруже ны, МКРЗ приняла допущение о линейной зависимости в этой об ласти между дозой и вероятностью их возникновения (рис. 6.1) Рис. 6.1. Типичная зависимость вероятности проявления соматико-стохастических последствий облучения от поглощенной дозы (кривая доза-эффект). Пунктирная часть кривой представляет линейную экстраполяцию данных в область малых доз 1.2. Концепция приемлемого риска Если исходить из гипотезы о беспороговом действии радиации, то любая доза излучения не безразлична для человека, т.е. ее жела тельно свести к минимуму. Таким образом, возникает дилемма. С одной стороны, необходимо до минимума свести уровень облуче ния, с другой стороны, должны быть обеспечены условия для ши рокого практического использования атомной энергии и источни ков ионизирующего излучения в различных отраслях народного хозяйства. Следовательно, при решении этой дилеммы необходимо определить, какой выход отдаленных последствий, обусловленных облучением, т.е. какой риск является приемлемым и оправданным в настоящее время для общества с учетом тех социальных и эконо мических выгод, которые можно ожидать от использования новых технологий.

В настоящее время, как отмечается в работе [2], еще не вырабо таны обобщающие социально-экономические критерии, позво ляющие в количественном отношении соотнести вред и пользу для общества при развитии той или иной технологии. Поэтому уровень причиняемого вреда или риск, связанный с определенной сферой производственной деятельности, основывается пока на стихийно устанавливаемых в обществе критериях приемлемого риска для данной технологии на данном этапе развития общества и базирую щихся в какой-то мере на сравнении с масштабом риска в жизни современного человека, обусловленного факторами естественной среды обитания.

Концепция беспорогового действия радиации позволяет сравни вать различные технологии с позиции безопасности и приемлемо сти для общества. В работе [3] предлагается следующий критерий приемлемости риска: "Риск, вносимый применением новой техни ки, может считаться социально приемлемым, если одним из конеч ных полезных эффектов использования новой техники будет сни жение суммарного риска, которому подвергаются люди". В про тивном случае следует либо отказываться от такой техники, либо принимать дополнительные меры безопасности. При этом следует оценивать, насколько такие дополнительные меры социально и экономически оправданы, учитывая общую выгоду, которую даст обществу новая техника или технология [1].

Для определения уровня приемлемого риска в различных сфе рах деятельности ограничимся риском смертельных исходов. За количественную меру индивидуального риска обычно принимают средний риск смерти на одного человека в год. Средний риск смер ти в различных отраслях промышленности изменяется от R = 10- (особо опасные отрасли) до R = 10-5 – 10-6 (безопасные отрасли).

Риск, усредненный по всем отраслям промышленности, составляет 6·10-4 человека в год, и практически не изменился за последние не сколько десятилетий. Таким образом, его можно считать социаль но приемлемым.

Приведенное выше среднее значение соответствует риску смер ти от болезней в возрасте до 30 лет, т.е. когда он минимален. Риск смерти, обусловленный внутренней средой обитания, т.е. в резуль тате различного рода заболеваний для всех возрастных групп, ра вен 2·10-2. Ведущим является риск смерти от злокачественных но вообразований, который составляет 2·10-3. По современным оцен кам уровень риска возникновения радиационного поражения чело века при принятых в настоящее время допустимых уровнях воздей ствия ионизирующего излучения намного меньше риска от факто ров нерадиационной природы. Вероятность сокращения продолжи тельности жизни на каждые 10 мЗв эквивалентной дозы принима ется равной 10-4 средней продолжительности жизни. Если продол жительность жизни взять равной 70 лет, то это сокращение соста вит 3 суток на 10 мЗв или 1 год/Зв.

Признание концепции беспороговости для некоторых отдален ных последствий принципиально меняет подходы к оценке вреда для отдельного человека и общества в целом от воздействия иони зирующего излучения. Другими словами, риск отдаленных послед ствий можно только уменьшить, но его невозможно предотвратить полностью. Следовательно, нельзя рассматривать предельно до пустимую дозу как некий уровень, ниже которого отсутствуют вредные радиационные эффекты.

В целях обоснования критерия приемлемого риска МКРЗ сфор мулировала так называемый принцип ALARA, согласно которому облучение следует поддерживать на таком низком уровне, который можно разумно достигнуть с учетом экономических и социальных факторов.

1.3. Фоновое облучение Другим важнейшим фактором, влияющим на нормирование уровней радиации, является фоновое облучение человека. Где бы человек не находился он всегда подвержен воздействию радиации, которая является неотъемлемым фактором обитания на Земле. Все источники радиации принято разделять на три группы [2]:

природные, которые существуют с момента образования планеты. К ним относятся космическое излучение и естественно радиоактивные нуклиды, содержащиеся в земной коре и объектах окружающей среды;

техногенные, которые образуются вследствие локального изменения распределения естественных источников радиации, что приводит к изменению уровня радиационного воздействия в от дельных регионах или при определенных условиях жизнедеятель ности;

антропогенные, т.е. создаваемые человеком. Это рентгенов ские аппараты, ускорители, ядерные реакторы, искусственно полу ченные радионуклиды.

Эффективная доза, обусловленная источниками первой группы, состоит из трех основных и примерно равных компонентов. Кос мическое излучение создает на уровне моря эффективную дозу, равную 0,32 мЗв в год [2]. Годовая эффективная доза внешнего об лучения, обусловленная гамма-излучением естественных радио нуклидов, составляет в среднем 0,35 мЗв [2]. Мощность эффектив ной дозы от природных источников на территории России, изме ренная на открытой местности, находится в пределах 0,05 – 0, мкЗв/ч [2]. Основными естественными радионуклидами, создаю щими дозу внутреннего облучения, является калий-40, а также ра дий и продукты его распада. Эффективная доза внутреннего облу чения, формируемая естественными радионуклидами, составляет 0,33 мЗв в год [2].

Таким образом, эффективная доза внешнего и внутреннего об лучения людей, обусловленная собственно естественными источ никами радиации, составляет 1 мЗв в год для регионов с нормаль ным радиационным фоном, где проживает примерно 95 % населе ния Земли [2].

Технологически измененный естественный радиационный фон формируется за счет локального изменения распределения природ ных источников радиации и прежде всего за счет излучения естест венных радионуклидов, извлеченных из недр земли вместе с по лезными ископаемыми, или содержащихся в строительных мате риалах. Заметный вклад в эту составляющую дозы вносит сжигание нефти, угля и газа, так как содержащиеся в этих продуктах естест венные радионуклиды, рассеиваясь в атмосфере вместе с золой, становятся источником дополнительного облучения населения. В глобальных масштабах вклад этого компонента еще невелик и со ставляет 2 % от годовой эффективной дозы, обусловленной естест венным радиационным фоном [2].

Особо следует выделить весьма спорную проблему радона. До за, создаваемая излучением, испускаемым этим газом и продуктами его распада, очень сильно варьирует в зависимости от географиче ского положения местности и от образа жизни людей. Не углубля ясь в анализ этой сложной проблемы, приведем только средне взвешенную по земному шару эффективную дозу, обусловленную накоплением радона в помещениях. Она составляет 1,6 мЗт в год [2].

Третья группа фоновых источников радиации создается самим человеком. По мере расширения масштабов использования атом ной энергии число и мощность таких источников растет. Однако их вклад в лучевые нагрузки населения, благодаря принимаемым мерам защиты, пока еще невелик. Одно время опасения вызывали испытания ядерного оружия и связанное с этим выпадение радио нуклидов на поверхность земли. Но даже в период самых интен сивных испытаний доза от глобальных выпадений не превышала 0,6 – 0,7 мЗв в год. Сейчас же она совсем незначительна.

