Допустимая мощность экспозиционной дозы рентгеновского излучения

Как было отмечено ранее, при проведении рентгенологических исследований должны быть приняты меры защиты от воздействия свинца и других нерадиационных факторов, также должно быть обеспечено проведение противоэпидемиологических мероприятий в необходимом объеме.

Так, рентгеновские пленки и рентгенограммы должны храниться в металлических ящиках или шкафах с плотно закрывающимися крышками (дверками). В кабинете лучевой диагностики разрешается хранить не более 2 кг рентгеновской пленки и рентгенограмм. Уровень загрязнения свинцом помещений кабинета лучевой диагностики и оборудования не должен превышать 0,09,10^-4 мг/см². Загрязнение персонала не допускается.

Для предотвращения поступления свинца в организм персонала кабинетов лучевой диагностики необходимо:

· индивидуальные средства защиты из свинца, просвинцованной резины помещать в чехлы из пленочных материалов или клеенки;

· не использовать индивидуальные средства защиты по истечении срока эксплуатации, указанного в технических условиях;

· поверхность стационарных защитных устройств и приспособлений, выполненных из свинца, покрывать двойным слоем масляной или эмалевой краски;

· под перчатки из свинцовой резины надевать тонкие хлопчатобумажные перчатки;

· по окончании работы со средствами индивидуальной защиты из просвинцованной резины тщательно мыть руки теплой водой с мылом или препаратом «Защита»;

· запретить прием пищи, курение и пользование косметикой в процедурной кабинета лучевой диагностики.

После окончания работы в кабинете лучевой диагностики должна быть проведена влажная уборка с мытьем полов и тщательная дезинфекция элементов и принадлежностей рентгеновского аппарата, с которыми соприкасаются пациент и врач при исследовании. Не реже одного раза в месяц должна производиться влажная уборка с использованием 1-2% раствора уксусной кислоты.

Запрещается проведение влажной уборки процедурной кабинета лучевой диагностики непосредственно перед началом и во время рентгеновских исследований.

Содержание в воздухе помещений кабинетов лучевой диагностики окислов азота не должно превышать концентрации 0,085 мг/м³, озона – 0,005 мг/м³, свинца – 0,0007 мг/м³.

Ионизирующие излучения нашли также применение в медицине для лечения ряда заболеваний. Для проведения дистанционной, глубокой или поверхностной лучевой терапии используются рентгенотерапевтические, гамма-терапевтические установки, ускорители заряженных частиц. Например, терапия поражений кожи проводится с помощью рентгенотерапевтической установки, а для статического или подвижного облучения (ротационного или ротационно-конвергентного) используется гамма-терапевтическая установка.

Для персонала при работе с такими установками опасность представляет внешнее облучение. Поскольку активность источников излучения в установках достигает больших величин особое внимание должно быть уделено качеству стационарной зашиты рабочих мест, продолжительности работы установок течение смены, надежности системы по предупреждению аварийных ситуаций. Повышенные требования предъявляются конструктивным особенностям установок, их размещению в кабинетах и эксплуатации.

Также определенные требования предъявляются к планировке и набору помещений, предназначенных для лучевой терапии. Например, при проведении глубокой и близкофокусной терапии с помощью гамма-установки используется следующий комплекс помещений: пультовая-наблюдательная; процедурный зал для длиннофокусной терапии; процедурный зал для короткофокусной терапии; вентиляционная камера; комната ожидания; помещение для гамма-аппарата; помещение для пульта управления. Размеры процедурных комнат зависят от типа установки. При статическом облучении площадь процедурной от 20 до 36 м², при подвижном облучении она увеличивается до 36 - 45 м². Защита должна обеспечить ослабление как прямого, так и рассеянного излучения до допустимых величин. Между процедурной и комнатой управления часто используют комбинированную защиту – лабиринт и защитную дверь. Обязательна блокировка двери, т. е. в момент облучения больного дверь автоматически закрывается, и открыть ее самостоятельно невозможно.

При проведении рентгенотерапевтических процедур соответственно санитарным требованиям для управления аппаратом также должно быть выделено отдельное помещение. В комплекс помещений входит процедурная площадью от 24 до 40 м² в зависимости от типа рентгенотерапевтической установки, с защищенным смотровым окном и защитной дверью между комнатой управления и процедурной. Мощность дозы внешнего излучения на любой точке не должна превышать 0,4 мЗв/нед, чем обеспечивается защита персонала.

Для защиты смежных помещений от излучения стены, пол, потолок должны быть усилены свинцом. На наружных поверхностях здания и в проемах мощность дозы не должна превышать 3 мкЗв/ч.

Защита от излучения ускорителей медицинского назначения осуществляется по тому же принципу, но при этом увеличена площадь процедурной до 45 м² и комната инженерного пульта управления до 20 м². Так как излучения ускорителей имеют большую проникающую способность, защита усиливается лабиринтной системой планировки, а наблюдение за больным проводят с помощью телевизионных устройств.

Уровень облучения персонала отделений гамма-терапии не превышает гигиенические нормы и составляет 15мЗв/год, а сверхмощных облучателей и линейных ускорителей при полной рабочей нагрузке – не более 3,6 мЗв/год.

При проведении санитарно-дозиметрического контроля за условиями работы с источниками ионизирующих излучений для определения доз и контроля защиты от внешнего облучения, помимо измерений с помощью приборов, может производиться теоретический расчет. Особое значение имеют расчетные методы при проведении предупредительного санитарного надзора.

В гигиенической практике чаще всего применяются методы расчета доз и контроля защиты от γ- и рентгеновского излучения и нейтронов.

