Раздел #4 ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ

РАЗДЕЛ 4

ИОНИЗИРУЮЩИЕ ИЗЛУЧЕНИЯ

Ионизирующее излучение условно можно разделить на фотонное и корпускулярное. К фотонному излучению относят электромагнитные колебания, к корпускулярному – поток частиц. Понятия «электромагнитного», «квантового», «фотонного» излучения можно считать эквивалентными.

Тип взаимодействия фотонов с атомами вещества зависит от энергии фотонов. Для измерения энергии и массы микрочастиц используют внесистемную единицу энергии – электронвольт. 1 эВ – кинетическая энергия, которую приобретает частица, несущая один элементарный заряд, под действием разности потенциалов в 1В. 1эВ = 1,6 х 10¹⁹Дж. Кратные единицы: 1 кэВ = 10³ эВ; 1 МэВ = 10⁶ эВ.

Согласно современным представлениям, заряженные частицы (α-, β-частицы, протоны и др.) ионизируют вещество непосредственно, а нейтральные частицы (нейтроны) и электромагнитные волны (фотоны) являются косвенно ионизирующими. Поток нейтральных частиц и электромагнитных волн, взаимодействуя с веществом, вызывают образование заряженных частиц, которые и ионизируют среду.

Фотонное и корпускулярное излучение

Электромагнитные излучения. В лучевой терапии используют рентгеновское излучение рентгенотерапевтических аппаратов, гамма-излучение радионуклидов и тормозное (рентгеновское) излучение высоких энергий.

Рентгеновское излучение – фотонное излучение, состоящее из тормозного и (или) характеристического излучения.

Тормозное излучение – коротковолновое электромагнитное излучение, возникающее при изменении скорости (торможении) заряженных частиц при взаимодействии с атомами тормозящего вещества (анода). Длины волн тормозного рентгеновского излучения не зависят от атомного номера тормозящего вещества, а определяются только энергией ускоренных электронов. Спектр тормозного излучения непрерывный, с максимальной энергией фотонов, равной кинетической энергии тормозящихся частиц.

Характеристическое излучение возникает при изменении энергетического состояния атомов. При выбивании электрона из внутренней оболочкиатома электроном или фотоном атом переходит в возбужденное состояние, а освободившееся место занимает электрон из внешней оболочки. При этом атом возвращается в нормальное состояние и испускает квант характеристического рентгеновского излучения с энергией, равной разности энергий на соответствующих уровнях. Характеристическое излучение имеет линейный спектр с определенными для данного вещества длинами волн, которые, как и интенсивность линий характеристического спектра рентгеновского излучения, определяются атомным номером элемента Z и электронной структурой атома.

Интенсивность тормозного излучения обратно пропорциональна квадрату массы заряженной частицы и прямо пропорциональна квадрату атомного номера вещества, в поле которого происходит торможение заряженных частиц. Поэтому для увеличения выхода фотонов используют относительно легкие заряженные частицы – электроны и вещества с большим атомным номером (молибден, вольфрам, платину).

Источником рентгеновского излучения для целей лучевой терапии является рентгеновская трубка рентгенотерапевтических аппаратов, которые в зависимости от уровня генерируемой энергии делятся на близкофокусные и дистанционные. Рентгеновское излучение близкофокусных рентгенотерапевтических аппаратов генерируется при анодном напряжении менее 100 кВ, дистанционных – до 250 кВ.

Тормозное излучение высокой энергии, как и тормозное рентгеновское излучение, – это коротковолновое электромагнитное излучение, возникающее при изменении скорости (торможении) заряженных частиц при взаимодействии с атомами мишени. Этот вид излучения отличается от рентгеновского высокой энергией. Источниками тормозного излучения высокой энергии являются линейные ускорители электронов – ЛУЭ с энергией тормозного излучения от 6 до 20 МэВ, а также циклические ускорители – бетатроны. Для получения высокоэнергетического тормозного излучения используют торможение резко ускоренных электронов в вакуумных системах ускорителей.

Гамма-излучение – коротковолновое электромагнитное излучение, испускаемое возбужденными атомными ядрами при радиоактивных превращениях или ядерных реакциях, а также при аннигиляции частицы и античастицы (например, электрона и позитрона).

