Скачать презентацию Защита от внешнего излучения при работе с
исакова Н.Н.pptx
- Количество слайдов: 37
Скачать презентацию Защита от внешнего излучения при работе с
Скачать презентацию Защита от внешнего излучения при работе с
«Защита от внешнего излучения при работе с радиоактивными веществами и источниками ионизирующих излучений в лечебно-профилактических учреждений» Подготовила: Исакова Наталья Николаевна студентка 440 группы педиатрического факультета 2013 год
Источник радионуклидный закрытый - источник излучения, устройство которого исключает поступление содержащихся в нем радионуклидов в окружающую среду в условиях применения и износа, на которые он рассчитан. Ряд положений об особенностях использования радиоактивных веществ в закрытом виде: 1. Использование закрытых источников излучения разрешается только в условиях, предусмотренных технической документацией на источники, согласованной с Главным санитарноэпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения РФ. Должен осуществляться контроль герметичности источников в объеме и с периодичностью, установленной вышеуказанными документами. Запрещается использовать закрытые источники в случае нарушения их герметичности, а также по истечении срока эксплуатации источника без возобновления разрешения на его использование, принимаемого комиссионным путем. 2. Устройство, в которое помещен радионуклидный источник, должно быть устойчиво к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям и соответствовать условиям его использования. 3. В нерабочем положении все радионуклидные источники должны находиться в защитных устройствах, а устройства, генерирующие ионизирующее излучение, - обесточены.
4. Для извлечения радионуклидного источника из контейнера следует пользоваться дистанционным инструментом или специальными устройствами. Запрещается прикасаться к радионуклидным источникам руками. При работе с источниками, извлеченными из защитных контейнеров, должны использоваться соответствующие защитные экраны и манипуляторы. 5. При работе с закрытыми источниками более 200 мг-экв радия должны использоваться специальные устройства с дистанционным управлением. 6. Выпуск опытных образцов приборов, аппаратов и установок, действие которых основано на использовании ионизирующих излучений, радионуклидных источников для радиоизотопных приборов, а также эталонных источников в количестве свыше трех экземпляров и их серийное производство разрешается только по техническим условиям, описаниям и инструкциям по эксплуатации, составленными в соответствии с действующими ГОСТами и согласованными с Государственным комитетом по использованию атомной энергии РФ или организацией, им уполномоченной, и Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения РФ. 7. При выпуске указанных в п. 6 видов продукции в количестве до трех экземпляров техническая документация подлежит согласованию с местными органами Госсаннадзора.
8. Выпуск опытных образцов и серийное производство устройств, генерирующих ионизирующее излучение, разрешается после согласования технической документации с Главным санитарно-эпидемиологическим управлением Министерства здравоохранения РФ. Это требование не распространяется на устройства, генерирующие рентгеновское излучение с энергией менее 10 кэ. В. 9. Мощность эквивалентной дозы излучения от устройств, при работе которых возникает сопутствующее неиспользуемое рентгеновское излучение, не должна превышать 0, 1 мбэр/ч на расстоянии 0, 1 м от поверхности. 10. Мощность эквивалентной дозы излучения от переносных, передвижных, стационарных дефектоскопических, терапевтических и других аппаратов не должна превышать 3 мбэр/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока защиты аппарата с источником. Для рентгенодиагностических аппаратов и флюорографов мощность эквивалентной дозы на поверхности блока с источником не должна превышать значений, установленных соответствующими ГОСТами. 11. Мощность эквивалентной дозы излучения от радиоизотопных приборов не должна превышать 0, 3 мбэр/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока прибора с источником и 10 мбэр/ч вплотную к поверхности блока с источником.
12. Рабочая часть стационарных аппаратов и установок с открытым или с неограниченным по направлению пучком излучения должна размещаться в отдельном помещении (преимущественно в отдельном здании или отдельном крыле здания); материал и толщина стен, пола, потолка этого помещения при любых реальных положениях радиоактивного источника и направлениях пучка должны обеспечивать ослабление первичного и рассеянного излучения в смежных помещениях и на территории учреждения до допустимых значений, установленных п. 10 и 11. На ускорителях электронов с энергией выше 15 Мэ. В должна быть также обеспечена защита от потоков фотонейтронов. 13. Пульт управления аппаратом (установкой) размещают в отдельном от источника помещении. Входная дверь в помещение, где находится аппарат, должна блокироваться с механизмом перемещения источника или с включением высокого (ускоряющего) напряжения так, чтобы исключить возможность случайного облучения персонала. 14. Должно быть предусмотрено устройство для принудительного дистанционного перемещения источника в положение хранения в случае отключения энергопитания установки или в случае любой другой аварии. При подводном хранении радиоактивных источников должны быть предусмотрены система автоматического поддержания уровня воды в бассейне, система сигнализации об изменении уровня воды и о повышении мощности дозы в рабочем помещении. 15. Помещения, где размещаются стационарные установки с радионуклидными источниками излучения, должны быть оборудованы системами блокировки и сигнализации о положении источника (блока источников) и превышении заданной мощности дозы излучения. 16. При использовании установок (аппаратов), за пределами которых мощность дозы излучения в рабочем положении и при хранении источника не превышает 0, 3 мбэр/ч на расстоянии 1 м от доступных частей поверхности установки, специальные требования к помещениям и размещению установок не предъявляются.
