Гигиена. реферат Защита от внешнего облучения при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений в лечебно-профилактических учреждениях
реклама
ФГБОУ ВО РНИМУ им Н.И. Пирогова Минздрава России Кафедра гигиены Реферат по дисциплине: Гигиена на тему: Защита от внешнего облучения при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений в лечебнопрофилактических учреждениях. Выполнила студентка 3 курса факультета "Лечебное дело" группы 1.3.16б Сухтерова А. С. Проверил старший преподаватель кафедры: Чуб Галина Георгиевна МОСКВА, 2020 ПЛАН РЕФЕРАТА 1. ОСОБЕННОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ЗАКРЫТОМ ВИДЕ. ХАРАКТЕРИСТИКА ОСНОВНЫХ ВИДОВ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИИ СТЕПЕНЬ ОПАСНОСТИ ПРИ ВНЕШНЕМ ОБЛУЧЕНИИ ...........................................................4 1.1 ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМ ...................................................................................................................................................................4 1.2. РАДИОАКТИВНОСТЬ И ЕЕ ПРИРОДА ..................................................................................4 1.3. РАДИОАКТИВНЫЕ ПРЕВРАЩЕНИЯ ЯДЕР. СООТВЕТСТВУЮЩИЕ ВИДЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ ..................................................................................................5 2. ПРИМЕНЕНИЕ ЗАКРЫТЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ В МЕДИЦИНЕ. .............................................................................................................................................7 3. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ЗАЩИТЫ ПРИ ВНЕШНЕМ ВОЗДЕЙСТВИИ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ. ........................................................................................................9 4. ПРИНЦИПЫ НОРМИРОВАНИЯ ПРИ ВНЕШНЕМ ВОЗДЕЙСТВИИ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ. ......................................................................................................11 5. ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ. ИНДИВИДУАЛЬНЫЕ ДОЗИМЕТРЫ...................15 6. ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛЕНИЙ ТЕЛЕГАММАТЕРАПИИ. ....................................................17 2 ВВЕДЕНИЕ Радиационная гигиена — это самостоятельная медицинская профилактическая наука, изучающая условия, виды и последствия воздействия источников ионизирующих излучений на организм и разрабатывающая меры радиационной безопасности и защиты окружающей среды, направленные на охрану здоровья человека. В настоящее время, в условиях современного мира, важными становятся проблемы защиты человека от поражающего действия ИИИ (источники ионизирующих излучений) , обеспечение нормальных (оптимальных) санитарно-гигиенических условий при любых контактах людей с ИИИ в процессе профессиональной деятельности или нахождения в окружающей среде. Решением этих проблем и занимается радиационная гигиена. При всех преимуществах использования атомной энергии в мирных целях она содержит в себе потенциальную возможность переоблучения значительных коллективов и загрязнения радионуклидами окружающей среды, если, разумеется, не будут приниматься меры радиационной защиты. Безусловно, использование радионуклидов и ионизирующего излучения должно сочетаться с обеспечением радиационной безопасности, строгим контролем и высоким профессионализмом сотрудников, которые работают с ИИИ . Важной и актуальной практической целью радиационной гигиены является выработка и обоснование дозовых пределов внешнего облучения человека и допустимых уровней внутреннего облучения, радиационной безопасности лиц, работающих с источниками ИИИ и обследуемых при рентгеновском исследовании и радиодиагностике. 3 1. ОСОБЕННОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ В ЗАКРЫТОМ ВИДЕ. ХАРАКТЕРИСТИКА ОСНОВНЫХ ВИДОВ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИИ СТЕПЕНЬ ОПАСНОСТИ ПРИ ВНЕШНЕМ ОБЛУЧЕНИИ 1.1 ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ И ОСНОВНЫЕ ПОНЯТИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМ Ионизирующее излучение — любое излучение, взаимодействие которого со средой приводит к её ионизации, т.е. образованию разноименных зарядов. Также возможно другое более четкое определение : ионизирующее излучение – излучение, которое создается при радиоактивном распаде, ядерных превращениях, торможении заряженных частиц в веществе и образует при взаимодействии со средой ионы разных знаков. По природе ионизирующие излучения делятся на два основных вида: а) корпускулярные, например, альфа, бета; б) электромагнитные, например, гамма и рентгеновское. Основой характеристики ионизирующих излучений являются: для корпускулярных излучений — заряд частицы, ее масса, а также энергия; для электромагнитных излучений — энергия. Эти параметры определяют особенности взаимодействия ионизирующих излучений с веществом и, соответственно, степень и вероятность их повреждающего действия. Важной характеристикой ионизирующего излучения является понятие поглощенная доза, т.е. величина энергии излучения, переданная единице массы облучаемого вещества. Поглощенную дозу измеряют в джоулях, деленных на килограмм (Дж/кг), такая единица носит название — грей (Гр). Ионизирующее излучение в зависимости от вида (альфа-, бета-, гамма-излучение, рентгеновское) вызывает различное биологическое действие на организм человека при равных дозах поглощения и времени воздействия. Это зависит от удельной ионизации отдельного вида ионизирующего излучения. Для того чтобы оценить возникновение вредных эффектов при облучении различными видами ионизирующих излучений, введено понятие эквивалентная доза. 1.2. РАДИОАКТИВНОСТЬ И ЕЕ ПРИРОДА Радиоактивность — это свойство ядер атомов определенных элементов самопроизвольно (т.