После Чернобыльской катастрофы пристальное внимание при влек такой антропогенный источник, как атомные электростанции.

Но опыт эксплуатации АЭС показывает, что при нормальной рабо те атомных реакторов, радиоактивные выбросы настолько малы, что даже вблизи АЭС практически невозможно обнаружить повы шенные, по сравнению с естественным фоном, уровни радиации [2]. Особым видом искусственного фонового облучения населения являются медицинские радиологические процедуры: рентгенодиаг ностика, ядерная медицина и лучевая терапия. Лучевая нагрузка здесь оправдана либо получением ценной для здоровья пациентов диагностической информации, либо лечебным воздействием. Кон кретные дозы медицинского облучения существенно зависят от типа проводимой радиологической процедуры. Наибольший вклад в дозу облучения дают рентгенологические обследования. Из года в год растет контингент обследуемых и число рентгенологических процедур, приходящихся на одного человека. В России в среднем на одного человека приходится 1 рентгенодиагностическая проце дура в год, и среднегодовая эффективная доза составляет 1,4 мЗв [4]. Это немного больше, чем в развитых странах.

Таким образом, подводя итоги, можно констатировать, что средняя для населения России годовая эффективная доза за счет всех источников фонового облучения составляет около 4,5 мЗв [4].

1.4. Принципы обеспечения радиационной безопасности Нормирование воздействия ионизирующих излучений является одним из важнейших в комплексе научно-обоснованных мероприя тий по обеспечению защиты человека, популяции в целом и объек тов окружающей среды от воздействия ионизирующих излучений в дозах, могущих привести к негативным последствиям. Как отмеча лось выше, в основе нормирования радиационного воздействия ле жит идеология ограничения дозы облучения человека, базирую щаяся на концепции приемлемого радиационного риска, и на дан ных по фоновому облучению человека. Таким образом, в основе обеспечения радиационной безопасности при практическом ис пользовании ядерно-технических установок, радиоактивных ве ществ и иных источников ионизирующих излучений находится приоритет здоровья человека. При этом считается, что если защи щен человек, то защищены и объекты окружающей среды.

Обеспечение радиационной безопасности базируется на сле дующих трех основных принципах [5]:

Принцип нормирования – непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников иони зирующих излучений.

Принцип обоснования – запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при ко торых полученная человеком и обществом польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естест венному радиационному фону облучению.

Принцип оптимизации – поддержание на возможно низком и достижимом уровне, с учетом экономических и социальных факто ров, индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения.

Комплекс мероприятий, направленных на снижение уровня об лучения при их практической реализации, имеет свою специфику при облучении в медицинских целях.

В целях реализации принципа обоснования вводится система обязательного лицензирования любой деятельности, связанной с возможным радиационным воздействием на людей.

Осуществление принципа оптимизации базируется на рацио нальном размещении ядерно-технических установок, автоматиза ции технологических процессов, оптимизации условий труда, вве дением контрольных уровней параметров радиационной обстанов ки.

2. Нормы радиационной безопасности Допустимые уровни облучения людей в виде основных преде лов доз при различных видах деятельности с использованием атом ной энергии регламентированы Законом РФ "О радиационной безопасности населения" [6] и "Нормами радиационной безопасно сти НРБ-99/2009" [5]. Приведенные в этих документах нормативы основаны на рекомендациях МКРЗ, изложенных в Публикациях и 61 [7].

Регламентируемые значения основных дозовых пределов не включают в себя дозы, обусловленные естественным и техноген ным радиационным фоном, а также дозы, получаемые пациентами при медицинских процедурах и лечении. На эти виды облучения устанавливаются отдельные ограничения.

Для нормальных условий эксплуатации источников излучения установлены две категории лиц:

персонал (группы А и Б);

к персоналу группы А относятся ли ца, которые непосредственно работают с источниками ионизи рующего излучения;

к персоналу группы Б относятся лица, кото рые в процессе производственной деятельности непосредственно не работают с такими источниками, но по размещению рабочих мест могут подвергаться радиационному воздействию;

все население, включая лиц из персонала, но находящиеся вне сферы воздействия источников ионизирующего излучения.

Для этих категорий устанавливаются три класса нормативов:

основные пределы доз (ПД), приводимые в табл. 6.1;

допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, единственного пути его поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основ ных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допусти мые среднегодовые объемные активности (ДОА) и среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.;

контрольные уровни (дозы, уровни активности, плотности по токов и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в орга низации уровень радиационной безопасности и обеспечивать усло вия, при которых радиационное воздействие будет ниже допусти мого.

Эффективная доза облучения персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (в среднем 50 лет) величину мЗв, а для населения за весь период жизни (70 лет) – 70 мЗв. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками ионизи рующего излучения, вводятся дополнительные ограничения в тече ние календарного года в целях уменьшения вероятности проявле ния генетических последствий. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с источниками ионизирующего излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

В НРБ регламентируется только годовой ПД, т. е. не накладыва ется ограничений на уровень облучения за рабочий день, неделю, квартал. Это значит, что разрешается и одноразовое облучение в дозе равной ПД. Такая регламентация позволяет более правильно организовать работы в радиационно опасных условиях, особенно при ремонтных работах, ликвидации последствий, связанных с на рушением технологического процесса.

3. Обеспечение радиационной безопасности в ядерной медицине Процедуры ядерной медицины с использованием радионукли дов проводятся только в тех медицинских учреждениях, которые имеют специализированные подразделения радионуклидной диаг ностики и терапии, оснащенные радиодиагностической аппарату рой, укомплектованные аттестованными кадрами и имеющие полу ченное в установленном порядке санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора на работу с открытыми ра дионуклидными источниками ионизирующих излучений.

Таблица 6.1.

Основные пределы доз для персонала и населения Нормируемые Пределы доз величины* Персонал (группа Население А)** Эффективная доза 20 мЗв в год в сред- 1 мЗв в год в среднем нем за любые последова- за любые последователь тельные 5 лет, но не бо- ные 5 лет, но не более лее 50 мЗв в год мЗв в год Эквивалентная до- 150 мЗв 15 мЗв за за год в хрусталике глаза*** В коже**** 500 мЗв 50 мЗв В кистях и стопах 500 мЗв 50 мЗв Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нор мируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя – 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облуче ние всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Рис. 6.2. Концепция принятия решение о медицинском облучении пациента В соответствии с НРБ-99 для обеспечения радиационной безо пасности персонала, населения и окружающей среды при нормаль ной работе подразделений ядерной медицины необходимо руково дствоваться основными принципами, сформулированными выше, а именно принципами нормирования, обоснования и оптимизации.

Эти принципы реализуются на основе фундаментальной концепции получения необходимой и полезной диагностической информации или выраженного терапевтического эффекта при минимально воз можных уровнях облучения пациента (рис. 6.2). Главные принци пы, требования и нормы по обеспечению защиты пациентов, пер сонала, населения и окружающей среды при проведении радиоди агностических процедур in vivo с введением радиофармпрепаратов в организм пациентов сформулированы в методических рекомен дациях МУ 2.6.1.1892 – 04 [8]. В этих рекомендациях подчеркива ется, что в отличие от прежних нормативных документов, где при водились предельно допустимые дозы для некоторых радиологиче ских процедур, в НРБ-99 пределы доз медицинского облучения не устанавливаются в принципе. Следовательно, для любой диагно стической или терапевтической процедуры приоритетным является получение чисто медицинского эффекта, но при минимальной воз можной нагрузке на пациента.