17. При использовании приборов с закрытыми радионуклидными источниками и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, вне помещений или в общих производственных помещениях должен быть исключен доступ посторонних лиц, обеспечена сохранность источника. Следует также: а) направлять излучение предпочтительно в сторону земли или в сторону, где отсутствуют люди; б) удалять источники от обслуживающего персонала и других лиц на возможно большие расстояния; в) ограничивать длительность пребывания людей вблизи источников; г) применять передвижные ограждения и защитные экраны; д) вывешивать плакаты, предупреждающие об опасности, которые должны быть отчетливо видимы с расстояния не менее 3 м. 18. При хранении радионуклидных источников в количествах, приводящих к накоплению в воздухе рабочих помещений озона и окислов азота более 0, 1 и 0, 5 мг/м 3 соответственно, должна предусматриваться постоянно действующая система вентиляции. В остальных случаях при использовании закрытых радионуклидных источников и устройств, генерирующих ионизирующее излучение, необходимо предусматривать общеобменную приточно-вытяжную вентиляцию в соответствии с требованиями СНи. П. 19. Радионуклидные источники, не пригодные для дальнейшего использования, должны рассматриваться как радиоактивные отходы, своевременно списываться и сдаваться на захоронение в сроки, согласованные с местными органами Госсаннадзора. Копия акта о приемке источника на захоронение передается в органы Госсаннадзора и внутренних дел.
основные виды радиоактивных излучений. β-Частицы представляют собой электроны, испускаемые при ядерных распадах. Для ядер, содержащих избыточное число нейтронов, типичен β-распад; при этом происходит превращение одного из нейтронов ядра в протон; β-распад обычно сопровождается γ-излучением. При превращении одного из протонов атомного ядра в нейтрон также возникает β-распад (позитронный распад). Максимальная энергия β-частиц колеблется в пределах 0, 01— 10 Мэв; в большинстве случаев β -частицы имеют энергию в пределах 3 Мэв. В зависимости от энергии проникающая способность β -частнц в разных средах различна и колеблется от нескольких метров в воздухе до нескольких миллиметров в воде и тканях организма. Пробег β-частиц с энергией 3 Мэв составляет в воздухе 14, 5 м, в воде— 12, 5 мм и в алюминии — 4, 9 мм. β-Частицы при прохождении через вещество теряют свою энергию вследствие возникающих при этом различных процессов взаимодействия с ядрами и электронами (возбуждения и ионизации атомов); для β-частиц высоких энергий характерными являются столкновения, сопровождающиеся возбуждением атомов и ионизацией, а для β-частиц малых энергий — ионизация. Одна β-частица с энергией 1 Мэв на своем пути в воздухе может образовать 30 000 пар ионов. Плотность ионизации атомов среды β-частицами, как указано выше, больше, чем при ионизации γ-квантами той же энергии, но значительно меньше, чем при ионизации α-частицами. Воздействие β-частиц на организм возможно путем как внешнего облучения, так и внутреннего — при попадании в организм β-излучателей.
Позитроны (β+- частицы) образуются при распаде некоторых искусственных радиоактивных изотопов. Продолжительность жизни позитрона незначительна, в среднем 1, 5· 10 -7 секунды. При взаимодействии с веществом позитрон соединяется с электроном; при этом излучаются два γкванта. Электроны и позитроны отличаются только знаком заряда, в остальном их свойства идентичны. Нейтроны в зависимости от их кинетической энергии могут быть разделены на быстрые — с энергией 0, 5— 10 Мэв, сверхбыстрые — с энергией 500 Мэв и более, промежуточные — с энергией 5 кэв — 0, 5 Мэв, медленные— с энергией 0, 1— 5 кэв тепловые — с энергией около 0, 025 Мэв. В организме при воздействии медленных нейтронов возможна реакция превращения входящих в состав тканей стабильных изотопов в радиоактивные. К таким изотопам относятся натрий, хлор, азот, углерод, сера, фосфор, кислород и др. В основном эта наведенная радиоактивность обусловлена натрием и фосфором. Ядра радиоактивного натрия испускают γ-кванты. При взаимодействии нейтронов с ядрами элементов могут возникнуть α- или β-частицы. Основными источниками нейтронов являются атомные реакторы, ускорители. При работе с источниками нейтронов возможно внешнее облучение обслуживающего персонала. Учитывая высокопроникающую способность нейтронов, применяют такую защиту, которая обеспечивает их поглощение. Материалами для защиты от быстрых нейтронов служат вода, парафин, специальный бетон; тепловые нейтроны хорошо поглощаются бором и кадмием.