е. без каких-либо внешних воздействий) превращаться в ядра атомов других элементов с испусканием при этом ионизирующих излучений. Превращение элементов в таких случаях называется радиоактивным распадом. Различают искусственную и естественную радиоактивность. Радиоактивные явления, встречающиеся у природных изотопов, называются естественной радиоактивностью, а происходящие в искусственно полученных изотопах химических элементов искусственной радиоактивностью. 4 Строение атома: положительно заряженное ядро и вращающиеся вокруг него отрицательно зараженные электроны. Ядро состоит из нуклонов: протонов и нейтронов. В нейтральном атоме число протонов в ядре равно числу электронов в оболочке. Нуклоны в ядре непрерывно обмениваются особыми частицами, которые называются π-мезонами, или квантами ядерного поля. Атомный номер Z равен числу протонов в ядре и заряду ядра. Атомы одного и того же химического элемента имеют одинаковый атомный номер и массу. Масса нуклона примерно в 1840 раз больше массы электрона. В связи с незначительностью массы электрона его массу принято считать равной нулю, поэтому масса атома определяется массой ядра. Массовое число А равно числу нуклонов в ядре. Атомы, ядра которых состоят из одинакового числа протонов, но различного числа нейтронов, называются изотопами (изо...+ гр. topos - место). 1.3. РАДИОАКТИВНЫЕ ПРЕВРАЩЕНИЯ ЯДЕР. СООТВЕТСТВУЮЩИЕ ВИДЫ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ Различают несколько видов радиоактивных превращений ядер, сопровождающихся различными видами ионизирующих излучений. 1. Альфа-распад. Характерен для ядер тяжелых элементов с малыми энергиями связи. В процессе внутриядерных превращений из ядра атома выбрасывается альфачастица. Заряд ядра уменьшается на 2 единицы, а атомная масса - на 4 единицы. Альфа-частица представляет собой ядро атома гелия. Ее атомная масса составляет 4 единицы. Заряд равен +2. При относительно крупных размерах и большом заряде частица обладает высокой энергией (3-10 Мэв), для нее характерны большая линейная передача энергии (ЛПЭ) и значительная линейная плотность ионизации (ЛПИ). Размер, заряд и энергия альфа-частицы обусловливают ее многочисленные столкновения с атомами вещества. При увеличении плотности и атомной массы вещества повышается ЛПЭ. Одновременно увеличивается сила торможения частиц и повышается ЛПИ. Она максимальна в конце пути пробега частицы. Естественно, обладая большой массой, зарядом и энергией, альфа-частица не может иметь значительной проникающей способности, так как быстро тормозится веществом. Так, в зависимости от энергии, пробег альфа-частиц в разных средах невелик: в воздухе 2-10 см, в алюминии - 15-70 мкм, в воде и биологических тканях - 30-130 мкм, т.е. в коже альфа-частицы задерживаются эпидермисом, не достигая глубоких слоев эпителия. 2. Электронный бета-распад характерен для превращений естественных и искусственных радионуклидов. При данной схеме распада бета-излучение — это поток электронов. Электронный бета-распад возникает в тех случаях, когда в ядре 5 неустойчивость вызвана превышением количества нейтронов над числом протонов. При этом в ядре появляется электрон, а один из нейтронов превращается в протон. Электрон выбрасывается из ядра, заряд ядра увеличивается на единицу, а массовое число остается без изменения. Бета-излучение одного и того же элемента содержит электроны различной энергии - от самой малой до некоторой максимальной величины. Поэтому спектр излучения непрерывный или сплошной. Установлено, что вместе с бета-частицей из ядра выбрасываются нейтральные частицы ничтожно малой массы, составляющие с электронами некую постоянную величину. Эти частицы носят название антинейтрино. Возвращение возбужденного ядра в основное состояние сопровождается испусканием гамма-квантов. 3. Позитронный fi-распад наблюдается у некоторых искусственных радионуклидов. Позитрон — это элементарная частица, подобная электрону, но обладающая положительным зарядом. При выбросе позитрона один из протонов в ядре превращается в нейтрон. Вместе с позитронами выбрасываются нейтрино, которые вместе с позитроном составляют некоторую постоянную величину энергии. Спектр излучения, как и при электронном распаде, сплошной. Позитронный бета-распад также сопровождается гамма-излучением. Удельная плотность ионизации для бета-частиц - в несколько сотен раз меньше, чем у альфа-частиц. При этом за счет меньшей массы, заряда и энергии у бета-частиц в 100 и более раз увеличивается длина пробега в веществе. Так, в воздухе от нескольких метров до нескольких десятков метров, в биологических тканях - несколько десятков сантиметров. 4. К-захват является еще одним видом радиоактивных превращений. При избытке протонов в ядре атома ядро захватывает электрон с ближайшей к ядру К-оболочки, а на его место переходит электрон с более дальних оболочек. Образуется частица нейтрино, которая является единственной частицей, вылетающей из ядра атома при К-захвате. Поскольку энергия генерируется на электронных оболочках при переходах электронов, то возникает характеристическое рентгеновское излучение с дискретным линейчатым спектром, свойственным для тех уровней, на которых происходят переходы электронов в атоме данного вещества. 5. Деление ядер тяжелых элементов. Этот процесс характерен для ядер атомов элементов с большой атомной массой, таких как 235U, 239Pu и др. В результате ядерного превращения образуются ядра легких элементов с большими энергиями связи и избыточное количество нейтронов. Новые ядра нестабильны и могут превращаться в ядра более легких элементов. При этом выделяется большое количество энергии. Образующиеся нейтроны используются в дальнейших повторных превращениях ядер тяжелых элементов. Подобный принцип получения энергии с помощью управляемой цепной реакции деления ядер тяжелых элементов лежит в основе работы энергетических ядерных реакторов. Если же эта реакция становится неуправляемой, то увеличение числа 6 нейтронов и количества энергии происходит в геометрической прогрессии. Такая цепная реакция приводит к ядерному взрыву. 