Источниками гамма-излучения являются радионуклиды. Каждый радионуклид испускает γ-кванты своей определенной энергии. Радионуклиды производят на ускорителях и в ядерных реакторах.

Под активностью радионуклидного источника понимают количество распадов атомов в единицу времени. Измерения производят в Беккерелях (Бк). 1 Бк – активность источника, в котором происходит 1 распад в секунду. Несистемная единица активности – Кюри (Ки). 1 Ки = 3,7 х 10¹⁰ Бк.

Источниками γ-излучения для дистанционной и внутриполостной лучевой терапии являются ⁶⁰Со и ¹³⁷Cs. Наибольшее распространение получили препараты ⁶⁰Co с энергией фотонов в среднем 1,25 МэВ (1,17 и 1,33 МэВ).

Для проведения внутриполостной лучевой терапии применяют ⁶⁰Co,¹³⁷Cs, ¹⁹²Ir.

При взаимодействии фотонного излучения с веществом происходят явления фотоэффекта, эффекта Комптона, процесс образования электронпозитронных пар.

Фотоэффект состоит во взаимодействии гамма-кванта со связанным электроном атома (рис. 10). При фотоэлектрическом поглощении вся энергия падающего фотона поглощается атомом, из которого выбивается электрон. После вылета фотоэлектрона в атомной оболочке образуется вакансия. Переход менее связанных электронов на вакантные уровни сопровождается выделением энергии, которая может передаваться одному из электронов верхних оболочек атома, что приводит к его вылету из атома (эффект Оже), или трансформироваться в энергию характеристического рентгеновского излучения. Таким образом, при фотоэффекте часть энергии первичного гамма-кванта преобразуется в энергию электронов (фотоэлектроны и электроны Оже), а часть выделяется в виде характеристического излучения.

Атом, потерявший электрон, превращается в положительный ион, а выбитый электрон – фотоэлектрон – в конце пробега теряет энергию, присоединяется к нейтральному атому и превращает его в отрицательно заряженный ион. Фотоэффект происходит при относительно малых энергиях – от 50 до 300 кэВ, которые используются при рентгенотерапии.

Рис.10. Фотоэффект

Рис. 11. Эффект Комптона

Эффект Комптона (некогерентное рассеяние) возникает при энергии фотона от 120 кэВ до 20 МэВ, то есть при всех видах ионизирующих излучений, применяемых при лучевой терапии. При эффекте Комптона падающий фотон в результате упругого столкновения с электронами теряет часть своей энергии и изменяет направление первоначального движения, а из атома выбивается электрон отдачи (комптоновский электрон), который производит дальнейшую ионизацию вещества (рис. 11).

Образование электрон-позитронных пар – процесс превращения энергии первичного фотона в кинетическую энергию электрона и позитрона и в энергию аннигиляционного излучения. Энергия кванта должна быть больше 1,02 МэВ (удвоенной энергии покоя электрона). Такое взаимодействие квантов с веществом происходит при облучении больных на высокоэнергетических линейных ускорителях пучком тормозного излучения высокой энергии. Фотон исчезает в кулоновском поле ядра (или электрона).

Рис. 12. Образование электрон-позитронных пар

При этом возникшей паре передается вся энергия падающего фотона за вычетом энергии покоя пары. Возникающие в процессе поглощения гамма-квантов электроны и позитроны теряют свою кинетическую энергию в результате ионизации молекул среды, а при встрече аннигилируют с испусканием двух фотонов с энергией 0, 511 МэВ каждый (рис. 12).

В результате перечисленных выше процессов взаимодействия фотонного излучения с веществом возникает вторичное фотонное и корпускулярное излучение (электроны и позитроны). Ионизационная способность частиц значительно больше, чем фотонного излучения. При чередовании процессов образования электрон-позитронных пар, тормозного излучения в среде создается огромное число фотонов и заряженных частиц, так называемая лавина излучения, которая с уменьшением энергии каждых вновь образующихся фотонов и частиц затухает.