Такая концепция соответствует рекомендация МКРЗ. Тем не менее имеется ряд важных факторов, влияющих на дозы облуче ния. Эти факторы приводятся на рис. 6.3.

Рис. 6.3. Факторы, влияющие на облучение в ядерной медицине 3.1. Обеспечение радиационной безопасности пациентов Применительно к диагностическим исследованиям в ядерной медицине принцип обоснования применения открытых радионук лидных источников означает:

- польза для пациента от ожидаемой диагностической информа ции должна безусловно превосходить ожидаемый вред от получен ной дозы облучения;

- радионуклидные диагностические исследования осуществля ются по медицинским показаниям в тех случаях, когда отсутствуют или нельзя применить, или недостаточно информативны другие альтернативные методы диагностики;

- все применяемые методики радионуклидной диагностики ут верждаются Минздравом России;

- в описаниях этих методик устанавливаются контрольные уровни облучения пациента при выполнении процедур в оптималь ном режиме;

- для радионуклидной диагностики in vivo используются только те радиофармпрепараты, применение которых разрешено в уста новленном порядке Минздравом России и на которые имеется са нитарно-эпидемиологическое заключение Департамента госсан эпиднадзора Минздрава России;

- обеспечены все необходимые условия для получения досто верной диагностической информации соответствующего качества.

Следовательно, несмотря на то, что ядерная медицина является обоснованным методом для диагностики, необходимо обосновы вать ее применение в каждом отдельном случае. Это входит в обя занности лечащего врача, который делает обоснование совместно со специалистом по ядерной медицине и другими специалистами в области диагностики, принимая во внимание относящиеся к теме указания и руководства. Структура ответственности приводится на рис. 6.4.

Рис. 6.4. Структура ответственности в ядерной медицине Единоличную ответственность за проведение ядерно медицинской процедуры несет врач-радиолог. Врач-радиолог при нимает окончательное решение о типе и методике ядерно медицинской процедуры, при этом он имеет право отказаться от ее проведения при отсутствии клинических показаний и/или при от сутствии обоснования и направления на процедуру. О принятом решении он обязан проинформировать лечащего врача и зафикси ровать свой мотивированный отказ в медицинских документах.

Принцип оптимизации при проведении радионуклидных диаг ностических исследований означает получение необходимой и по лезной диагностической информации при минимально возможных уровнях облучения пациентов с учетом экономических и социаль ных факторов. Внутренним регламентом медицинского учрежде ния устанавливаются контрольные уровни облучения пациентов при радиодиагностических исследованиях in vivo. Их числовые значения должны быть основаны на достигнутом в данном меди цинском учреждении уровне защищенности и обеспечивать усло вия, при которых не будут превышены контрольные уровни, уста новленные Минздравом России для радиодиагностических проце дур. В случае невозможности обеспечить непревышение контроль ного уровня годовой эффективной дозы облучения пациента при наличии жизненных показаний для проведения диагностических процедур, решение об их проведении принимается в индивидуаль ном порядке по заключению медицинской комиссии, с учетом со гласия пациента. В случае недееспособности пациента в связи с наличием психического заболевания или бессознательным состоя нием требуется согласие опекунов, родителей или иных доверен ных лиц.

Рис. 6.5. Зависимость ценности диагностической информации от величины вводимой активности Врач-радиолог для каждого конкретного больного должен вы брать наиболее подходящий радиофармпрепарат, методику проце дуры, а также оптимальную активность радиофармпрепарата, Су ществует пороговое значение активности, ниже которого нельзя ожидать получения полезной информации. Выше этого значения качество диагностического результата резко возрастает с увеличе нием вводимой активности. Как только приемлемый результат дос тигнут, дальнейшее увеличение активности не приводит к улуч шению результата (рис. 6.5).

До введения радиофармпрепарата больному врач-радиолог дол жен проконтролировать правильность выполнения всех предпи санных ранее больному мероприятий, необходимых для подготов ки его к проведению данной процедуры, а также проинструктиро вать больного относительно его поведения при ожидании, в ходе выполнения этой процедуры и после нее, имея в виду снижение лучевой нагрузки на самого больного, на персонал и других лиц.

При ожидании своей очереди на радиодиагностические исследова ния пациенты с введенными в организм радиофармпрепаратами должны размещаться в специализированных (комната для ожида ния) и (или) общих (холлы, коридоры) помещениях подразделения радионуклидной диагностики на максимально возможном удале нии друг от друга.

Таблица 6. Эффективные дозы внутреннего облучения взрослых пациентов при внутривенном введении отечественных РФП из расчета на единицу введенной активности (мЗв/МБк) РФП Е РФП Е РФП Е РФП Е 99m 99m 111 Tc- 0,0198 Tc- 0,0197 In- 0,160 Tc- 0, макротекс те-хнетрил цит-рин альбумин 99m 99m 111 Tc- 0,0099 Tc- 0,074 In- 0,0496 Ga- 0, пентатекс пирфотекс индифит цитрат галлия 99m 99m 111 Tc- 0,0317 Tc- 0,0110 In- 0,0151 I- 0, технефит пертехне- индифор бен тат гальская роза 99m 99m 111 Tc- 0,0152 Tc- 0,0306 In- 0,894 I- 1, технемек бромезида МИБГ йодид 99m 99m 111 Tc- 0,0061 Tc- 0,0112 In- 0,567 I- 0, технефор технемаг йодид гиппурат 99m 99m 111 Tc- 0,0082 Tc- 0,0142 In- 0,0246 Tl- 0, карбомек теоксим гиппурат хлорид При выявлении ошибочного или экстравазального введения ди агностического РФП врач-радиолог должен принять обоснованное решение о повторном введении РФП. Если же ошибочное или экс травазальное введение выявлено для терапевтического РФП, то такое введение квалифицируется как радиационная авария, и для ликвидации ее последствий необходимо принять соответствующие меры.

По требованию пациента врач-радиолог обязан информировать пациента об ожидаемой дозе облучения. Для расчета ожидаемой дозы в настоящее время применяется так называемый MIRD формализм (см. главу 5). Расчеты выполняются для математиче ских антропоморфных фантомов с разными анатомическими структурами для взрослых и детей (в возрасте 0, 1, 5, 10 и 15 лет), используя результаты, табулированные в официальных Публика циях МКРЗ 45 [9] и 80 [10] и в приложении к Публикации МКРЗ. Некоторую часть данных из этих публикаций можно найти в работе [4]. В табл. 6.2 приводятся взятые из этой работы эффек тивные дозы внутреннего облучения взрослых пациентов для оте чественных РФП. Чтобы получить оценку эффективной дозы облу чения пациента (в мЗв), следует умножить табличное значение, со ответствующее выбранному РФП, на вводимую активность (в МБк). Для снижения дозы внутреннего облучения после окончания радиодиагностических измерений врач-радиолог может рекомен довать больному изменение пищевого режима, очистительные процедуры и (или) прием мочегонных или слабительных средств в зависимости от типа и активности введенного РФП и от клиниче ского состояния больного.

Принцип нормирования, как отмечалось выше, в ядерной меди цине непосредственно не используется, но в каждом отдельном подразделении радионуклидной диагностики МАГАТЕ рекоменду ет устанавливать указательные уровни активности РФП и соответ ствующие контрольные уровни допустимого облучения пациентов от вводимых препаратов [11]. Имеется в виду, что эти указатель ные уровни будут:

служить приемлемыми показателями доз для пациентов сред него телосложения;

устанавливаться соответствующими профессиональными ор ганами в консультации с регулирующим органом согласно частным требованиям.

служить ориентиром скорее к тому, что может быть достигну то при современной образцовой практике, а не к тому, что может считаться оптимальными показателями;

применяться гибко с тем, чтобы допускать более высокие уровни облучения, если они предписаны в результате обоснованно го клинического заключения;

и пересматриваться по мере совершенствования соответствую щей технологии и методов.