6. Термоядерные реакции. Кроме естественных ядерных превращений, возможно также искусственное превращение ядер легких элементов (изотопов водорода дейтерия и трития) в ядра более тяжелых элементов. Такая реакция используется при взрыве термоядерной (водородной) бомбы, где роль пускового механизма создания исходной высокой температуры, необходимой для придания большой кинетической энергии и сближения ядер легких элементов, принадлежит плутониевому запалу. После запуска плутониевого запала создаются условия неуправляемой термоядерной реакции. При распаде ядер тяжелых элементов, и термоядерные реакции сопровождаются выделением мощных потоков гамма-излучения. 7. Удельная плотность ионизации у гамма-квантов минимальная, заряд и масса отсутствуют, поэтому длина пробега у них довольно большая и может достигать в воздухе нескольких сотен метров. Биологические ткани практически не являются экранами. Поэтому гамма-излучение является весьма опасным источником внешнего облучения для человека. В связи с этим экраны для защиты от гаммаизлучения должны быть из материалов с высокой плотностью, с большим количеством ядер и большими электронными оболочками атомов. 2. ПРИМЕНЕНИЕ ЗАКРЫТЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ В МЕДИЦИНЕ. Радионуклиды используются для получения диагностической информации об организме. Применяемые в этой области методы можно в целом разделить на две категории: исследования in vitro и in vivo. In vitro Диагностика in vitro осуществляется вне организма, на образцах тканей, помещенных, например, в пробирку или чашку для культивирования. Такие исследования, как радиоиммуноанализ или иммунорадиометрический анализ, главным образом используются для выявления предрасположенности к определенным заболеваниям и ранней диагностики различных патологий при помощи генотипирования и молекулярного профилирования генов. Методы могут варьироваться от выявления изменений в раковых клетках и опухолевых маркерах до измерения и определения местоположения гормонов, витаминов и лекарственных препаратов в целях обнаружения нарушений обмена веществ и эндокринологических расстройств, а также бактериальных и паразитарных инфекций, в том числе туберкулеза и малярии. In vivo При неинвазивных исследованиях in vivo объекты исследования находятся в организме. 7 В основе данных методов лежит использование тщательно отобранных радиоактивных веществ – радиофармпрепаратов, которые вводятся в организм пациента и благодаря своим особым химическим свойствам воздействуют на определенные ткани или органы, например, легкие или сердце, не нарушая их функции и не повреждая их. Затем местонахождение радиоактивного материала визуализируется при помощи специального, размещаемого вне организма детектора, например, гамма-камеры, способной фиксировать незначительное количество излучений, испускаемых материалом. Камера преобразует полученные данные в двумерные или трехмерные изображения отдельной ткани или органа. Среди этих методов одним из наиболее известных и популярных является позитронно-эмиссионная томография (ПЭТ). При помощи специальных приборов, называемых позитронно-эмиссионными томографами, врачи получают изображения, позволяющие им наблюдать за химическими процессами в организме и функционированием органов на молекулярном уровне и таким образом обнаруживать более тонкие изменения в состоянии здоровья пациента ранее, чем при использовании других методов диагностики. Большей скорости, точности и практической пользы ядерной медицинской визуализации можно добиться путем комбинирования ПЭТ с другими методами получения изображений. Для получения диагностических изображений используется гамма-камера, которая отслеживает радиофармпрепараты в организме пациента и фиксирует их местоположение. Для лечения пациента, больного раком, используется пучок излучений, испускаемый радиотерапевтической установкой. Подобные методы, в отличие от традиционных рентгеновских снимков, отображающих подробности анатомического строения, дают представление о функционировании организма – они демонстрируют важные физиологические или биохимические свойства конкретной части тела в динамике. Полученная в ходе таких диагностических исследований информация зачастую дополняет статичные рентгеновские изображения, позволяя врачу определить состояние и особенности функционирования различных органов, что может помочь ему в принятии критически важных решений и назначении индивидуального курса лечения для того или иного пациента. Лучевая терапия Лучевая терапия, или радиотерапия, – это область медицины, в которой ионизирующие излучения используются для лечения рака. При помощи излучений можно воздействовать на определенные клетки и уничтожать их. В случае с онкологическими заболеваниями, когда облучается раковая опухоль или скопление злокачественных клеток, выбранные в качестве цели клетки повреждаются или уничтожаются, в результате чего опухоль уменьшается в размере, а в некоторых случаях полностью пропадает. В лучевой терапии существует три основных варианта лечения: дистанционная лучевая терапия, брахитерапия и системная радионуклидная терапия. В дистанционной лучевой терапии определенные части тела пациента облучаются одним или несколькими пучками излучения. Пучок формируется таким образом, чтобы свести к минимуму облучение здоровых клеток и в то же время либо остановить распространение раковых клеток, либо уничтожить их. Пучок может состоять из электронов и/или рентгеновских лучей, гамма-лучей, а при терапии заряженными частицами – из протонов или ионов углерода. В некоторых случаях