γ-Лучи— электромагнитное излучение с длиной волны в пределах 0, 001— 0, 1 А. В зависимости от энергии различают: мягкие γ-лучи— до 0, 2 Мэв, лучи средней жесткости — от 0, 2 до 1 Мэв, жесткие лучи — от 1 до 10 Мэв сверхжесткие лучи — выше 10 Мэв. γ-Лучи обладают высокой проникающей способностью и могут проникать через толстые пластины свинца, бетонные стены большой толщины. Возникающая ионизация от воздействия γ - лучей главным образом обусловлена электронами, которые выбиваются γ – квантами из атомов при прохождении через вещество. В связи с тем, что γ – лучи обладают высокой проникающей способностью, внешнее облучение ими представляет для человека большую опасность. Для защиты от облучения применяют материалы значительной плотности. Большое значение для защиты имеет расстояние человека от излучателя, так как интенсивность облучения γ – лучами снижается обратно пропорционально квадрату расстояния от точечного источника.
Рентгеновские лучи, как и γ – лучи, относятся к электромагнитному излучению с длиной волны от 0, 06 до 20Ă. Они возникают вне ядра атома вследствие потери энергии электронами; это наблюдается в рентгеновских трубках, а также при работе бетатронов, циклотронов, в электронных микроскопах, мощных генераторных и выпрямительных лампах, некоторых электроннолучевых трубках. Рентгеновские лучи обладают высокой проникающей способностью. Ионизирующее действие этих лучей обусловлено преимущественно вторичным действием образованных фотоэлектронов и электронов отдачи. Рентгеновы лучи представляют большую опасность для человека при внешнем облучении. Интенсивность их, так же как и γ – лучей, уменьшается обратно пропорционально квадрату расстояния от источника излучения.
Ионизация атомов и молекул живой материи является первичным начальным этапом биологического действия излучения. Особое значение при облучении живого организма имеет ионизация молекул воды, которая составляет 75% объема всех органов и тканей человека. В результате ионизации молекул воды в известных условиях образуются радикалы, которые могут вступать в реакцию с веществами, способными как окисляться, так и восстанавливаться. Из них наибольшее значение имеют атомарный водород (Н), гидроксил (ОН), перекись водорода (Н 2 О 2 ) Свободные радикалы вступают в реакцию с активными структурами ферментных систем — сульфгидрильными группами (SH), превращая их в неактивные дисульфидные группы (S = S). В результате. нарушается каталитическая активность очень важных тиоловых ферментных систем, участие которых абсолютно необходимо в синтезе нуклеопротеидов и нуклеиновых кислот — важнейших элементов в жизнедеятельности организма. Под влиянием облучения количество дезоксирибонуклеиновой кислоты и дезоксирибонуклеопротеидов в ядрах клеток значительно снижается, замедляется скорость их обновления. Так как свободные радикалы живут чрезвычайно короткий срок (доли секунды), то естественно возникает вопрос, каким образом они обеспечивают указанные длительные процессы. Для объяснения этого выдвинута теория возникновения цепных самоускоряющихся реакций, которые вызываются свободными радикалами. Реакция организма на ионизирующее излучение зависит от многих факторов: дозы облучения, вида излучения, длительности воздействия, размеров облучаемой поверхности, индивидуальной реактивности организма.
Интенсивность поражения при этом зависит от количества радиоактивного вещества, способа поглощения, химических и физических свойств, периода полураспада и полувыведения, степени накопления в отдельных органах и других условий. Распределение в организме и выведение из него радиоактивных веществ зависят от их физико -химических свойств и функционального состояния организма. Некоторые вещества накапливаются в определенных органах, например йод (I 131)—в щитовидной железе, радий (Ra 228), стронций (Sr 89, Sr 90)—в костях, натрий (Na 24) и цезий (Cs 137) распределяются в организме более или менее равномерно. Накопление радиоактивных веществ в отдельных органах и тканях при длительном действии обусловливает развитие в них патологических изменений, например злокачественных новообразований. Из организма радиоактивные вещества выделяются через желудочно-кишечный тракт, почки, а газообразные изотопы (радон, торон и др. ) — через дыхательные пути. Некоторые вещества могут выделяться слизистой оболочкой рта, кожей, молочными железами. Значительная часть радиоактивных изотопов выделяется в основном в первые дни после поступления в организм, однако многие элементы (стронций) выделяются медленно и надолго задерживаются в нем. Важной характеристикой поведения радиоактивных веществ в организме является скорость снижения их активности. Для ее оценки используется понятие «эффективный период» — время, в течение которого активность содержащегося в организме изотопа, уменьшается вдвое. Оно зависит от периода полураспада изотопа и периода его полувыведения из организма. Нарушения состояния здоровья вследствие воздействия ионизирующего излучения возможны при невыполнении правил охраны труда во время работы с радиоактивными веществами.