Некоторые примеры указательных уровней и соответствующих эффективных доз приводятся в табл. 6.3.

Таблица 6. Указательные уровни активности Исследование Радио- Химическая Указательный Эффективная нуклид форма уровень (МБк) доза (мЗт) Сканирование кости Tc-99m Фосфаты 600 4, Сканирование кост- Tc-99m Фосфонаты 500 2, ного мозга Церебральный ГМПАО Tc-99m 500 5, кровоток Сканирование Пертехнетат Tc-99m 200 2, щитовидной железы Сканирование Иодид I-123 20 3, щитовидной железы Парщитовидная Хлорид Tl-201 80 железа Перфузия легких Чел. альбумин Tc-99m 100 1, Вентиляция Аэрозоль Tc-99m 80 0, легких Вентиляция Газ Kr-81m 6000 0, легких Вентиляция Газ Xe-133 400 0, легких Печень и селезенка Tc-99m Коллоид 80 0, Миокард Хлорид Tl-201 100 Миокард Изонитрилы Tc-99m 600 4, Почки ДТПА Tc-99m 350 2, Почки Гиппурат I-123 20 0, Пациенты, выписываемые из отделений радионуклидной тера пии, сдают загрязненную радиоактивностью больничную одежду и обувь, проходят через процедуру специальной обработки в санпро пускнике отделения. В заключение пациент проходит через проце дуру радиационного контроля для того, чтобы ограничивать облу чение любых членов семьи пациента, прошедшего курс лечения радионуклидами с применением закрытых или открытых источни ков, а также лиц из состава населения. Пример дозового поля, об разующегося вокруг пациента после введения ему терапевтической активности в 1000 МБк 131I показан на рис. 6.6.

Рис. 6.6. Значения дозы на разных расстояниях от пациента после введения ему РФП с 131I активностью 1000 МБк Такой «радиоактивный» пациент не выписывается из больницы до тех пор, пока активность радиоактивных веществ в его организ ме не станет ниже регламентированных уровней. Согласно НРБ- мощность дозы на расстоянии 1 м от пациента не должна превы шать 3 мкЗв/ч. При необходимости пациенту даются письменные инструкции относительно контактов с другими лицами и соответ ствующих мер предосторожности для обеспечения радиационной защиты.

Большинство требований и рекомендаций по обеспечению ра диационной безопасности пациентов предъявляется к врачам радиологам. Квалифицированный медицинский физик несет ответ ственность за измерение активности радионуклида, идентифика цию радионуклида и дозиметрию внутреннего облучения. Вместе с тем именно в обязанности медицинского физика обычно входит обучение персонала основам радиационной безопасности и про верка знаний и практических навыков безопасной работы с откры тыми источниками ионизирующих излучений.

3.2. Обеспечение радиационной безопасности персонала 3.2.1. Общие положения Персонал отделений ядерной медицины медицинских учрежде ний РФ составляет довольно значительную группу работников, связанных с применением различных источников ионизирующих излучений. Обеспечение их радиационной безопасности является такой же важной задачей, как и обеспечение радиационной безо пасности пациентов. Допустимые уровни облучения персонала, правила работы с радиоактивными источниками и необходимые меры по противорадиационной защите персонала регламентирова ны Законом РФ "О радиационной безопасности населения" [6], "Нормами радиационной безопасности НРБ-99/2009" [5] и Методи ческими указаниями МУ 2.6.1.1892-04 [8]. Как отмечалось выше, при разработке этих документов учитывались рекомендации МКРЗ и МАГАТЕ.

Согласно этим документам персонал подразделений ядерной медицины разделяется на отдельные категории (А, Б и население в целом) и для каждой группы устанавливаются три класса нормати вов. От руководителей медицинских учреждений требуется, что бы:

при профессиональном облучении соблюдались правила огра ничения доз и оптимизирования защиты и безопасности;

обеспечивались приемлемые и адекватные средства, оборудо вание и услуги в области защиты;

имелись и правильно использовались соответствующие за щитные приспособления и приборы для мониторинга;

обеспечивалась надлежащая подготовка персонала и проводи лась переподготовка и повышение квалификации.

Концепция оптимизации защиты персонала от облучения иллю стрируется на рис. 6.7.

Рис. 6.7. Концепция оптимизации защиты персонала Помещения в отделениях ядерной медицины МАГАТЕ реко мендует разделять на контролируемую зону и наблюдаемую зону.

В качестве контролируемой зоны определяют любую зону, в кото рой требуются или могут требоваться конкретные меры защиты или безопасности для:

контроля над нормальным облучением или предотвращения распространения загрязнения при нормальных рабочих условиях;

предотвращения или ограничения масштабов потенциального облучения.

При определении границ любой контролируемой зоны учитыва ется величина ожидаемого нормального облучения, вероятность и величина потенциального облучения, а также характер и масштабы необходимых процедур защиты и безопасности. Как примеры кон тролируемых зон в отделении ядерной медицины можно указать:

помещение для подготовки радиофармпрепаратов;

помещение для фасовки радиофармпрепаратов;

помещения для хранения радионуклидов;

помещения для хранения радиоактивных отходов;

кабинет для введения РФП;

смотровые после или во время введения РФП.

В качестве зоны наблюдения определяют любую зону, которая еще не определена как контролируемая зона, но в которой необхо димо вести наблюдение за условиями профессионального облуче ния, хотя, как правило, потребность в конкретных мерах защиты и безопасности отсутствует. Границы зон наблюдения обозначают надлежащими средствами, в местах входа в зоны наблюдения вы ставляют утвержденные знаки (например, знак радиационной опасности, знак запрещения курить и др.). В зонах наблюдения пе риодически проводится анализ существующих условий, с тем что бы определить потребность в любых мерах защиты и безопасности или в изменении границ зон наблюдения. Как пример зоны наблю дения можно указать все отделение ядерной медицины.

3.2.2. Источники облучения Воздействие ионизирующего излучения на персонал в отделе ниях ядерной медицины происходит как через внешнее облучение (флаконы, шприцы, пациенты и др.), так и через внутреннее облу чение (ингаляционное и пероральное поступление радионуклидов внутрь организма). Меры предосторожности, требуемые при рабо те в условиях внешнего облучения, зависят от физических характе ристик излучения, активности и периода полураспада радионукли да. При попадании радионуклидов внутрь организма доза внутрен него облучения связана как с физическими, так и с химическими свойствами радионуклида, активностью и биокинетикой РФП.

Отметим виды работ в отделении ядерной медицины, при кото рых может иметь место облучение персонала:

• распаковка радиоактивного материала;

• измерение активности;

• хранение источников;

• перемещение источников внутри отделения;

• подготовка радиофармпрепаратов;

• введение радиофармпрепаратов;

• обследование пациентов;

• уход за пациентами;

• обращение с радиоактивными отходами;

• аварии.

Наибольшие дозы персонал обычно получает во время обследо вания пациентов. На рис. 6.8 в качестве примера представлены средние значения доз, получаемые персоналом при обследовании скелета пациента.

Рис. 6.8. Средние значения доз, получаемые на разных этапах обследования скелета пациента, при введении ему 400 МБк 99mTc [12] Загрязнение работников радиоактивными веществами может происходить при:

• разливе препарата;

• опытах с животными;

• срочном хирургическом вмешательстве над терапевтическим пациентом;

• вскрытие терапевтического пациента.