врачи применяют такое облучение в сочетании с хирургической операцией, к которой прибегают для того, чтобы открыть 8 новообразование и навести пучок непосредственно на опухоль. Данная процедура называется интраоперационной лучевой терапией. При брахитерапии источники излучения помещаются внутрь той части тела пациента, где необходимо лечение, или рядом с ней. Например, при раке шейки матки для воздействия на опухоль радиоактивные источники могут вводиться непосредственно в матку. В отличие от дистанционной лучевой терапии брахитерапия позволяет лечить опухоли высокими дозами локализованного излучения, снижая при этом вероятность ненужного облучения смежных здоровых тканей. Системная радионуклидная терапия (известная также как радиоизотопная терапия) может применяться для борьбы с рядом заболеваний, в том числе раком, заболеваниями крови и заболеваниями, поражающими щитовидную железу. В этом случае небольшое количество радиоактивного материала, например, лютеция-177 или иттрия-90, вводится в организм внутривенно, перорально, внутриполостным или другим способом и целенаправленно воздействует на какую-либо часть тела или орган для их лечения. Выбор радиоактивного вещества для лечения производится на основании его изотопных свойств, поскольку отдельные части тела гораздо эффективнее других поглощают те или иные изотопы, что позволяет врачам в процессе терапии воздействовать именно на эти органы. Например, больных раком щитовидной железы лечат при помощи терапии радиоактивным иодом, то есть натрия иодидом-131. В этом случае пациент проглатывает небольшое количество натрия иодида-131, который через желудочно-кишечный тракт попадает в кровоток и затем концентрируется в щитовидной железе, поглощающей в тысячи раз больше иодида131, чем остальные органы. Как только иодид-131 попадает в щитовидную железу, он начинает разрушать находящиеся в ней высокоактивные раковые клетки, вызвавшие данное заболевание, тем самым уничтожая их. 3. ОСНОВНЫЕ ПРИНЦИПЫ ЗАЩИТЫ ПРИ ВНЕШНЕМ ВОЗДЕЙСТВИИ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ. При работе с ИИИ принимаются меры по обеспечению безопасности радиологических объектов, персонала и населения. Радиационная безопасность объекта включает планировочно-конструктивные меры (выбор участка, особенности внутренней планировки помещений, размещение специального оборудования, защитных устройств, конструкций); зонирование территории радиологического объекта; радиационно-гигиеническую оценку и лицензирование деятельности с ИИИ. Радиационная безопасность персонала обеспечивается: ограничениями допуска к работе с ИИИ; соблюдением установленных контрольных уровней; проведением радиационного контроля; организацией системы информации о радиационной обстановке; проведением эффективных мероприятий по защите персонала. Радиационная безопасность населения обеспечивается: созданием условий жизнедеятельности людей, отвечающих требованиям закона «О радиационной безопасности населения»; установлением квот на облучения ИИИ; проведением радиационного контроля; организацией системы информации о радиационной 9 обстановке; планированием и проведением мероприятий при нормальной эксплуатации ИИИ и в случае радиационной аварии. Закрытые и открытые ИИИ Конкретная система защиты от ИИИ будет зависеть от типа источника и вида излучения. Закрытый источник - источник радиоактивного излучения, устройство которого исключает попадание радиоактивных веществ в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Открытый источник - источник радиоактивного излучения, при использовании которого возможно попадание содержащихся в нем радиоактивных веществ в окружающую среду, а следовательно, поступление в организм человека. Таким образом, основным поражающим фактором при работе с закрытыми источниками является внешнее излучение. При работе с открытыми источниками, кроме внешнего излучения, имеется опасность внутреннего облучения в результате попадания радиоактивных частиц в легкие и желудочнокишечный тракт. Принципы защиты от ИИИ Доза внешнего облучения пропорциональна активности источника и времени его действия и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника. Отсюда вытекают основные принципы защиты: «защита количеством»; «защита временем»; «защита расстоянием»; «защита экраном». «Защита количеством» в медицинской практике не получила большого распространения, так как уменьшение активности источника неизбежно приводит к ослаблению лечебного эффекта и вынужденному увеличению времени контакта больного с излучателем. «Защита временем» возможна при работе с источниками малой активности, при ручных манипуляциях с ними. Автоматизм рабочих операций и высокая квалификация медицинского персонала позволяют сократить время контакта с радиоактивными веществами (уменьшение «активного» времени). «Защита расстоянием» чаще всего реализуется использованием дистанционных инструментов, что достаточно эффективно снижает дозу на руки персонала. «Защита экраном». Лучшим материалом для ослабления гамма- и рентгеновского излучения являются материалы с большой атомной массой, в которых создаются благоприятные условия для процессов взаимодействия гамма-излучения и рентгеновского излучения с веществом. На практике чаще используют свинец или уран. Если экранируются соседние помещения, то перекрытия помещения с гаммаизлучателем делают из бетона, баритобетона, железобетона. Большая толщина таких строительных конструкций создает надлежащую защиту от излучения. Для защиты от бета-излучения используют более легкие материалы - алюминий, стекло, пластмассу. Защита от бета-излучения свинцовым экраном опасна, так как в поле ядра атома свинца бета-частицы теряют энергию, способствуя выходу тормозного излучения. При мощных бета-излучениях используют комбинированные экраны из тяжелых и легких материалов. Для защиты от потока быстрых нейтронов применяют экраны из материалов с большим количеством атомов водорода (парафин, вода). 