В зависимости от степени поражения патологический процесс, вызванный ионизирующим излучением, может проявиться в острой или хронической форме лучевой болезни. Острая лучевая болезнь — общее лучевое поражение организма, при котором клинические явления возникают рано. Характеризуется болезнь как общетоксическими симптомами (слабость, тошнота, утомляемость и др. ), так и специфическими признаками поражения кроветворных органов, желудочно-кишечного тракта, центральной нервной и других систем. Различают четыре периода течения болезни (начальный, скрытый, разгар и исход), которые в зависимости от дозы облучения и индивидуальной чувствительности человека могут проявляться по-разному. Легкая форма возникает при действии ионизирующей радиации в дозе свыше 100 р. В начальный период заболевания может наблюдаться однократно рвота в первые сутки после облучения, а в последующем – небольшая общая слабость в течение 2— 3 недель. Заболевание средней степени тяжести характеризуется поражением кроветворных органов, которое наиболее выражено в фазе разгара болезни. При тяжелой форме (100— 1000 р), помимо глубокого нарушения кроветворения, болезнь характеризуется опасностью возникновения массивных кровотечений и инфекционных осложнений. Крайне тяжелая форма лучевой болезни (более 1000 р) развивается при явлениях поражения желудочно-кишечного тракта и характеризуется непрерывной рвотой и диареей с кровавыми выделениями. После облучения в дозе более 10 000 р основные симптомы лучевой болезни связаны с поражением центральной нервной системы, которое проявляется сразу после облучения.
Хроническая лучевая болезнь может быть результатом длительного внешнего или внутреннего облучения в дозах, превышающих в 10 и более раз предельно допустимые для лиц, профессионально работающих в сфере действия ионизирующей радиации. Начальные проявления лучевой болезни при длительном облучении выражаются неустойчивостью вегетативной регуляции (колебания содержания в крови форменных элементов, кровяного давления, моторной и секреторной функций желудочно-кишечного тракта) и функций центральной нервной системы (в частности, психофизиологических). При прогрессировании заболевания (в случае продолжающегося облучения) появляются более стойкие изменения крови (лейкопения, тромбоцитопения, анемия). Местное лучевое воздействие γ-, рентгеновского или β-излучения может вызывать поражения кожи. При дозах свыше 200 р наблюдается эпиляция с последующим восстановлением волос, если доза не превышает 600 р. Дозы до 1000 р могут вызывать реакцию, равнозначную тепловому или солнечному ожогу II степени. Пузыри начинают появляться через 1— 2 недели после воздействия. Дозы, превышающие 1200 р, вызывают тяжелые повреждения по типу химических или контактных термических ожогов. Боль начинается сразу после облучения. Ткани некротизируются на различную глубину. Хроническое облучение кожи в течение нескольких месяцев или лет вызывает поражение кожи типа экземы.
Ионизирующие излучения закрытого типа применяются в различных отраслях интроскопии и стерилизации медицинских инструментов, расходных материалов и продуктов питания, а также в лучевой терапии, ПЭТ -томографии. Для лечения опухолей используют тяжёлые ядерные частицы такие как протоны, тяжёлые ионы, отрицательные π-мезоны и нейтроны разных энергий. Создаваемые на ускорителях пучки тяжёлых заряженных частиц имеют малое боковое рассеяние, что дает возможность формировать дозные поля с чётким контуром по границам опухоли.
Принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения. Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях. Нормами радиоационной безопасности (НРБ-99) устанавливаются следующие категории облучаемых лиц: • персонал: - лица, работающие с техногенными источниками (группа А) - лица, по условиям работы находящиеся в сфере воздействия источников излучения (группа Б) • население: все лица, включая персонал, вне работы с источниками ионизирующих излучений.
Основные принципы защиты при внешнем воздействии ионизирующей радиации. Защита от ионизирующих излучений состоит из комплекса организационных (инструктаж, инструкции, ограничение времени пребывания персонала) и технических (экранирование) мер. Защита от внешнего облучения достигается: ➢защита временем – уменьшение времени облучения; ➢защита расстоянием – увеличение расстояния до источника излучения; ➢защита экранированием – применение защитных экранов.
Полная доза облучения находится в пропорциональной зависимости от продолжительности облучения, а мощность дозы облучения обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника излучения, т. е. во сколько раз меньше продолжительность облучения, во столько же раз уменьшается и полная доза облучения, а увеличение расстояния от источника излучения в 2 раза приведет к уменьшению мощности дозы в 4 раза.