Взаимодействие рентгеновского излучения с веществом сопровождается его ионизацией и определяется двумя основными эффектами – фотоэлектрическим поглощением и комптоновским рассеянием. При взаимодействии тормозного излучения высокой энергии с веществом происходит комптоновское рассеяние, а также образование пар ионов, так как энергия фотонов больше 1,02 МэВ.

Интенсивность фотонного излучения точечного источника изменяется в пространстве обратно пропорционально квадрату расстояния.

Корпускулярное излучение – потоки заряженных частиц: электронов, протонов, тяжелых ионов (например, ядер углерода) с энергиями в несколько сот МэВ, а также нейтральных частиц – нейтронов. Облучение с помощью потока частиц в настоящее время начали называть адронной терапией. К адронам (от греческого слова hadros – «тяжелый») относятся нуклоны, входящие в них протоны и нейтроны, а также π-мезоны и др. Источниками частиц являются ускорители и ядерные реакторы.

В зависимости от максимальной энергии ускоряемых протонов условно ускорители делят на 5 уровней, причем ускорители 5-го уровня с Ep> 200 МэВ (мезонные фабрики)используются для производства отдельных радионуклидов. Как правило, производство этих радионуклидов на циклотронах другого уровня невозможно или неэффективно.

Электронный пучок высокой энергии генерируется такими же ускорителями электронов, как и при получении тормозного излучения. Используют пучки электронов с энергией от 6 до 20 МэВ. Электроны высокой энергии обладают большой проникающей способностью. Средняя длина свободного пробега таких электронов может достигать в тканях человеческого организма 10-20 см. Электронный пучок, поглощаясь в тканях, создает дозное поле, при котором максимум ионизации образуется вблизи поверхности тела. За пределами максимума ионизации происходит довольно быстрый спад дозы. На современных линейных ускорителях имеется возможность регулировать энергию пучка электронов, а соответственно, создавать требуемую дозу на необходимой глубине.

Нейтрон – частица, не имеющая заряда. Процессы взаимодействия нейтронов (нейтральных частиц) с веществом зависят от энергии нейтронов и атомного состава вещества. Основной эффект действия тепловых (медленных) нейтронов с энергией 0,025 эВ на биологическую ткань происходит под действием протонов, образующихся в реакции (n, p) и теряющих всю свою энергию в месте рождения. Большая часть энергии медленных нейтронов расходуется на возбуждение и расщепление молекул тканей. Почти вся энергия быстрых нейтронов с энергией от 200 кэВ до 20 МэВ теряется в ткани при упругом взаимодействии. Дальнейшее выделение энергии происходит в результате ионизации среды протонами отдачи. Высокая линейная плотность энергии нейтронов препятствует репарации облученных опухолевых клеток.

Еще один вид воздействия нейтронами – нейтронозахватная терапия, которая является бинарным методом радиотерапии, соединяющим два компонента. Первый компонент – это стабильный изотоп бора 10B, который при введении в составе препарата может накапливаться в клетках определенных видов опухолей головного мозга и меланомах. Второй компонент – поток низкоэнергетических тепловых нейтронов. Образующиеся в результате захвата ядром 10B теплового нейтрона тяжелые высокоэнергетические заряженные частицы (бор распадается на атомы лития и α-частицы) уничтожают только клетки, находящиеся в непосредственной близости к атомам бора, почти не поражая прилегающие нормальные клетки.

Помимо бора, в нейтронозахватной терапии перспективно использование препаратов с гадолинием. Для глубокорасположенных опухолей перспективным является использование эпитепловых нейтронов в диапазоне энергий 1 эВ – 10 кэВ, которые обладают большой проникающей способностью и, замедляясь в ткани до тепловых энергий, позволяют осуществить нейтронозахватную терапию опухолей, расположенных на глубине до 10 см. Получение высоких потоков тепловых и эпитепловых нейтронов осуществляется с использованием ядерного реактора.

Протон – положительно заряженная частица. Используется метод облучения на «пике Брэгга», когда максимальная энергия заряженных частиц выделяется в конце пробега и локализуется в ограниченном объеме облучаемой опухоли. В результате образуется большой градиент доз на поверхности тела и в глубине облучаемого объекта, после чего происходит резкое затухание энергии. Меняя энергию пучка, можно изменять место его полной остановки в опухоли с большой точностью. Применяются пучки протонов с энергией 70-200 МэВ и техника многопольного облучения с разных направлений, при которой интегральная доза распределяется на большой площади поверхностных тканей.