В основу расчетных методов положены некоторые закономерности распространения ионизирующих излучений в пространстве, взаимодействия их с различными веществами и др., о чем было сказано выше.

При расчетной оценке внешнего облучения за счет корпускулярных излучений (нейтроны и др.) обычно ограничиваются определением внешних потоков, т. е. числа частиц, воздействующих на 1 см² облучаемой поверхности.

Для человека и окружающей среды потенциальную опасность могут представлять многочисленные лаборатории, учреждения и предприятия, где используются, в силу технологии производства, радиоактивные вещества в открытом виде, т.е. открытые источники. Такие объекты условно делят на две группы.

К первой группе относятся объекты, где использование радиоактивных веществ в открытом виде предусмотрено самой технологией производства.

Так, например, в медицинских учреждениях открытые источники широко применяются для лечения и диагностики ряда заболеваний, о чем было сказано выше; в лабораториях сельскохозяйственного профиля – для изучения процессов усвоения растениями вносимых в почву удобрений, оценки роли микроэлементов в питании растений и решения других научно-исследовательских задач; в лабораториях промышленного профиля – для изучения износа деталей различных устройств в машиностроении, для оценки процесса шлакообразования и динамики плавки металлического лома в мартеновских печах и т. д.

Ко второй группе относятся объекты, на которых радиоактивные вещества в открытом виде образуются как неизбежные, а в отдельных случаях и как нежелательные побочные продукты технологического процесса.

Это рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные ускорители заряженных частиц и др.

Здесь следует отметить, что согласно НРБ-99 все радионуклиды в зависимости от минимально значимой суммарной активности (МЗА) распределены на 4 группы радиационной опасности:

А – 1х10³Бк;

Б – 1х10⁴ и 1х10⁵Бк;

В – 1х10⁶ и 1х10⁷Бк;

Г – 1х10⁸ и 1х10⁹ Бк, а также Kr-83m, Kr-85m и Xe-135m.

К группе А, наиболее радиационно-опасной, относятся радий-226, калифорний-252, плутоний-240. К группе Б относятся йод-131, кобальт-60. Наибольшее число радионуклидов, используемых в медицинской практике, по радиационной опасности относятся к группе В.

В радиационной гигиене при использовании открытых источников ионизирующих излучений введено такое понятие как «класс работ». Чем выше класс выполняемых работ, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внутреннего переоблучения.

Класс работ с открытыми радиоактивными источниками определяется в зависимости от количества радиоактивных веществ на рабочем месте, т.е. от суммарной активности радионуклида, приведенной к группе А по радиационной опасности. С учетом этих параметров выделено 3 класса (таблица 12.8).

Таблица 12.8.

Классы работ с открытыми источниками ионизирующих излучений (СанПиН-2003)

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в таблице 12.9 и таблице 12.10, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения. В таблицах 12.9 и 12.10 запись в виде: 1,6-12 означает: 1,6 х 10^-12, а запись в виде: 1,6+12 означает: 1,6 х 10⁺¹²

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

· объемом вдыхаемого воздуха (V), с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· временем облучения (t) в течение календарного года;

Таблица 12.9.

Значения дозовых коэффициентов, предела годового поступления с воздухом и допустимой среднегодовой объемной активности в воздухе отдельных радионуклидов для категории «персонал» (НРБ-99)

Радио- нуклид	Период полурас-пада, Т1/2	Тип соеди- нения при ингаляции [1]	Дозовый коэффициент Зв/Бк	Предел годового поступления, ПГППЕРС, Бк/год	Допустимая среднегодо- вая объемная активность, ДОАПЕРС, Бк/м3
14С	5,73+03 лет	Г1	5,8-10	3,4+07	1,4+04
24Na	15,0 час	Б	2,9-10	6,9+07	2,8+04
60Со	5,27 лет	П	9,6-0,9	2,1+06	8,3+02
90Sr	29,1 лет	Б	2,4-08	8,3+05	3,3+02
131I	8,04 сут	Б	7,6-09	2,6+06	1,1+03
137Cs	30,0 лет	Б	4,8-09	4,2+06	1,7+03

· массой питьевой воды (М), с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

· геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические соединения разделены на три типа, в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

· тип «М» (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,0001 сут¹;

· тип «П» (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут¹;

· тип «Б» (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут¹.

Таблица 12.10.

Значения дозовых коэффициентов, пределов годового поступления с воздухом и пищей, допустимой объемной активности во вдыхаемом воздухе и уровни вмешательства при поступлении с водой

отдельных радионуклидов для категории «население» (НРБ-99)

Примечание: ^[5] Обозначение КГ: #1 – новорожденные дети до 1 года; #2 – дети в возрасте 1-2 года; #3 – дети в возрасте 2-7 лет; #4 – дети в возрасте 7-12 лет; #5 – дети в возрасте 12-17 лет; #6 – взрослые (старше 17 лет).

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы «Г» (П-ГЗ) газов и паров соединений некоторых элементов.

При оценке поступления радионуклидов через дыхательные пути используют следующие значения стандартных параметров:

V_nepс = 2,4 х 10³ м³/год; t_nepc = 1700 час/год.

В таблице 12.10 приведены аналогичные данные, однако, для категории «население»:

а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом – критическая возрастная группа, а также значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА_нас оказалась наименьшей;

б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей – критическая возрастная группа (поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются преимущественно грудным молоком), значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же группы, где ПГП_нас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВ_нас. УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения.

Для населения установлены следующие значения стандартных параметров:

t_нac = 8800 час/год; М_нас = 730 кг/год для взрослых.

Годовой объем вдыхаемого воздуха для категории «население» установлен в зависимости от возраста (таблица 12.11).

Таблица 12.11.