Защитные экраны. Применение защитных экранов основано на свойстве материалов и веществ в зависимости от толщины слоя поглощать излучения. Толщина защитных экранов рассчитывается в зависимости от длины пробега частиц и плотности вещества экрана. Ø Для защиты от альфа-излучения достаточны экраны на стеклах, фольги и плексиглаза толщиной в доли миллиметра. Ø Для защиты от рентгеновских лучей и гамма-излучений изготовляются экраны из веществ с большим атомным весом (свинец, вольфрам, чугун, нержавеющая сталь). Эти экраны часто оборудуются различными манипуляторами для дистанционного выполнения различных действий с предметами за экраном. Ø Для защиты от радиоактивных излучений также применяют контейнеры-боксы и индивидуальные средства защиты (ГОСТ 12. 4. 06679)
К индивидуальным средствам защиты относятся спецодежда и различные приспособления : халаты, резиновые перчатки, фартуки, шапочки, калоши, резиновые сапоги, комбинезоны, очки и щитки. Спецодежда выполняется из хлопчатобумажной ткани, из пленочных материалов. Для защиты органов дыхания применяются противогазы и распираторы. Все лица, допускаемые к работе, связанной с применением радиоактивных веществ и источников ионизирующих излучений, подлежат медицинскому осмотру и обучению безопасным методам работы, правилам пользования защитными средствами и приспособлениями, а также правилами личной гигиены. Кроме того обязателен инструктаж по безопасным методам работы на рабочем месте, а после стажировки производится проверка знаний по технике безопасности. Повторная проверка знаний по безопасности выполнения работ и периодические медицинские осмотра проводятся не реже, чем через каждые шесть месяцев. Работы при использовании радиоактивных веществ должны быть организованы так, чтобы исключить возможность непосредственного контакта с радиоактивными веществом, попадания радиоактивного вещества в воздух рабочей зоны. Эти цели достигаются герметизацией радиоактивных веществ при хранении, перевозке, выполнении работ и удалении отходов, применением местной и общеобменной вентиляции, дезактивацией. В опасных местах по радиации устанавливаются знаки радиационной опасности.
«Нормами радиационной безопасности НРБ-69» установлены предельно допустимые дозы внешнего и внутреннего облучения и так называемые пределы дозы. Предельно допустимая доза (ПДД)—годовой уровень облучения персонала, не вызывающий при равномерном накоплении дозы в течение 50 лет обнаруживаемых современными методами неблагоприятных изменений в состоянии здоровья самого облучаемого и его потомства. Предел дозы—допустимый среднегодовой уровень облучения отдельных лиц из населения, контролируемый по усредненным дозам внешнего излучения, радиоактивным выбросам и радиоактивной загрязненности внешней среды. Установлены три категории облучаемых лиц: * категория А — персонал (лица, которые непосредственно работают с источниками ионизирующих излучений или по роду своей работы могут подвергаться облучению), * категория Б —отдельные лица из населения (контингент населения, проживающего на территории наблюдаемой зоны), * категория В —население в целом (при оценке генетически значимой дозы облучения).
Среди персонала выделены две группы: а) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения могут превышать 0, 3 годовых ПДД (работа в контролируемой зоне); б) лица, условия труда которых таковы, что дозы облучения не должны превышать 0, 3 годовых ПДД (работа вне контролируемой зоны). При установлении ПДД в пределах дозы внешнего и внутреннего облучения в НРБ-69 учитываются четыре группы критических органов. Критическим органом считается тот, облучение которого является наибольшим; степень опасности облучения зависит также от радиочувствительности облучаемых тканей и органов.
В зависимости от категории облучаемых лиц и группы критических органов установлены предельно допустимые дозы и пределы доз. Предельно допустимые дозы не включают естественный радиационный фон, создаваемый космическим излучением и излучениями горных пород при отсутствии посторонних искусственных источников ионизирующей радиации. Мощность дозы, которая создается естественным фоном, на поверхности земли колеблется в пределах 0, 003— 0, 025 мр/час (иногда и выше). При расчетах естественный фон принимается равным 0, 01 мр/час. Предельная суммарная доза для профессионального облучения рассчитывается по формуле: Д ≤ 5 (N – 18) где Д — суммарная доза в бэр; N — возраст человека в годах; 18 — возраст в годах начала профессионального облучения. К 30 годам суммарная доза не должна быть больше 60 бэр. В исключительных случаях разрешается облучение, приводящее к превышению годовой предельно допустимой дозы в 2 раза в каждом конкретном случае или в 5 раз на протяжении всего периода работы. В случае аварии каждое внешнее облучение дозой 10 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 5 лет, накопленная доза не превысила величину, определяемую по указанной выше формуле. Каждое внешнее облучение дозой до 25 бэр должно быть так скомпенсировано, чтобы в последующем периоде, не превышающем 10 лет, накопленная доза не превысила величину, определенную по той же формуле.