10 Поскольку поглощение нейтронов сопровождается излучением квантов энергии, необходимо предусмотреть для их ослабления экран из свинца в качестве второго слоя. Тепловые нейтроны эффективно поглощают вещества, содержащие бор и кадмий. По своему назначению и конструкции защитные экраны могут быть условно разделены на 5 групп: 1. Экраны-контейнеры, в которые помещают радиоактивные препараты с целью их транспортировки и хранения в нерабочем положении. 2. Экраны для оборудования. Экранирование оборудования при положении радиоактивного препарата в рабочем состоянии или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источники ионизирующих излучений. 3. Передвижные защитные экраны, которые применяются для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны. 4. Строительные конструкции как защитные экраны (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.) предназначены для защиты помещений, в которых постоянно находится персонал, и прилегающей территории. 5. Экраны индивидуальных средств защиты (щиток из органического стекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные фартуки, накидки, воротники, юбки, передники, шапочки, очки, перчатки, пластины). 4. ПРИНЦИПЫ НОРМИРОВАНИЯ ПРИ ВНЕШНЕМ ВОЗДЕЙСТВИИ ИОНИЗИРУЮЩЕЙ РАДИАЦИИ. Принципиальными задачами обеспечения радиационной безопасности и фундаментальной основой радиационной гигиены являются: предотвращение проявления любых детерминированных эффектов путем удержания доз облучения ниже соответствующих порогов; использование всех разумных мер и осуществление соответствующих мероприятий для того, чтобы максимально снизить вероятность проявления стохастических эффектов с учетом социальных и экономических условий. Дозы ионизирующего излучения. При оценке условий радиационной безопасности, кроме характеристики активности источника ионизирующего излучения, необходимо знать, каковы степень и характер его воздействия на окружающую среду и человека. Результатом воздействия ионизирующих излучений на облучаемые объекты являются физико-химические или биологические изменения этих объектов. Примерами таких изменений могут служить нагрев тела, фотохимическая реакция рентгеновской пленки, изменение биологических показателей живого организма и т.д. В связи с этим необходимо рассмотреть ряд энергетических характеристик ионизирующего излучения, которыми определяется эффект действия. Характер лучевых поражений биологических объектов, в том числе и человека, при воздействии ионизирующих излучений в первую очередь зависит от поглощенной энергии. В связи с этим вводится такое понятие, как поглощенная доза. 11 Поглощенная доза (H) — это величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу. Единицами поглощенной дозы в системе СИ является грей (Гр). Внесистемной единицей поглощенной дозы является рад. 1 Гр = 100 рад. Однако исторически первой эмпирически предложенной дозой, характеризующей только рентгеновское и гамма-излучение, была экспозиционная доза. Экспозиционная доза - количественная характеристика рентгеновского и гаммаизлучения по их ионизирующему действию, выраженная электрическим зарядом одного знака, образованным в единице объема воздуха в условиях электронного равновесия. В международной системе СИ единицей является кулон/кг - экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения, которая создает в 1 килограмме сухого воздуха ионы, несущие заряд величиной в 1 кулон каждого знака. Внесистемной единицей является рентген (Р) - такая экспозиционная доза рентгеновского и гамма-излучения, которая создает в 1 см3 сухого воздуха ионы, несущие заряд в 1 электростатическую единицу каждого знака. 1 Р = 0,285 мКл/кг. Поскольку для ионизации воздуха необходима определенная энергия, то между экспозиционной и поглощенной дозами существует численное соотношение: 1 Р = 0,877 рад, т.е. для создания в 1 см3 воздуха заряда в 1 электростатическую единицу необходима поглощенная доза в 0,877 рад. Определенное неудобство использования для расчетов экспозиционной дозы обусловлено ограничением ее применения только для рентгеновского и гамма-излучения. Поэтому при расчете доз всех видов ионизирующего излучения используются единицы поглощенной дозы. Следует также отметить разную степень поражающего действия различных видов излучения на организм человека, обусловленную особенностями их физических свойств и прежде всего различным уровнем линейной передачи энергии (ЛПЭ). В радиационной защите поэтому используется взвешивающий коэффициент (WR), показывающий, во сколько раз надо уменьшить поглощенную дозу любого вида излучения, чтобы получить тот же биологический эффект для человека, что и от такой же поглощенной дозы рентгеновского или гамма-излучения. Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения необходимы при расчете эквивалентной дозы: фотоны любых энергий, электроны и мюоны любых энергий -1; нейтроны энергий менее 10 кэВ, нейтроны более 20 МэВ, протоны, кроме протонов отдачи, энергии более 2 МэВ - 5; нейтроны энергий от 10 до 100 кэВ и от 2 до 20 МэВ - 10; нейтроны энергий от 100 кэВ до 2 МэВ, альфа-частицы, осколки деления, тяжелые ядра 20. Эквивалентная доза (HT R) — это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Единица поглощенной дозы в системе СИ называется зиверт (Зв). Внесистемной единицей эквивалентной дозы является бэр. При неравномерном облучении всего тела оценка ущерба здоровью проводится с помощью эффективной дозы. Эффективная доза (Е) — это величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет собой сумму 12 произведений эквивалентных доз в органах на соответствующие взвешивающие коэффициенты, характеризующие их радиочувствительность (формула 1): E = Σ WT . HT где WT - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т, показывающий чувствительность последних к ионизирующему излучению; НТ - эквивалентная доза в органе или ткани Т. Взвешивающие коэффициенты (WT) для различных органов и тканей составляют: гонады - 0,20; печень - 0,05; костный мозг (красный) - 0,12; пищевод - 0,05; толстый кишечник 0,12; щитовидная железа - 0,05; легкие - 0,12; кожа - 0,01; желудок - 0,12; клетки костных поверхностей - 0,01; мочевой пузырь - 0,05; остальные - 0,05; грудная железа - 0,05. Для оценки стохастических эффектов воздействия ионизирующих излучений на персонал или население используется понятие эффективная коллективная доза, которая определяется как сумма средних эффективных доз в подгруппе людей, умноженных на число людей в соответствующей группе. Единицей коллективной дозы является человекозиверт (чел-Зв). Важной характеристикой влияния ионизирующего излучения на человека является мощность дозы, то есть доза, отнесенная к единице времени. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами: непревышение допустимого предела индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения; запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением; поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения. Гигиенические нормативы дифференцированы для разных групп облучаемых лиц. Выделяют следующие категории и группы лиц, подвергающихся облучению: категория «персонал» (группа А - лица, работающие с техногенными источниками; группа Б - лица, находящиеся по условиям работы в сфере воздействия техногенных источников); категория «все население», включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности. Для облучаемых предусмотрено 3 класса нормативов: основные пределы доз (ПД - величина годовой эффективной или эквивалентной дозы, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы); допустимые уровни многофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления внутрь организма или одного вида внешнего излучения), являющиеся 13 производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и др.; контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.), которые устанавливает администрация учреждения по согласованию с органами Роспотребнадзора. Их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении оптимальный уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого предела доз и не будет повышаться в каждом следующем году по сравнению с предыдущим. Таблица 1. Основные пределы доз, мЗв/год Примечание. *Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. **Основные пределы доз, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Эквивалентная доза в коже относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. *** 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 облучение 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. 14 5. ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ КОНТРОЛЬ. ИНДИВИДУАЛЬНЫЕ ДОЗИМЕТРЫ Дозиметрия — измерение, исследование и теоретические расчеты тех характеристик ионизирующих излучений (и их взаимодействия со средой), от которых зависят радиационные эффекты в облучаемых объектах живой и неживой природы. Основными дозиметрическими и экводозиметрическими величинами являются: доза излучения (поглощенная доза), эквивалентная, эффективная, коллективная, экспозиционная дозы, мощность дозы, керма, эквивалент дозы, амбиентный эквивалент дозы (амбиентная доза). Дозиметр — прибор или установка для измерения ионизирующих излучений, предназначенные для получения измерительной информации о дозе и мощности дозы фотонного излучения или энергии, переносимой ионизирующим излучением или переданной им объекту, находящемуся в поле действия излучения. В зависимости от типа детектора и методов регистрации ионизирующих излучений большинство дозиметрических приборов делятся на ионизационные (с ионизационной камерой, пропорциональными счетчиками или счетчиками Гейгера), сцинтилляционные, люминесцентные (термолюминесцентные), фотографические, химические, полупроводниковые, калориметрические. Дозиметры с ионизационными камерами могут использоваться для всех видов излучений. При измерениях рентгеновских, гамма-лучей и нейтронов, кроме состава газа, существенен материал стенок камеры, а при измерениях экспозиционной и поглощенной доз — толщина стенок (она должна быть близка к максимальному пробегу любых образующихся ионизирующих частиц). Обычно в камерах обеспечиваются условия насыщения (полного сбора образованны х зарядов), однако камеры, работающие в условиях колонной рекомбинации, когда ионизационный ток зависит от линейной передачи энергии (ЛПЭ), могут быть использованы для оценок эквивалентной дозы. Дозиметрические приборы с пропорциональными счетчиками (из тканево-эквивалентных материалов), кроме измерений собранного заряда, позволяют измерять спектр ЛПЭ и микродозиметрических величин. Показания дозиметрических приборов со счетчиками Гейгера нельзя непосредственно связать со значениями поглощенных или экспозиционных доз. С помощью низкоэффективных счетчи¬ков Гейгера оценивают спектры ЛПЭ смешанного нейтронного и гамма-излучений. Сцинтилляционные дозиметры, отградуированные по скорости счета, пригодны для измерений плотности потока частиц (а не дозы), хотя ввиду приблизительного постоянства энергетического выхода радиолюминесценции они могут измерять дозы. Сочетание органического сцинтиллятора (с зависимостью светового выхода от ЛПЭ) и ионизационной камеры позволяет реализовать прибор для измерения смешанного гаммаи нейтронного излучений. Термолюминесцентные дозиметрические приборы распространены как индивидуальные дозиметры для лиц, находящихся в зоне облучения. Дозиметры с фотографической пленкой пригодны для измерения электромагнитных излучений с энергией квантов от 30 кэВ до 5 МэВ, причем для частичной компенсации в зависимости от их показаний энергии фотонов применяются фильтры. 