НОРМИРОВАНИЕ ОБЛУЧЕНИЯ

В настоящее время в нашей стране облучение лю­дей регламентируют одновременно две нормы радиа­ционной безопасности — НРБ-76/87 и НРБ-96, при-l' чем последние распространяются на вновь строящие­ся, проектируемые и реконструируемые объекты, а на действующие предприятия и объекты, регламентируе­мые в настоящее время НРБ-76/87, с 1 января 2000 г. также будут распространены НРБ-96, которые с этого момента станут едиными и обязательными для всей Российской Федерации.

Нормами радиационной безопасности устанавли­ваются следующие категории облучаемых лиц:

Категория А — персонал.

Категория Б: в НРБ-96 — лица из персонала, а в НРБ-76/87 — ограниченная часть населения, прожи­вающая в наблюдаемой зоне.

Категория В — всенаселение, включая А и Б ка­тегории вне сферы их производственной деятельнос­ти. В НРБ-76/87 — население области, края, респуб­лики, страны. В НРБ-96 эта категория называется лица из населения.

В НРБ-96 впервые учитываются облучение отпри­родных источников персонала и населения, а так­жемедицинское облучение населения (в НРБ-76/ 87 это не учитывалось). НРБ-96 также вводят для ру­ководства к действию следующие принципы:

1. Принцип нормирования — непревышение до­пустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излуче­ния.

2. Принцип обоснования — 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 облучения.

3. Принцип оптимизации — 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.

Для облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

1) Основные дозовые пределы(в НРБ-76/87 — это предельно допустимая доза (ПДД) — для катего­рии А, предел дозы (ПД) — для категории Б).

2) Допустимые уровни{в НРБ-76/87—допусти­мая мощность дозы (ДМД), допустимая плотность по­тока (ДПП), допустимое содержание радионуклида в критическом органе (ДС), предельно допустимое по­ступление и предел годового поступления радионук­лида в организм (ПДП и ПГП), допустимая концентра­ция радионуклида в воздухе и воде (ДК), допустимое загрязнения поверхностей а- и р-излучающими радио­нуклидами (ДЗ ос, р ); в НРБ-96 — еще и допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и допус­тимые удельные активности (ДУА).

3) Контрольные уровни, устанавливаемые адми­нистрацией учреждения по согласованию с Госсан-эпиднадзором на уровне ниже допустимого (в НРБ-76/87 — предельно допустимые выбросы в атмосфе­ру (ПДВ), предельно допустимые сбросы жидких от­ходов — ПДС и др.).

Предельно допустимая доза (ПДД). В НРБ-76/ 87) — наибольшее значение индивидуальной эквива­лентной дозы за год, которая при равномерном накоплении в течение 50 лет не вызовет в состоянии здоровья работающих (Категория А) неблагоприят­ных изменений, обнаруживаемых современными ме­тодами исследований.

Предел дозы (ПД) — наибольшее значение ин­дивидуальной эквивалентной дозы за год, которая при равномерном накоплении в течение 70 лет не вызо­вет в состоянии здоровья ограниченной части насе­ления (Категория Б) неблагоприятных изменений, об­наруживаемых современными методами исследова­ний.

Основные дозовые пределы установлены для трех групп критических органов.

Критический орган — орган, ткань, часть тела или все тело, облучение которых причиняет наиболь­ший ущерб здоровью данного лица или его потомст­ву. В основу деления на группы критических органов положен закон радиочувствительности Бергонье-Три-бондо, по которому наиболее чувствительными к ио­низирующему излучению являются наименее диффе­ренцированные ткани, клетки которых интенсивно размножаются.

К первой группе относятся: гонады, красный кост­ный мозг и все тело, если тело облучается изотроп­ным (равномерным) излучением.

Ко второй группе относятся: все внутренние ор­ганы, эндокринные железы (за исключением гонад), нервная и мышечная ткань и другие органы, не отно­сящиеся к первой и третьей группам.

К третьей группе относятся: кожа, кости, пред­плечья и кисти, лодыжки и стопы.

В НРБ-96 в качестве основных дозовых пределов используется эффективная доза, представляющая сумму произведений эквивалентной дозы в органе на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани. Эффективная доза исполь­зуется в качестве меры риска отдаленных последст­вий облучения человека. Эффективная доза дляпер­сонала равна 20 мЗв/год (2 Бэра/год) за любые пос­ледовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год; для лица из населения — 1 мЗв/год за любые последо­вательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год.

Для второй и третьей групп критических органов используется эквивалентная доза в органе, соот­ветственно:

для персонала —150 мЗв и 500 мЗв

для лица из населения —15м3ви50м3в

Для группы Б из персонала эффективная и экви­валентные дозы в органе не должны превышать 1/4 части величины для персонала (группы А).

При спасении жизни людей, для предотвращения дальнейшего разрастания аварии и облучении боль­шего числа людей может возникнуть такая ситуация, когда потребуется превышение допустимых величин по облучению, и тогда может планироваться повышен­ное облучение персонала, причем только для мужчин не моложе 30 лет при добровольном письменном со­гласии после информирования о возможном риске для здоровья до величины не более 200 мЗв/год (20 Бэр/год).

Однократное облучение в дозе более 200 мЗв/год должно рассматриваться как потенциально опасное.