В зависимости от предельно допустимых доз и пределов доз внутреннего облучения установлены предельно допустимые уровни содержания радиоактивных изотопов в организме лиц категории А и Б и на основании этих величин — годовое предельно допустимое поступление (ПДП) в организм радиоактивных веществ (для персонала) и предел годового поступления (ПГП) для отдельных лиц из населения. Исходя из величин ПДП и ПГП, рассчитаны среднегодовые допустимые концентрации (СДК) радиоактивных веществ для воздуха рабочих помещений, атмосферного воздуха и воды. При этом было принято, что объем легочной вентиляции для лиц категории А (в период выполнения работы) составляет 2, 5 · 106 л/год, для лиц категории Б — 7, 3· 106 л/год, потребляемое взрослым человеком количество воды — 800 л/год. СДК различных радиоактивных веществ отличаются в отдельных случаях в 104 раз, что обусловлено неравнозначной их радиотоксичностью, которая зависит от вида и энергии излучения, времени пребывания изотопа в организме. Для контроля уровня радиоактивных излучений применяются различные дозиметрические приборы.
Индивидуальные дозиметры — бытовые дозиметры, предназначенные для ношения (как правило, в кармане одежды либо на поясном ремне) с целью предупредить человека о вхождении в зону с высоким уровнем гамма-излучения. Следует отметить, что распространенное наименование таких приборов «дозиметрами» не совсем верно, но исторически прижилось. «Настоящий» дозиметр в строгом его значении это, например, фотопленка, носимая в кармане, по засвечиванию которой можно судить о накопленной дозе, но которая не позволяет в реальном времени узнать плотность потока излучения. Данные электронные приборы было бы более точно называть дозиметрами-радиометрами. Отличия бытовых дозиметров Бытовые дозиметры отличаются от профессиональных меньшей точностью измерений. Это компромисс с целью упрощения и удешевления приборов, а также уменьшения их габаритов. Применяемые детекторы В дозиметрах применяются как классические газоразрядные детекторы (счетчик Гейгера), так и компактные полупроводниковые.
Индивидуальный дозиметрический контроль ИДК проводится для всех лиц, отнесенных приказом по учреждению к группе А персонала подразделения лучевой терапии. ИДК проводит служба РБ учреждения или специализированная организация по договору с администрацией учреждения при наличии соответствующей аккредитации. Для определения индивидуального эквивалента дозы Н (10) р необходимо использовать кассеты, где детекторы расположены под слоем из тканеэквивалентного материала толщиной 10 мм. ИДК рекомендуется проводить с помощью термолюминесцентных дозиметров (ТЛД), где в качестве детекторов используются фосфоры из фтористого лития Li. F. Рекомендуемые технические характеристики дозиметров: - диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы Н (10)р - 20, 0 мк. Зв -10, 0 Зв; - диапазон энергии гамма-излучения - 0, 15 - 3, 00 Мэ. В.
Индивидуальные дозиметры (кассета с детектором) закрепляются на наружной поверхности спецодежды, на уровне груди и (или) на нижней части живота. Вопрос о размещении дозиметров решается на основании измерений мощности амбиентной дозы на разных высотах для конкретного рабочего места. Медицинский персонал, выполняющий ряд ручных операций с источниками гамма-излучения, должен быть обеспечен дозиметрами для контроля эквивалентных доз облучения кожи пальцев рук и хрусталика глаз. Для этих целей используется ТЛД в кассетах, отвечающих требованиям определения индивидуального эквивалента дозы Н (0, 07)р и Н (3), соответственно. Диапазон измерения индивидуального эквивалента дозы для кожи и хрусталика глаз должен быть 2, 0 м. Зв 100, 0 Зв. Индивидуальные дозиметры необходимо предохранять от температурных воздействий и повышенной влажности, а также от механических повреждений. Запрещается вскрывать кассеты индивидуальных дозиметров. Периодичность ИДК рекомендуется устанавливать не реже 1 раза в квартал. Для целей измерения текущих значений индивидуального эквивалента дозы и мощности дозы используют прямопоказывающие электронные дозиметры, т. к. приведенные выше методы ИДК служат для ретроспективной оценки дозы облучения персонала Выпускаемые отечественной промышленностью дозиметры такого типа имеют диапазоны измерений: - мощность амбиентного эквивалента дозы Н*(10) - 0, 1 мк. Зв/ч -1, 0 Зв/ч; - индивидуальный эквивалент дозы Н (10) - 1 мк. Зв - 10 Зв.