15 Химические и калориметрические дозиметры из-за низкой чувствительности применяют для абсолютного измерения поглощенных (и интегральных поглощенных доз) в интенсивных полях излучения. По своему назначению все дозиметрические приборы могут быть условно разделены на следующие группы: дозиметры, измеряющие экспозиционную, поглощенную, эквивалентную дозы и мощности доз (предназначены для проведения дозиметрического контроля группы людей — групповой контроль); индивидуальные дозиметры — приборы, измеряющие индивидуальные экспозиционную, поглощенную, эквивалентную дозы ионизирующих излучений — индивидуальный контроль. Кроме того, данная аппаратура разделяется на стационарные и переносные дозиметры. Индивидуальные дозиметры Данные дозиметрического контроля внешних полей ионизирующих излучений, полученные путем измерения мощностей доз, потоков нейтронов или заряженных частиц стационарными или переносными приборами, как правило, оказываются недостаточными для характеристики доз облучения, получаемых персоналом, так как поля ионизирующих излучений изменяются во времени и пространстве. Поэтому для оценки индивидуальных доз облучения персонала применяются индивидуальные дозиметры. Индивидуальный дозиметр — прибор, габаритные размеры и масса которого позволяют, не затрудняя выполнения производственных операций, применять его для ношения человеком с целью определения экспозиционной, поглощенной и эквивалентной доз, полученных за время нахождения его в полях ионизирующего излучения. Основная цель индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) — оценка и ограничение доз внешнего облучения персонала, работающего с ионизирующими излучениями. В зависимости от уровня возможного облучения персонала задачи ИДК могут быть следующими, а именно контроль: за дозами персонала, подвергающегося облучению менее 0,1 основных дозовых пределов (ОДП); за дозами персонала, подвергающегося облучению в пределах 0,3 ОДП; аварийных доз облучений. Индивидуальные дозиметры должны включать следующие требования: 1. Универсальность применения, т. е. возможность регистрации различных видов ионизирующего излучения с высокой чувствительностью (независимо от энергии), притом в широком диапазоне доз. 2. Независимость показаний от мощности дозы и угла падения излучения; 3. Способность накапливать информацию во времени и сохранять ее в течение длительного периода; 4. Независимость показаний от параметров окружающей среды (температуры, влажности, атмосферного давления); 5. Автономность детектора излучения; 6. Малые размеры и механическая прочность дозиметра; 7. Удобство в эксплуатации, надежность крепления и небольшая стоимость. 16 С учетом перечисленных основных требований очевидно, что ни один из выпускаемых дозиметров индивидуального контроля не отвечает указанным позициям, поэтому при проведении ИДК используют различные типы дозиметров (иногда двух разных типов), исходя из конкретных задач контроля. В связи с этим выбор используемых в ИДК методов ограничен. Ни один из них не обладает полным набором параметров. Таблица достоинств и недостатков основных видов индивидуальных дозиметров (табл. 2.1, 2.2.) 6. ПЛАНИРОВКА ОТДЕЛЕНИЙ ТЕЛЕГАММАТЕРАПИИ. Лучевая терапия по применяемым ИИИ может разделяться на рентгеновскую, гамматерапию и терапию с помощью излучений высоких энергий. Во всех установках используется мощный поток излучения, направленный на патологический очаг. Рентгенотерапевтические установки предназначены для глубокой или поверхностной терапии, например для лечения поражений кожи. Основной профессиональной вредностью для персонала при работе с такими установками является внешнее облучение. Радиационная безопасность для персонала определяется в основном качеством стационарной защиты рабочих мест, продолжительностью работы установок в течение смены, надежностью системы по предупреждению аварийных ситуаций. Активность источников излучения в установках достигает больших величин, поэтому к конструктивным особенностям аппаратов, их размещению и эксплуатации предъявляются повышенные требования. Рентгеновские терапевтические аппараты должны иметь отдельное помещение для управления и процедурную с защищенным смотровым окном и защитной дверью между комнатой управления и процедурной. Площадь процедурной должна составлять от 24 до 40 м2 в зависимости от типа аппарата. Защита рабочих мест должна обеспечить условия, при которых мощность дозы внешнего излучения на любой точке не превышает 6,0 мкЗв/ч. Все ограждения процедурной и комнаты управления (стены, пол, потолок) 17 должны быть усилены свинцом для защиты смежных помещений от излучения. Мощность дозы на наружных поверхностях здания и в проемах не должна превышать 1,2 мкЗв/ч. Принципы стационарной защиты от излучения ускорителей медицинского назначения те же, но площадь процедурных увеличена до 45 м2 и выделяется комната для инженерного пульта управления площадью до 20 м2. В связи с большой проникающей способностью излучения ускорителей защита усиливается дополнительными стенами типа лабиринта, за больным наблюдают при помощи телевизионных устройств. В кабинетах лучевой терапии защита должна обеспечить ослабление как прямого, так и рассеянного излучения до допустимых величин. Размеры процедурных комнат зависят от типа установки. При статическом облучении площадь процедурной должна составлять от 20 до 36 м2, при подвижном облучении она увеличивается до 36-45 м2. В процедурной в момент облучения больного создается высокий уровень как прямого, так и рассеянного излучения. Мощность дозы в комнате управления может резко возрасти при нарушении экранирования дверного проема между процедурной и комнатой управления, поэтому часто используют комбинированную защиту - лабиринт и защитную дверь. Обязательна автоблокировка, т.