При облучении на синхроциклотроне в ПИЯФ (Петербургский институт ядерной физики) используют фиксированную энергию выведенного протонного пучка – 1000 МэВ и применяют методику облучения напролет. Протоны такой высокой энергии легко проходят сквозь облучаемый объект, производя равномерную ионизацию вдоль своего пути. При этом происходит малое рассеяние протонов в веществе, поэтому сформированный на входе узкий с резкими границами пучок протонов остается практически таким же узким и в зоне облучения внутри объекта.

В результате применения облучения напролет в сочетании с ротационной техникой облучения обеспечивается очень высокое отношение дозы в зоне облучения к дозе на поверхности объекта – порядка 200:1. Узкий протонный пучок с размерами на половине интенсивности в 5-6 мм используют для лечения различных заболеваний головного мозга, таких как артериовенозные мальформации головного мозга, аденомы гипофиза и др. Поражающий эффект ионов углерода оказывается в пике Брэгга выше чем у протонов в несколько раз. Происходят многократные двойные разрывы спирали ДНК атомов облучаемого объема, которые после этого уже не подлежат восстановлению.

π-Мезоны – бесспиновые элементарные частицы с массой, величина которой занимает промежуточное место между массами электрона и протона. π-Мезоны с энергиями 25-100 МэВ проходят весь путь в ткани практически без ядерных взаимодействий, а в конце пробега захватываются ядрами атомов ткани. Акт поглощения π-мезона сопровождается вылетом из разрушенного ядра нейтронов, протонов, α-частиц, ионов Li, Be и др. Активному внедрению в клиническую практику адронной терапии пока препятствует высокая стоимость технологического обеспечения процесса.

Преимуществами использования излучения высокой энергией для лечения злокачественных опухолей, находящихся на глубине, являются при увеличении энергии возрастание глубинной дозы и уменьшение поверхностной, более высокая проникающая способность с увеличением относительной глубинной дозы, меньшая разница между поглощенной дозой в костях и мягких тканях. При наличии линейного ускорителя или бетатрона отпадает необходимость захоронения радиоактивного источника, как при использовании радионуклидов.

При проведении брахитерапии, системной радионуклидной терапии используют α-, β-, γ-излучающие радионуклиды, а также источники, обладающие смешанным, например γ– и нейтронным (n), излучением.

α-Излучение – корпускулярное излучение, состоящее из ядер 4Не (два протона и два нейтрона), испускаемых при радиоактивном распаде ядер или при ядерных реакциях, превращениях. α-Частицы испускаются при радиоактивном распаде элементов тяжелее свинца или образуются в ядерных реакциях. α-Частицы обладают высокой ионизирующей способностью и малой проникающей способностью, несут два положительных заряда.

Радионуклид 225Ac с периодом полураспада 10,0 сут в соединении с моноклональными антителами применяют для радиоиммунотерапии опухолей. В перспективе – использование для этих целей радионуклида 149Tb с периодом полураспада 4,1 ч. α-Излучатели начали использовать для облучения эндотелиальных клеток в коронарных артериях после проведения операций – аортокоронарного шунтирования.

β-Излучение – корпускулярное излучение с непрерывным энергетическим спектром, состоящее из отрицательно или положительно заряженных электронов или позитронов (β– или β+ частиц) и возникающее при радиоактивном β-распаде ядер или нестабильных частиц. β-Излучатели используются при лечении злокачественных опухолей, локализация которых позволяет обеспечить непосредственный контакт с этими препаратами.

Источниками β-излучения являются 106Ru, β—излучатель с энергией 39,4 кэВ и периодом полураспада 375, 59 дня, 106Rh, β—излучатель с энергией 3540,0 кэВ и периодом полураспада 29,8 с. Оба β-излучателя 106Ru + 106Rh входят в комплекты офтальмологических аппликаторов.