Планировка отделений телегамматерапии. При выборе мест размещения помещений для подразделений лучевой терапии следует руководствоваться требованиями Сан. Пи. Н 2. 1. 3. 1375 -03 "Гигиенические требования к размещению, устройству, оборудованию и эксплуатации больниц, родильных домов и других лечебных учреждений" настоящих указаний: 1. Размещение этих помещений или радиологического корпуса согласовывается с органами Роспотребнадзора. Проектирование, строительство новых и реконструкцию действующих радиологических корпусов, помещений для подразделений лучевой терапии должны выполнять организации, имеющие соответствующие лицензии на проведение данных работ. 2. Запрещается размещать кабинеты для дистанционного и контактного терапевтического облучения в жилых и общественных зданиях. 3. Вновь строящиеся отделения и кабинеты дистанционной лучевой терапии должны размещаться в отдельно стоящем радиологическом корпусе, пристройке или отдельном крыле здания медицинского учреждения. 4. Состав и площади помещений вновь строящихся и реконструируемых кабинетов и отделений, требования к вентиляции, отоплению и освещению помещений должны соответствовать требованиям санитарных правил.
5. Основными принципами планировочно-функционального расположения помещений кабинетов и отделений должны быть: - сосредоточение помещений, в которых проводятся работы с радионуклидными источниками ионизирующих излучений, в одном блоке; - расположение пультов управления радиационно-терапевтических аппаратов в отдельных помещениях; - возможность организации механизированного транспортирования радионуклидных источников к рабочим местам и автоматизации процесса подготовки радионуклидных источников к эксплуатации. 6. Помещения для гамма-терапевтических аппаратов дистанционного облучения, требующие усиленных нижних перекрытий или фундамента, как правило, располагаются на первом или цокольном этажах, либо в подвальном помещении (ниже уровня земли). 7. Рекомендуемый состав помещений для дистанционного гамма-терапевтического облучения: 7. 1. Помещения для ожидания больными своей очереди на облучение и на остальные технологические процедуры лучевой терапии. Они должны быть изолированы от других помещений клиники аналогичного назначения, где пациенты ожидают своей очереди на проведение диагностических, лечебных и других процедур, не относящихся к лучевой терапии. Площадь помещения для ожидания на облучение рекомендуется предусматривать из расчета 12 пациентов на 1 радиационно-терапевтический аппарат, а для больных, ожидающих своей очереди в кабинет врача-радиолога (радиационного онколога) - 8 пациентов на 1 врача. Площадь проектируемых помещений для ожидания должна обеспечивать также размещение и свободный провоз в каньон аппарата каталок с больными.
7. 2. Кабинет для размещения рентгеновского симулятора или компьютерного симулятора-томографа. Их габаритные размеры должны обеспечивать беспрепятственное и безопасное для больного и персонала перемещение всех подвижных частей, в том числе и до их крайних положений. Здесь же следует предусмотреть выделенное место или отдельное помещение для хранения средств иммобилизации и формирующих блоков. 7. 3. Кабинет дозиметрического планирования должен быть размещен поблизости от кабинета с симулятором, но они могут быть несмежными. Рекомендуется оба кабинета связать коммуникационными линиями локальной компьютерной сети с целью передачи топометрической информации для дозиметрического планирования. Площадь кабинета должна обеспечивать размещение нескольких рабочих мест (в зависимости от кадрового обеспечения), оборудованных компьютерами и периферийными устройствами к ним. 7. 4. Кабинет для изготовления средств формирования пучка излучения и индивидуальных средств иммобилизации больного. Размеры кабинета должны обеспечивать свободное размещение оборудования для разметки, отливки, резки и монтажа формирующих блоков и индивидуальных средств иммобилизации, а также рабочего стола для их подгонки к антропометрическим данным пациента. Необходимо предусмотреть выделенное место или отдельную кладовую для хранения расходных материалов и использованных блоков и иммобилизаторов.
7. 5. Один или несколько кабинетов должны быть выделены для размещения средств модификации радиочувствительности облучаемых патологических тканей. 7. 6. Кабинет для терапевтического облучения, т. е. каньон гамма-терапевтического аппарата. Размеры каньона (площадь и высота) должны обеспечивать беспрепятственное и безопасное для пациента и персонала перемещение всех подвижных частей аппарата, в том числе и до их крайних положений. Кроме того, размеры каньона должны обеспечивать возможность облучения всего тела пациента, находящегося в положении стоя. Проход в каньон из помещения для ожидания должен быть удобным как для перемещения персонала и пациента, расположенного на каталке, так и для перевозки и монтажа оборудования. При невозможности выполнения последнего из этих требований следует предусмотреть наличие в радиационной защите монтажного проема с размерами, которые несколько превышают соответствующие габариты устанавливаемого в каньоне оборудования; после выполнения монтажа проем должен быть заложен защитными блоками. Их совокупность должна обеспечивать такую же кратность ослабления излучения, как и остальная часть стены вне проема.