Активность, измеряемая на руках после подготовки и введения радиофармпрепарата Tc-99m, по данным публикации [12] обычно составляет 0.02-200 кБк, что приводит к дозам облучения кожных покровов от 0.005 до 50 mЗв/час. В табл. 6.4 приводятся ориенти ровочные значения мощности дозы на руки работника при подго товке и инъекции РФП с другими радионуклидами Таблица 6. Значения мощности дозы на кожный покров работника при подготовке и инъекции РФП с разными радионуклидами [12] Радионуклид Мощность дозы, мЗв•см2/МБк•ч Co-57 Ga-67 Tc-99m In-111 I-123 I-131 Tl-201 3.2.3. Защита персонала от облучения Важнейшим условием недопущения переоблучения персонала является правильное применение противорадиационной защиты.

Меры противорадиационной защиты персонала зависят от исполь зуемых активностей, типа радионуклида, его физических и хими ческих свойств и от процедуры. В помещениях, где возможно за грязнение, персонал должен всегда носить защитную одежду и быть обеспечен защитными фартуками и перчатками, а также экра нами для защиты органов (рис. 6.9).

Рис. 6.9. Примеры защитной одежды в помещениях отделений ядерной медицины, где возможно загрязнение радиоактивными веществами [12] Лаборатории, в которых ведется работа с открытыми источни ками, должны обеспечиваться специальным оборудованием, чтобы минимизировать облучение работников при работе с радиоактив ными материалами. Это оборудование по необходимости включа ет:

• инструменты для дистанционного манипулирования с радио активными материалами;

• контейнеры для радиоактивных материалов;

• защиту шприцов и флаконов;

• свинцовые экраны с окнами из свинцового стекла;

• монитор мощности дозы с аварийной сигнализацией;

• прибор для измерения загрязнения;

• комплект материалов для дезактивации;

• оборудование и материалы для оказания первой помощи;

• знаки, маркировка и учет.

Рис. 6.10. Рабочее место работника, приготовляющего РФП [12] При введении пациенту РФП рекомендуется использовать шприц со съемной защитой, свинцовый фартук, перчатки, обти рочные салфетки. Отметим, что при инъекции 131I свинцовый фар тук бесполезен. Пример оборудования рабочего места специалиста, занимающегося приготовлением РФП, показан на рис. 6.10. На рис.

6.11 представлена зависимость мощности дозы вблизи щприца с раствором 99mTc в зависимости от полноты его заполнения и эф фект уменьшения мощности дозы при помещении флакона с 99mTc в свинцовый контейнер.

Рис. 6.11. Изменение мощности дозы вблизи шприца с раствором 99mTc без защи ты и с защитой из вольфрама в зависимости от полноты наполнения шприца (а) и эффект защитного контейнера из свинца на уменьшение мощность дозы от флакона с раствором 99mTc объемом 10 мл(б) Важнейшим условием обеспечения радиационной безопасности в отделениях ядерной медицины, как отмечалось выше, является обученность персонала работе с радиоактивными веществами, по стоянное повышение квалификации и достаточное количество ра ботников. Для снижения уровня внешнего облучения необходимо следовать главным принципам радиационной защиты "Время – Ко личество – Расстояние – Защита" и в соответствии с ними [5]:

• по возможности увеличивать расстояние между источником и работающим с ним сотрудником, в том числе между сотрудниками и пациентами с уже введенными РФП;

• по возможности сокращать продолжительность пребывания персонала в радиационных полях радионуклидных источников;


• по возможности снижать активность фасовок РФП;

• использовать стационарные и передвижные средства радиа ци- онной защиты, в том числе строительные конструкции, защит ные боксы, сейфы, экраны, контейнеры и сборные стенки из свинца (рис. 6.12).

Рис. 6.12. Пример использования дистанционного манипулятора и защитного экрана при обследовании пациента В лаборатории, где приготовляются РФП, должно быть не сколько контейнеров для того, чтобы произвести сортировку отхо дов в месте их образования (в зависимости от радионуклида, пе риода полураспада, вида материала). Если загрязнились кожные покровы, участок загрязнения нужно тщательно промыть с помо щью мягкого мыла и теплой воды. Особенно тщательно должна удаляться грязь из-под ногтей. Если не удается снизить загрязнение до приемлемых уровней, процедуру следует повторить с использо ванием дезактивирующих средств. На рис. 6.13 показан эффект многократной обработки.

Рис. 6.13 Зависимость остаточной активности от количества обработок В каждом отделении ядерной медицины должна иметься инст рукция по безопасности. Инструкция по безопасности должна со держать:

• формулировку цели и законодательную основу;

• определение обязанностей всех, кто занимается вопросами ра диационной защиты;

• спецификацию контролируемых зон и зон наблюдения;

• порядок работы в контролируемых зонах;

• правила хранения радионуклидов;

• место хранения и максимальную разрешенную активность;

• порядок обращения с радионуклидами (как и где);

• процедуры мониторинга;

• ведение и хранение регистрационных записей;

• оценку безопасности (при необходимости);

и аварийные пла ны.

3.3. Радиоактивные отходы Использование открытых источников в диагностике и терапии приводит к образованию различных радиоактивных отходов (во время приготовления препаратов, обследования пациентов и ухода за больными). Радиоактивные отходы (РАО) принято разделять на три группы: твердые, жидкие и газообразные РАО.

К твердым РАО относятся:

• обтирочные материалы ( бумага), перчатки, пустые флаконы и шприцы;

• радионуклидные генераторы;

• принадлежности и посуда, используемые пациентами больни цы после радионуклидной терапии;

• закрытые источники для калибровки приборов;

• отработанные сменные фильтры системы спецвентилляции;

• останки животных и другие биологические отходы.

К жидким РАО относятся:

• неиспользованные остатки РФП;

• экскременты больных;

• жидкие сцинтилляционные растворы;

• сливные и сточные воды из туалета для амбулаторных боль ных и из санузлов "активных" палат.

К газообразным РАО относятся газовыделения от пациентов ядерной медицины.

РАО первых двух групп подразделяют: штатные низкоактивные РАО;

штатные среднеактивные РАО и аварийные среднеактивные РАО. Правильный выбор радионуклидов и образцовые рабочие методики позволяют существенно уменьшить объем и активность РАО.

В местах образования отходов должны иметься в наличии кон тейнеры, которые дают возможность осуществлять не только сбор, но и сортировку различных типов радиоактивных отходов (рис.

6.14). Контейнеры должны соответствовать отходам (объем, защи та, непроницаемость и т.д.). Каждый тип отходов необходимо хра нить в отдельном контейнере, имеющем надлежащую этикетку с указанием радионуклида, физической формы, активности и мощ ности дозы излучения.

Рис. 6.14. Контейнеры для сбора разных видов РАО Для хранения отходов в отделении выделяется специальная комната. Комната должна закрываться на замок, иметь соответст вующую маркировку и вентиляцию. Отдельные типы отходов не обходимо хранить в отдельных контейнерах, которые соответст вующим образом промаркированы и снабжены биркой, на которой указывается радионуклид, удельная активность и т.д. Огнеопасные материалы следует хранить отдельно от других отходов. Должны производиться соответствующие учетные записи, в которых указы вается источник образования отходов. Собранные в отделении РАО при необходимости выдерживаются в хранилище до достижения регламентированной величины мощности дозы на поверхности упаковок (или на расстоянии 1 м) и затем передаются на захороне ние в соответствующую организацию.

3.4. Обеспечение радиационной безопасности населения В соответствии с НРБ-99/2009 вводится предельная эффектив ная доза для населения, равная 1 мЗв/год, причем в эту дозу не вхо дит вклад от собственных медицинских радиологических проце дур. После введения РФП пациент сам становится источником внешнего (см. рис. 6.6) и, в ряде случаев вследствие выведения ра дионуклидов из организма, внутреннего облучения отдельных лиц из населения. В табл. 6.5 приводится ориентировочный уровень загрязнения, создаваемый пациентом после введения ему РФП.