β—Излучатель 32P с энергией 1,71 МэВ и периодом полураспада 14,2 дня используется в кожных аппликаторах для лечения поверхностных заболеваний. Радионуклид 89Sr является практически чистым β-излучателем с периодом полураспада 50,6 дня и средней энергией β-частиц 1,46 МэВ. Раствор 89Sr – хлорида используется для паллиативного лечения костных метастазов.

153Sm с энергиями β-излучения 203,229 и 268 кэВ и с энергиями γ-излучения 69,7 и 103 кэВ, периодом полураспада 46,2 ч входит в состав отечественного препарата самария-оксабифора, предназначенного для воздействия на метастазы в костях, а также применяемого у больных с выраженным болевым синдромом в суставах при ревматизме.

90Y с периодом полураспада 64,2 ч и максимальной энергией 2,27 МэВ используется для различных терапевтических целей, включая радиоиммунотерапию с мечеными антителами, лечение опухолей печени и ревматоидного артрита.

Радионуклид 59Fe в составе таблетированного радиофармацевтического препарата применяют в Российском научном центре рентгенорадиологии (Москва) для лечения больных раком молочной железы. Принцип действия препарата, по мнению авторов, заключается в распространении железа током крови, избирательном накоплении в клетках опухолевой ткани и воздействии на них β-излучением. 67Cu с периодом полураспада 2,6 сут соединяют с моноклональными антителами для радиоиммунной терапии опухолей.

186Re в составе препарата (рения сульфид) с периодом полураспада 3,8 сут используют для лечения болезней суставов, а баллонные катетеры с раствором перрената натрия применяют для проведения эндоваскулярнойбрахитерапии. Считается, что есть перспектива для применения β+-излучателя 48V с периодом полураспада 16,9 сут для проведения внутрикоронарнойбрахитерапии с использованием артериального стента из сплава титана и никеля.

131I применяют в виде растворов для лечения заболеваний щитовидный железы. 131I распадается с испусканием сложного спектра β– и γ-излучения. Имеет период полураспада 8,06 дня.

К рентгеновским и Оже-электронным излучателям относят 103Pd с периодом полураспада 16,96 дней и 111In с периодом полураспада 2,8 сут. 103Pd в виде закрытого источника в титановой капсуле применяют при брахитерапии опухолей. 111In применяют при радиоиммунотерапии с использованием моноклональных антител.

125I, являющийся γ-излучателем (тип ядерного превращения – электронный захват с превращением йода в теллур и выделением γ-кванта), используют в виде закрытого микроисточника для брахитерапии. Период полураспада – 60,1 сут.

Смешанное γ+нейтронное излучение свойственно 252Cf с периодом полураспада 2,64 года. Применяют для контактного облучения, причем с учетом нейтронной составляющей, при лечении высокорезистентных опухолей.

Клиническая дозиметрия

Клиническая дозиметрия – раздел дозиметрии ионизирущего излучения, являющийся неотъемлемой частью лучевой терапии. Основная задача клинической дозиметрии состоит в выборе и обосновании средств облучения, обеспечивающих оптимальное пространственно-временное распределение поглощенной энергии излучения в теле облучаемого больного и количественное описание этого распределения.

Клиническая дозиметрия использует расчетные и экспериментальные методики. Расчетные методы основаны на уже известных физических законах взаимодействия различных видов излучения с веществом. С помощью экспериментальных методов моделируют лечебные ситуации с измерениями в тканеэквивалентных фантомах.

Задачами клинической дозиметрии являются:

измерение радиационных характеристик терапевтических пучков излучения;
измерение радиационных полей и поглощенных доз в фантомах;
прямые измерения радиационных полей и поглощенных доз на больных;
измерение радиационных полей рассеянного излучения в каньонах с терапевтическими установками (в целях радиационной безопасности пациентов и персонала);
проведение абсолютной калибровки детекторов для клинической дозиметрии;
проведение экспериментальных исследований новых терапевтических методик облучения.

Основными понятиями и величинами клинической дозиметрии являются поглощенная доза, дозное поле, дозиметрический фантом, мишень.

Доза ионизирующего излучения:

мера излучения, получаемого облучаемым объектом, поглощенная доза ионизирующего излучения;
количественная характеристика поля излучения – экспозиционная доза и керма.