7. 7. Пультовая для размещения системы управления облучением, как правило, является смежной с каньоном аппарата. Размеры пультовой должны обеспечивать рациональное размещение пульта управления, устройств телевизионного наблюдения за пациентом, контроля продолжительности облучения, двусторонней аудиосвязи, электронной портальной визуализации и всех остальных систем компьютерного управления процессом облучения. Если каньон и пультовая являются смежными, то конфигурация и размеры пультовой должны обеспечивать удобный подход и подвоз каталки с больным к входной двери каньона. 8. Все помещения блока контактного терапевтического облучения с низкой мощностью дозы (LDR) должны находиться рядом друг с другом, чтобы минимизировать расстояния транспортирования как больных, так и источников излучения. Должна быть исключена необходимость транспортирования больных с введенными в организм закрытыми радионуклидными источниками излучения. Рекомендуемый состав помещений для контактного гамма-терапевтического облучения с низкой мощностью дозы следующий.
8. 1. Кабинет-хранилище для хранения источников и для подготовки их к введению в тело пациента. В нем должен находиться защитный сейф для хранения источников, снабженный надежным замком и схемой размещения источников во внутреннем пространстве сейфа. Площадь помещения должна быть достаточной для обеспечения всех процедур получения источников, их хранения, подготовки к облучению, калибровки и возвращения источников в сейф после завершения терапевтических процедур, а также для их выдержки на распад после истечения срока эксплуатации. Выдержка на распад может также производиться и при перемещении отработавших источников в специальное хранилище радиоактивных отходов с рассчитываемой при проектировании радиационной защитой. Хранилище радионуклидных источников должно быть смежным с помещением для приемки источников излучения или должно быть связано с этим помещением отдельным лифтом, транспортером или другими транспортными средствами, имеющими соответствующую радиационную защиту. 8. 2. Кабинет-операционная. В нем производится введение эндостатов и аппликаторов в тело больного и осуществляется контроль правильности расположения катетеров, эндостатов и аппликаторов с помощью рентгеноскопического аппарата и (или) ультразвукового сканера, установленного здесь же. Аппарат также должен обеспечивать возможность многопроекционной визуализации для дозиметрического планирования облучения. Здесь же должно быть размещено оборудование для: анестезии, хранения и стерилизации зондов, катетеров, эндостатов и т. п. Необходимо предусмотреть раковину для промывки аппликаторов и эндостатов с защитной сеткой для предотвращения потери источника при промывании, оборудованную системой водоотведения.
8. 3. Кабинет дозиметрического планирования должен быть поблизости от операционной, но не обязательно смежным с ней. Его площадь должна быть достаточной для размещения компьютерного оборудования и устройств оцифровки изображений на такое количество рабочих мест, которое необходимо для обеспечения бесперебойной работы блока низкодозового контактного облучения. 8. 4. Палаты для пациентов, куда больные доставляются после введения эндостатов с источниками для достаточно продолжительного контактного облучения, рекомендуется проектировать одноместными. В палатах должно быть установлено все необходимое оборудование для надежной и безопасной эксплуатации используемых для контактного облучения источников, в том числе контейнер для их аварийного удаления, радиационный монитор с устройством бесперебойного электропитания и т. д.
9. В блоке контактного облучения с высокой мощностью дозы (HDR) рекомендуется проектировать такие же помещения, как и для блока с низкой мощностью дозы: операционную, радиографическую, помещение дозиметрического планирования и лечебный кабинет. Дополнительно вводится помещение пультовой. 9. 1. Все вышеперечисленные помещения должны быть расположены поблизости друг от друга, чтобы обеспечивать максимальную пропускную способность и одновременно выполнять все необходимые требования по обеспечению радиационной безопасности. Допустимы следующие комбинации помещений: - объединение операционной, радиографической и лечебного кабинета в одном и том же помещении - положение эндостата контролируется сразу же после его введения, исключается транспортирование пациента из одного кабинета в другой, но снижается пропускная способность; - объединение только операционной и радиографической - пропускная способность при этом возрастает; - все три кабинета раздельные, но должны быть расположены рядом друг с другом, чтобы исключить возможность смещения уже введенного эндостата внутри тела пациента в процессе его транспортирования из кабинета в кабинет.
9. 2. Требования к операционной и кабинету дозиметрического планирования такие же, как в блоке низкодозового контактного облучения. При большом потоке больных целесообразно иметь также дополнительную операционную для амбулаторных больных, которым не требуется анестезия для размещения катетера или аппликатора, в связи с чем все хирургические манипуляции производятся по упрощенной схеме. Здесь же следует установить рентгеноскопический аппарат для оперативного контроля положения эндостата и коррекции этого положения в случае необходимости, а также для двухпроекционной рентгенографии или рентгеностереосъемки для дозиметрического планирования. 9. 3. Пультовая должна находиться рядом с лечебным кабинетом. Пультовая и лечебный кабинет должны быть оснащены замкнутой телевизионной системой наблюдения за больным и двусторонним переговорным устройством, негатоскопом для просмотра рентгенограмм и КТизображений. Необходимо также оборудование для аварийного удаления источника из тела больного в контейнер временного хранения в безопасном положении, если только источник нельзя извлечь в штатном режиме.
Скачать презентацию Защита от внешнего излучения при работе с
исакова Н.Н.pptx