Таблица 6. Концентрация активности в различных экскрементах пациента после введения ему РФП йод-131 активностью 1000 МБк и вероятный уровень загрязнения [12] Экскременты Концентрация Загрязнение Слюна 2 МБк/г Принадлежности 2 кБк 20 Бк/см2 10 Бк/см Пот Поверхности Дыхание 100 ВБк/л Воздух 1 Бк/л Пол в туалете 2 кБк/см Моча 500 кБк/mмл Дозы техногенного облучения, получаемые индивидуумом от других лиц или от медицинского облучения других лиц, принципи ально отличаются от собственного медицинского облучения тем, что они не приносят непосредственной пользы для здоровья данно го индивидуума и должны быть учтены и ограничены [5]. Эта про блема достаточно подробно проанализирована в работе [5]. Рас смотрим данный вопрос, опираясь на анализ, выполненный в этой работе.

Как отмечалось выше, при терапевтическом использовании РФП согласно НРБ/99 требуется, чтобы мощность эквивалентной дозы на расстоянии 1 м от тела пациента, когда он выходит из от деления радионуклидной терапии, не должна превышать 3 мкЗв/ч.

При этом норматив 5 мЗв/год, установленный в НРБ-99 для лиц, оказывающих помощь при проведении рентгенорадиологических процедур, можно по праву применить и к родственникам, и к дру гим лицам, ухаживающим за больным после курса радионуклидной терапии (за исключением детей, для которых должен действовать предел дозы 1 мЗв/год).

Радиационная безопасность лиц из населения, эпизодически или регулярно контактирующих с пациентами, которым введен РФП с терапевтической активностью, обеспечивается:

• запретом посещения больных, находящихся в "активных" па латах, родственниками и другими посторонними лицами;

• обязательным проведением дозиметрического контроля уров ня внешнего облучения от тела пациента как при выходе из отде ления радионуклидной терапии, так и при амбулаторном лечении;

• тщательным выполнением пациентом всех инструкций врача радиолога по максимальному ограничению контактов с другими лицами;

• регулярным проведением санитарно-гигиенических мероприя тий по снижению уровней радиоактивного загрязнения предметов сантехники, посуды, белья, одежды, вещей общего пользования и других предметов по уходу за больным в домашних условиях после выписки из отделения или при лечении в амбулаторном режиме;

• временным прерыванием грудного вскармливания младенца матерью, в организм которой введен диагностический и/или тера певтический РФП;

• временным воздержанием от воспроизводства потомства па циентом, в организм которого введен терапевтический РФП.

Ниже приводится пример инструкции для пациента, выписы ваемого из отделения ядерной медицины:

• не принимайте воду и пищу в течение первого часа после ле чения;

• в течение последующих двух дней Вам следует пить больше, чем обычно;

• используйте только WC и смывайте 2-3 раза. Содержите пол и туалет в чистоте;

• часто мойте руки и принимайте душ каждый день;

• избегайте тесных контактов с членами семьи, детьми и бере менными женщинами – 20 суток;

не появляйтесь на работе – 6 су ток;

пользуйтесь общественным транспортом не более – 1 ч/день в течение недели;

• избегайте образования твердых отходов, например, остатков пищи;

• в случае проблем или вопросов обращайтесь в отделение ядер ной медицины. Телефон: ………… В международном и отечественном законодательстве отсутству ет регламентация о допустимости попадания в окружающую среду радионуклидов, используемых как метки диагностических и тера певтических РФП. В то же время большинство всех радионуклид ных исследований проводится в амбулаторном режиме. Поэтому большая часть введенных пациентам РФП попадает в окружающую среду через обычную хозяйственно-бытовую канализацию и, таким образом, возможность контроля состава и активности жидких ра диоактивных отходов (РАО) практически отсутствует. И хотя в НРБ-99 для некоторых диагностических и всех терапевтических радионуклидов установлены уровни вмешательства по среднегодо вой активности в питьевой воде, такое умолчание, по-видимому, означает, что сброс РАО в окружающую среду от больных, прохо дящих исследование или лечение в амбулаторном режиме, не при водит к нарушению норм радиационной безопасности для окру жающей среды.

По этой же причине в методических указаниях [8] уже разрешен прямой сброс любых жидких РАО непосредственно в хозяйствен но-бытовую канализацию для всех подразделений радионуклидной диагностики без предварительной очистки или разбавления, в том числе и из туалетов для больных. Это разрешение относится ко всем диагностическим РФП и к тем радиотерапевтическим РФП, которые официально позволяется использовать только в амбула торном режиме (например, 89Sr). Если же РФП не предназначен для амбулаторного использования, то сброс в хозяйственно-бытовую канализацию разрешается только после соответствующей выдерж ки на распад до тех минимальных значений активности жидких РАО, которые определены в санитарных правилах [13]. Отсюда следует, что в каждом подразделении радионуклидной терапии должна существовать спецканализация, по которой жидкие РАО поступают из «активных» палат на станции спецочистки жидких РАО.


С другой стороны, в рекомендациях МКРЗ и МАГАТЕ от 2004—2005 гг. допускается прямой сброс жидких РАО из подраз делений радионуклидной терапии в хозяйственно-бытовую канали зацию без предварительной очистки и/или выдержки. В рекомен дациях указывается, что благодаря сильному разбавлению сбрасы ваемых РАО в системе городской канализации концентрация ра диоактивности, поступающей на городские станции аэрации, не превышает предельные значения, установленные МКРЗ. В качестве примера можно привести Лондон, где персонал станций аэрации получает дополнительное облучение не более 10 мкЗв/год (при уровне фона ~ 2000 мкЗв/год) в основном за счет Tc-99m.

Решение этого непростого вопроса зависит от действующего за конодательства каждой отдельной страны, но с экономической точки зрения строительство станций спецочистки, конечно, являет ся дополнительной нагрузкой на национальный бюджет.

3.5. Обеспечение радиационной безопасности в радионуклидной терапии 3.5.1. Общие положения Радионуклидная терапия является важнейшей составляющей ядерной медицины. Так же как и во многих других терапевтиче ских процедурах в радионуклидной терапии всегда имеется риск серьезного ущерба для здоровья пациента в случае неправильного выполнения процедуры. В России в настоящее время радионуклид ная терапия применяется в основном для снятия болевого синдрома у больных с костными метастазами опухолей различной локализа ции и для лечения тяжелых форм тиреотоксикоза, доброкачествен ных и злокачественных опухолей щитовидной железы. В первом случае используются РФП с 153Sm, 89Sr или 186Re, а во втором РФП с 131I. Вопросы обеспечения радиационной безопасности пациента при радионуклидной терапии хорошо проработаны в работах [4,12]. Используем в данном разделе материалы из этих работ.

Так же как и в других медицинских радиационных технологиях система обеспечения радиационной безопасности при проведении радионуклидной терапии должна предусматривать практическую реализацию трех основополагающих принципов радиационной безопасности – нормирования, обоснования и оптимизации.

Принцип обоснованности реализуется на основе профессио нального решения радиационного онколога о необходимости кон кретному больному индивидуально спланированного облучения с целью клинически выраженного улучшения состояния его здоро вья. При этом риск от проведения радионуклидной терапии должен быть заведомо ниже риска от альтернативных (нерадиационных) методов лечения и, тем более, ниже риска отказа от лечения вооб ще.