е. в момент облучения больного при заряде в положении «работа» дверь автоматически закрывается и открыть ее самостоятельно невозможно. Рис(1). Планировка основных помещений для глубокой и близкофокусной терапии. А- пультовая наблюдательная; Б - процедурный зал для длиннофокусной терапии; В процедурный зал для короткофокусной терапии; Г вентиляционная камера; Д комната ожидания. 1 - гаммааппарат; 2 - пульт управления. Многолетние исследования отечественных и зарубежных авторов показали, что благодаря планировочным решениям обеспечена надежная защита персонала при эксплуатации радионуклидных терапевтических установок, рентгеновских аппаратов, ускорителей электронов, а уровни облучения не превышают 1 мЗв/год. 18 ЗАКЛЮЧЕНИЕ Радиация окружает нас повсюду; жить на этой планете означает подвергаться воздействию природной радиации. В прошлом веке для медицинской диагностики и лечения таких патологий, как рак, стали успешно использовать искусственную радиацию. Радиоактивность присутствует не только в космосе и окружающей нас среде. Даже элементы, из которых состоят наши тела, существуют в природе в различных вариантах – изотопах – часть из которых радиоактивны, например, радиоизотопы калия, цезия и радия. Как и видимый свет, радиация имеет электромагнитную природу. Когда она достаточно сильна, чтобы разорвать молекулярные связи, таким образом ионизируя материю (процесс, при котором нейтральный атом или молекула теряет или получает электроны, образуя ионы), это называется "ионизирующее излучение". Молекулярные связи могут присутствовать во всех материалах, даже в структурных элементах жизни – ДНК. Ионизирующее излучение может глубоко проникать в твердые тела. Эта характеристика является основой для рентгенодиагностики и лучевой терапии. Рентгеновские лучи, одна из форм ионизирующего излучения, испускаются из излучающего устройства, находящегося с одной стороны объекта. Излучение, проходящее через объект, детектируется соответствующими датчиками с другой стороны объекта. Этот процесс можно использовать для получения изображений, показывающих внутренние структуры облученного объекта без вскрытия объекта. В ядерной медицине врачи вводят пациентам радиоактивное вещество, накапливающееся в той части организма человека, которая является мишенью. На выходе из тела человека радиация регистрируется, позволяя врачам сделать выводы о физиологических функциях органа или ткани. При лучевой терапии радиация прицельно проникает в тело человека для разрушения опухоли. Приблизительно 80 процентов среднегодовых доз, которые получают люди во всем мире, составляют дозы от природных источников. Самым большим искусственным источником воздействия для людей является медицинская радиация. Ее вклад в суммарную среднегодовую дозу составляет приблизительно 20 процентов. Это равно приблизительно половине вклада самой большой естественной составляющей среднегодовой дозы – поступления радона через органы дыхания человека в зданиях. Поэтому важно минимизировать неоправданное медицинское облучение при использовании ионизирующего излучения. Это достигается путем совершенствования процессов обоснования и оптимизации облучения. С точки зрения обоснования требуется, чтобы человек мог быть подвергнут воздействию излучения лишь в тех случаях, когда это приносит ему явную чистую пользу. С другой стороны, благодаря процессам оптимизации минимизируют дозу радиации, используемую для достижения определенного диагностического или терапевтического результата при минимально достижимом и обоснованном уровне дозы. ПРИЛОЖЕНИЯ Таблица 1. Гигиена с основами экологии человека : учебник Архангельский В.И. и др.; под ред. П.И. Мельниченко. 2010. 650 с.: ил. Основные пределы доз, мЗв/год Примечание. *Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам. **Основные пределы доз, как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Эквивалентная доза в коже относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. *** 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 облучение 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. Таблица 2.1., 2.2. Архангельский В.И., Кириллов В.Ф ., Коренков И.П. А86 Радиационная гигиена: практикум/Учебное пособие. — М.: ГЭОТАР-Медиа, 2009 352 с Таблица достоинств и недостатков основных видов индивидуальных дозиметров. Рис(1). Гигиена с основами экологии человека : учебник Архангельский В.И. и др.; под ред. П.И. Мельниченко. 2010. - 650 с.: ил Планировка основных помещений для глубокой и близкофокусной терапии. 21 СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 1. IAEA Международное агентство по атомной энергии. Ссылка на ресурс: https://www.iaea.org/ru/temy/osnovnye-svedeniya-o-radiacii 2. Архангельский В.И., Кириллов В.Ф., Коренков И.П. А86 Радиационная гигиена: практикум/Учебное пособие. — М.: ГЭОТАР-Медиа, 2009 - 352 с. 3. Бюллетень МАГАТЭ 55-4-Декабрь 2014 4. Гигиена с основами экологии человека : учебник Архангельский В.И. и др.; под ред. П.И. Мельниченко. 2010. - 650 с.: ил 5. Крымская И. Г. К 85 Гигиена и экология человека: учеб. пособ. / И. Г. Крымская. — Изд. 2-е, стер. — Ростов н/Д : Феникс, 2012. — 351 с. — (Среднее профессиональное образование). 6. Радиационная медицина : учеб. пособие / А.Н. Гребенюк, В.И. Легеза, В.И. Евдокимов, Д.А. Сидоров ; под. ред. С.С. Алексанина, А.Н. Гребенюка ; Всерос. центр. экстрен. и радиац. медицины им. А.М. Никифорова МЧС России. – СПб. : Политехника-сервис, 2013. – Ч. I : Основы биологического действия радиации. – 124 с. 7. Радиационная медицина : учеб-метод. пособие / А. Н. Стожаров [и др.]. – 3-е изд. – Р 15 Минск: БГМУ, 2007. – 144 с. 8. Руководство к лабораторным занятиям по гигиене и основам экологии человека: учеб. пособие для студ. высш. учеб. заведений / Ю.П. Пивоваров, В.В. Королик. — 2-е изд., испр. и доп. — М.: Издательский центр «Академия», 2006. — 512 с. 22