Все источники ионизирующих излучений, воздей­ствующие на человека, могут быть либо в откры­том, либо в закрытом виде.

Радионуклиды, которые могут загрязнять внеш­нюю среду и попадать внутрь организма с вдыхаем ым воздухом, пищей и водой, а также через кожу, назы­ваютсяоткрытыми (пары, газы, жидкости и порош­ки). Они, как правило, вызывают внутреннее облуче­ние.

Для определения необходимости организации за­щиты и проведения мероприятий по деконтаминации объектов окружающей среды они должны подвер­гаться радиометрическому исследованию и санитар­ной оценке степени загрязнения радионуклидами на основании допустимых уровней — допустимых объемных активностей (ДОА), или допустимых удель­ных активностей (ДУА).

К мерам защиты при работе с источниками ио­низирующих излучений в открытом виде относятся:

1. Организационные мероприятия —органи­зация трех классов работ в зависимости от группы ра­диационной опасности радионуклида при внутреннем облучении и активности нуклида на рабочем месте.

Самые строгие требования предъявляются к работам по первому классу.

2. Планировочные мероприятия — работы по первому классу могут проводиться в специальных изо­лированных корпусах, имеющих 3-зональную плани­ровку с обязательными санпропускником и шлюзом;

работы по второму классу могут проводиться в изо­лированной части здания, а по третьему классу — в отдельных помещениях, имеющих вытяжной шкаф, т.е. в обычных химических лабораториях.

3. Герметизация оборудования и зон, что до­стигается правильным санитарно-техническим обу­стройством лабораторий и рабочих мест, систем вен­тиляции, водоснабжения и канализации.

4. Использование несорбирующих материалов для отделки пола, стен, потолка, оборудования.

5. Использование средств индивидуальной за­щиты (СИЗ) — халатов, перчаток, бахил, нарукав­ников, щитков, респираторов, пневмокостюмов.

6. Строгое соблюдение правил личной гигие­ны или так называемой "радиационной асептики" — запрещение хранения на рабочем месте пищевых про­дуктов и напитков, запрещение курения, применения косметики, соблюдение правил одевания и снятия (на­пример, перчаток), своевременная и правильная до­зиметрия и деконтаминация (дезактивация) загряз­ненных средств индивидуальной защиты и аппара­туры.

При работе с источниками ионизирующих излуче­ний в закрытом виде. находящихся в такой упаковке (или в таком агрегатном состоянии), которые НА МОМЕНТ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ с учетом износа, не до­пускают загрязнения объектов окружающей среды, а источник действует внешним излучением и даже при попадании внутрь организма вызывает внешнее об­лучение (например: радиоактивные бусы для внутри-полостной радиотерапии, иглы из кобальта-60 для внутритканевой радиотерапии, аппараты для теле­гамма-терапии, рентгенотерапии и рентгенодиагнос­тики).

Факторы, определяющие радиационную опас­ность закрытых источников, видны из формулы дозы:

где

m-активность источника ;

t - время облучения;

г² - квадрат расстояния от источника до облучае­мого;

р - плотность среды, через которую проходит из­лучение.

Соответственно этим факторам опасности исполь­зуются 4 принципа защиты:

1)"защита количеством" — снижение до ми­нимально допустимой активности источника облуче­ния, при которой из-за увеличения времени облуче­ния начинает возрастать доза на здоровые ткани (на­пример, в "Рокусе" или "Луче");

2) "защита временем"— доведение манипуля­ций с радиоактивными источниками до автоматизма, в результате чего заметно уменьшается время облу­чения и, соответственно, доза на работающего.

3) "защита расстоянием"— самый эффектив­ный принцип защиты, т.к. здесь используется обрат­но пропорциональная квадратичная зависимость. Уве­личив расстояние в 2 раза, доза уменьшается в 4 раза, а увеличив расстояние в 3 раза, доза уменьшится в 9 (!) раз. Для этой цели используется дистанционный инструментарий, различные манипуляторы, захваты, щипцы.

4) "защита экранами"— изменяя плотность сре­ды, можно значительно снизить дозу облучения. При­чем при работе с гамма-излучением (и рентгеновским) используются экраны из материалов, имеющих боль­шую атомную массу и номер элемента в таблице Д.И. Менделеева (например, свинец (РЬ), уран (U)). При работе с бета-излучением, напротив, используются экраны из материалов с легким атомным весом и ма­лым порядковым номером (например, из алюминия (А1), оргстекла). И здесь нельзя использовать, напри­мер, свинец, т.к. возникает очень жесткое тормозное излучение, с которым "справиться" будет значитель­но труднее.

При работе с нейтронными источниками исполь­зуются многослойные экраны. Первым слоем на пути нейтронов должен быть замедлитель, т.е. водород-содержащий материал (вода, парафин, оргстекло, воск и другие), вторым слоем должен быть поглоти­тель медленных нейтронов (гадолиний, кадмий, бор). Третьим слоем на пути уже не нейтронов, а возник­шего у-излучения должен быть слой из свинца.

Таким образом, если врач будет знать основы ра­диационной безопасности, он сумеет снизить риск переоблучения и самого себя, и своих пациентов, не снижая при этом диагностической ценности многих рентгено-радиолог.ических медицинских методов ис­следования. Ведь знания — это не тяжесть за спиной, а помощь в работе и в жизни.

Лекция 24