Принцип оптимизации реализуется посредством взаимосвязан ного выбора адекватной дозы облучения злокачественной опухоли и толерантных доз облучения нормальных тканей организма. Оп тимизация в радионуклидной терапии включает также такие вопро сы как:

• безопасное обращение с открытыми источниками (заказыва ние, получение, распаковка, хранение, дозирование, перемещение внутри отделения, перевод в отходы и др.);

• корректное назначение терапии (идентификация пациента, бе ременности, грудное кормление ребенка);

• информирование пациента;

• дозовые ограничения на членов семьи и население в целом;

• уход за госпитализированными пациентами (инструктирова ние пациентов, сестринский штат и посетителей, выписка пациен тов, дезактивация палаты и др.);

• аварийные процедуры;

• измерение назначаемой активности на специальном калибра торе;

• калибровка радионуклидов в единицах активности назначен ного РФП;

• регистрация результатов калибровки и проведение связанных с этим расчетов в соответствии с существующими правилами;

• прохождение калибровочной аппаратуры через регулярный контроль качества, в том числе и через процедуры взаимных срав нений;

• определение и документирование значений поглощенной дозы в критических органах.

Принцип нормирования в радионуклидной терапии не применя ется, так как облучение направлено на пользу здоровья пациента.

Госпитализация пациентов, проходящих курс радионуклидной терапии, как правило, необходима только для терапии с использо ванием 131I. Именно в этом случае обеспечение радиационной безопасности является наиболее сложной проблемой. Рассмотрим эти вопросы более подробно.

При госпитализации пациента рекомендуется помещать в от дельное специальное помещение (изолятор) с туалетом и душем, отвечающее следующим требованиям:

• только один пациент в комнате;

• легко очищаемые поверхности и принадлежности;

• дополнительная свинцовая защита;

• закрытая дверь;

• предупреждающий знак снаружи;

• ограничения для посетителей;

• инвентарь для дезактивации.

Фотоснимки отдельных частей изолятора приводятся на рис.

6.15 и 6.16.

Рис. 6.15. Фотография отдельных частей изолятора (кровать и санузел) Рис. 6.16. Фотография отдельных частей изолятора (входная дверь и история болезни Для уменьшения облучения при общении с пациентами, прохо дящими йодную терапию, медицинским сестрам рекомендуется:

• сводить к минимуму время, проводимое возле пациента, для чего планировать работу заранее и действовать эффективно;

• стараться находиться от пациента как можно дальше;

• использовать превентивные меры против радиоактивного загрязнения: пользоваться непроницаемыми защитными перчатка ми, защитными следками для обуви, халатом;

• снимать защитную одежду до того, как покинули палату.

В соответствии с рекомендациями МКРЗ указательный уровень максимальное активности у пациента в момент его выписки из клиники после терапевтического лечения составляет 1100 МБк 131I.

Если активность выше этого уровня пациент должен оставаться в клинике, если же меньше, то он может быть выписан, но с опреде ленными ограничениями (рис. 6.17). Зависимость относительной активности РФП с I-131 от времени в организме пациента показана на рис. 6.18.

Рис. 6.17. Ограничения, накладываемые на пациента, в зависимости от активности РФП с 131I в его организме.

После выписки пациента ответственный за РБ должен прокон тролировать удаление радиоактивных отходов, дезактивацию па латы и оборудования и провести итоговое обследование палаты с регистрацией его результатов. Мониторинг и дезактивация должны быть выполнены до появления в палате младшего и обслуживаю щего медицинского персонала для подготовки палаты к приему следующего пациента.

Рис. 6.18. Зависимость содержания I-131 в организме пациента от времени (в днях) после введения РФП активностью 5,5 ГБк 4. Обеспечение радиационной безопасности в рентгенодиагностике Применение источников ионизирующего излучения в рентге новской диагностике является важнейшим фактором радиационно го воздействия на население. В развитых европейских странах, США и Японии годовые эффективные коллективные дозы в по следние десятилетия неуклонно снижаются. Особенность отечест венной рентгенодиагностики в настоящее время состоит в массо вом профилактическом исследовании органов грудной клетки (треть всех рентгенологических процедур), из которых только чет верть выполняется с помощью низкодозовой цифровой технологии, причем довольно высок вклад в эти процедуры исследования орга нов грудной клетки детей (8,1 %) [14]. По некоторым прогнозам (например, в работе [14]) население нашей страны еще ждет значи тельное повышение уровня медицинского облучения. Поэтому за дача обеспечения радиационной безопасности является для рентге нодиагностики особо актуальной.

Медицинское облучение требует подходов, отличных от подхо дов радиационной защиты, применяемых к другим ситуациям пла нирования облучения населения. Система обеспечения радиацион ной безопасности при проведении медицинских рентгенологиче ских исследований должна предусматривать практическую реали зацию трех основополагающих принципов радиационной безопас ности – нормирования, обоснования и оптимизации. Как и в ра дионуклидной диагностике принцип нормирования применитель но к рентгенодиагностике пациентов непосредственно не использу ется, но в каждом рентгенодиагностическом подразделении могут устанавливаться контрольные уровни (но не пределы доз) допус тимого облучения пациентов [15]. Для работников (персонала) средняя годовая эффективная доза устанавливается равной 20 мЗв (0,02 зиверта) или эффективная доза за период трудовой деятель ности (50 лет) – 1000 мЗв (1 зиверт);

допустимо облучение в годо вой эффективной дозе до 50 мЗв (0,05 зиверта) при условии, что средняя годовая эффективная доза, исчисленная за пять последова тельных лет, не превысит 20 мЗв (0,02 зиверта).

Принцип обоснования при проведении рентгенологических ис следований реализуется с учетом следующих требований [15]:

- приоритетное использование альтернативных (нерадиацион ных) методов;

- проведение рентгенодиагностических исследований только по клиническим показаниям;

- выбор наиболее щадящих методов рентгенологических иссле дований;

- риск отказа от рентгенологического исследования должен за ведомо превышать риск от облучения при его проведении.

Принцип оптимизации осуществляется посредством [4, 15]:

поддержания доз облучения пациентов на максимально низ ких уровнях, при которых возможно получить достоверную диаг ностическую информацию (выявление паталогического процесса, оценка степени его тяжести и распространенности);

проектирования, эксплуатации и поддержания технологий и средств рентгенологических исследований на уровне, максимально обеспечивающим низкие дозы облучения пациентов (с учетом эко номических и социальных факторов).

Безопасность работы в рентгеновском кабинете обеспечивается посредством [14]:

- применения рентгеновской аппаратуры и оборудования, отве чающих требованиям технических и санитарно-гигиенических нормативов, создающих требуемую клиническую результативность при обеспечении требований радиационной безопасности;

- обоснованного набора помещений, их расположения и отдел ки;

- использования оптимальных физико-технических параметров работы рентгеновских аппаратов при рентгенологических исследо ваниях;

- применения стационарных, передвижных и индивидуальных средств радиационной защиты персонала, пациентов и населения;

- обучения персонала безопасным методам и приемам проведе ния рентгенологических исследований;

- соблюдения правил эксплуатации коммуникаций и оборудова ния;

- контроля за дозами облучения персонала и пациентов;

- осуществления производственного контроля за выполнением норм и правил по обеспечению безопасности при рентгенологиче ских исследованиях и рентгенотерапии.

Таким основными принципами обеспечения радиационной безопасности пациентов являются обоснование и оптимизация.

Однако обоснование относится скорее к вопросам профессиона лизма врачей, а не к деятельности регулирующих органов. Вся от ветственность за медицинское облучение пациента лежит на враче, поэтому он должен быть проинформирован о рисках и пользе тех процедур, которые он назначает или проводит.

В настоящее время МКРЗ применяет единый концептуальный подход для обеспечении безопасности при применении источников ионизирующего излучения (ИИИ) не зависимо от типа этого ис точника [11]. В случае медицинского диагностического облучения для оптимизации защиты используется референсный (указатель ный) диагностический уровень [16, 17]. Этот уровень применяется в рентгенодиагностики для понимания того, насколько высоки или низки дозы облучения пациента при проведении рентгенологиче ских исследований. Если выявляется отклонение от референсного диагностического уровня, необходимо рассмотреть вопрос, на сколько адекватно проведена защита пациента, и нужно ли прово дить соответствующие меры по оптимизации радиационной защи ты пациентов. В развитых странах данные уровни установлены для всех видов рентгенологических процедур, что позволило снизить дозы облучения в несколько раз [18].

Важным средством оптимизации облучения пациентов является стандартизация радиологических процедур (РЛП). В России, в от личие от западных стран, режимы проведения РЛП не стандартизо ваны [14]. Российские врачи-рентгенологи в каждом рентгеновском кабинете для каждого рентгенодиагностического аппарата тради ционно "стандартизуют" режимы РЛИ в зависимости от массы тела пациента [14]. Однако при стандартизации РЛИ должен учитывать ся еще целый ряд факторов. Развернутый анализ этой проблемы выполнен в работах [4,14]. Приведем некоторые рекомендации из этих работ.

Для всех РЛП размеры поля облучения должны быть минималь ными, продолжительность проведения процедур – возможно, бо лее короткой (но не в ущерб качеству исследования). Важно обес печить оптимальное позиционирование пациента на рентгенодиаг ностическом аппарате, использовать аппараты с максимально воз можной чувствительностью системы детектирования и усиления рентгеновских изображений, по возможности заменять режим рентгеноскопии режимом рентгенографии. Геометрия облучения и режимы работы аппаратуры должны быть оптимальными для каж дой технологии рентгенодиагностических исследований. При этом в каждом конкретном случае требуется выбирать индивидуально кожно-фокусное расстояние, материал и толщину дополнительного фильтра на рентгеновской трубке, напряжение на ней и величину экспозиции в зависимости от чувствительности системы детекти рования рентгеновского излучения и толщины исследуемого уча стка тела пациента. Необходимо экранировать область таза, гонад, щитовидной железы, глаз, особенно у лиц репродуктивного возрас та. У детей ранних возрастов должно быть обеспечено экранирова ние всего тела за пределами исследуемого участка тела.

Врач-рентгенолог регистрирует значение индивидуальной эф фективной дозы облучения в специальном листке учета лучевых нагрузок при проведении РЛИ процедур. Для предотвращения не обоснованного повторного облучения пациента необходимо учи тывать результаты ранее проведенных исследований.

В настоящее время лучевая нагрузка на пациента во многих подразделениях рентгенодиагностики определяется с помощью специализированного отечественного дозиметра рентгеновского излучения ДРК-1 или ДРК-1М, проходная ионизационная камера которого устанавливается на диафрагме рентгеновского аппарата.

Показания дозиметра регистрируются в единицах произведения дозы на площадь облучаемого участка тела, сГр·см2. Если аппарат не оборудован таким дозиметром, то определение эффективной дозы проводят, исходя из значений радиационного выхода рентге новского излучателя.

В НИИ радиационной гигиены (Санкт-Петербург) разработана специальная компьютерная программы EDEREX, позволяющая в режиме on-line определять средние значения доз в 22 органах и тканях пациента и эффективную дозу облучения. Входные данные этой программы включают:

1) характеристики, определяющие радиационно-физические па раметры поля рентгеновского излучения во время проведения РЛИ:

• значения анодного напряжения на трубке;

• толщину и материал дополнительного фильтра;

• значение произведения дозы на площадь;

• значение экспозиции (количества электричества);

2) характеристики, определяющие геометрические параметры поля рентгеновского излучения:

• анатомическая область исследования (легкие, таз и др.);

• проекция (переднезадняя, заднепередняя, боковая);

• размеры поля облучения (высота и ширина поперечного сече ния пучка излучения на поверхности детектора);

• расстояние от фокуса рентгеновской трубки до детектора из лучения;

• сведения о пациенте;

• возраст пациента.

Если эта программа не доступна, то значение эффективной дозы Def можно определить по приближенной формуле:

Def Kd, (6.1) где – измеренная величина произведения дозы на площадь, сГр·см2;

Kd – коэффициент перехода к эффективной дозе облучения пациента с учетом части из приведенных выше входных данных.

Детальные таблицы коэффициентов приводятся полностью в ме тодических указаниях [19] и частично в работе [4].

При рентгеновской компьютерной томографии лучевые нагруз ки на пациента существенно выше, чем при обычной рентгеногра фии. Входная кожная доза изменяются в пределах от 3 до 15 мГр, а эффективная доза – от 0,2 до 6 мЗв в зависимости от возраста и размеров тела пациента, геометрии облучения, режимов работы аппаратуры и др [4].

Аналогичная ситуация имеет место и при разнообразных интер венционных процедурах, проводимых под рентгеновским контро лем. Здесь входная кожная доза в зависимости от типа процедуры, продолжительности рентгеноскопии, квалификации и опыта рент генохирурга изменяется от 0,5 до 10 Гр, а эффективная доза – от до 40 мЗв.

Контрольные вопросы 1. Какие основные задачи решаются прикладной областью нау ки "Радиационная безопасность" в сфере ядерной медицины?

2. В чем заключается концепция беспорогового действия иони зирующих излучений на человека?

3. Какие вредные последствия воздействия ионизирующих из лучений на человека могут наблюдаться при малых дозах?

4. Чем отличаются соматические эффекты от генетических эф фектов, возникающие в результате воздействия ионизирующего излучения?

5. Как можно сформулировать смысл концепции приемлемого риска?

6. Назовите критерий приемлемости риска.

7. Насколько согласно критерию приемлемого риска может со кратиться продолжительность жизни человека, если в течение сво ей профессиональной деятельности получит дозу 20 мЗв?

8. Как формулируется в радиационной безопасности принцип ALARA?

9. Назовите и охарактеризуйте основные составляющие фоно вого облучения человека.

10. Какой вклад в фоновое облучение гражданина России вносят рентгеновские обследования?

11. Какие принципы лежат в основе обеспечения радиационной безопасности человека и объектов окружающей среды?

12. Какими документами регламентируется деятельность, свя занная с использованием ионизирующих излучений?

13. Что включается и не включается в регламентируемые значе ния дозовых пределов?

14. В чем разница между категориями А и Б и куда относят все население в целом?

15. Какие классы нормативов устанавливаются в радиационной безопасности?

16. Назовите нормируемые величины и пределы доз, установ ленные для персонала и населения в целом.

17. Как регламентируется в НРБ уровень облучения за рабочий день и неделю?

18. В каких медицинских учреждениях разрешается выполнение процедур ядерной медицины?

19. Как реализуются основные принципы радиационной безо пасности в области ядерной медицины?

20. Почему в НРБ-99 пределы доз для радиологических проце дур не устанавливаются в принципе?

21. Каковы обязанности руководителей медицинских учрежде ний в вопросах обеспечения радиационной безопасности персона ла?

22. В чем состоит главное отличие между наблюдаемой и кон тролируемой зонами?

23. Назовите возможные пути поступления радионуклидов внутрь организма в условиях клиник.

24. Назовите виды работ в отделении ядерной медицины, при которых может иметь место облучение персонала.

25. При каких работах персонал обычно получает наибольшие дозы?



Pages:     | 1 |   ...   | 3 | 4 || 6 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.