Поглощенная доза – это основная дозиметрическая величина, которая равна отношению средней энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе вещества в этом объеме:

где D – поглощенная доза,

E – средняя энергия излучения,

m – масса вещества в единице объема.

В качестве единицы поглощенной дозы излучения в СИ принят Грей (Гр) в честь английского ученого Грея (L. Н. Gray), известного своими трудами в области радиационной дозиметрии. 1 Гр равен поглощенной дозе ионизирующего излучения, при которой веществу массой в 1 кг передается энергия ионизирующего излучения, равная 1 Дж.

В практике распространена также внесистемная единица поглощенной дозы – рад (radiationabsorbeddose). 1 рад = 102Дж/кг = 100 эрг/г = 102 Гр или 1 Гр = 100 рад.

Поглощенная доза зависит от вида, интенсивности излучения, энергетического и качественного его состава, времени облучения, а также от состава вещества. Доза ионизирующего излучения тем больше, чем длительнее время излучения. Приращение дозы в единицу времени называется мощностью дозы, которая характеризует скорость накопления дозы ионизирующего излучения. Допускается использование различных специальных единиц (например, Гр/ч, Гр/мин, Гр/с и др.).

Доза фотонного излучения (рентгеновского и гамма-излучения) зависит от атомного номера элементов, входящих в состав вещества. При одинаковых условиях облучения в тяжелых веществах она, как правило, выше, чем в легких. Например, в одном и том же поле рентгеновского излучения поглощенная доза в костях больше, чем в мягких тканях.

В поле нейтронного излучения главным фактором, определяющим формирование поглощенной дозы, является ядерный состав вещества, а не атомный номер элементов, входящих в состав биологической ткани. Для мягких тканей поглощенная доза нейтронного излучения во многом определяется взаимодействием нейтронов с ядрами углерода, водорода, кислорода и азота. Поглощенная доза в биологическом веществе зависит от энергии нейтронов, так как нейтроны различной энергии избирательно взаимодействуют с ядрами вещества. При этом могут возникать заряженные частицы, γ-излучение, а также образовываться радиоактивные ядра, которые сами становятся источниками ионизирующего излучения.

Таким образом, поглощенная доза при облучении нейтронами формируется за счет энергии вторичных ионизирующих частиц различной природы, возникающих в результате взаимодействия нейтронов с веществом.

Поглощение энергии излучения вызывает процессы, приводящие к различным радиобиологическим эффектам. При конкретном виде излучения выход радиационно индуцированных эффектов определенным образомсвязан с поглощенной энергией излучения, часто простой пропорциональной зависимостью. Это позволяет дозу излучения принимать в качестве количественной меры последствий облучения, в частности живого организма.

Разные виды ионизирующего излучения при одной и той же поглощенной дозе оказывают на ткани живого организма различный биологический эффект, что определяется их относительной биологической эффективностью– ОБЭ.

ОБЭ излучений зависит главным образом от различий в пространственном распределении актов ионизации, вызываемых корпускулярным и электромагнитным излучением в облучаемом веществе. Энергию, переданную заряженной частицей на единице длины ее пробега в веществе, называют линейной передачей энергии (ЛПЭ). Различают редкоионизирующие (ЛПЭ < 10 кэВ/мкм) и плотноионизирующие (ЛПЭ > 10 кэВ/мкм) виды излучений.

Биологические эффекты, возникающие при разных видах ионизирующего излучения, принято сравнивать с аналогичными эффектами, возникающими в поле рентгеновского излучения с граничной энергией фотонов 200 кэВ, которое принимают за образцовое.

Коэффициент ОБЭ определяет отношение поглощенной дозы стандартного излучения, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе данного излучения, дающей тот же эффект.

где Dx – доза данного вида излучения, для которого определяется ОБЭ,

DR – доза образцового рентгеновского излучения.

На основе данных об ОБЭ разные виды ионизирующего излучения характеризуются своим радиационным коэффициентом излучения.

Взвешивающий радиационный коэффициент (радиационный коэффициент излучения) – безразмерный коэффициент, на который должна быть умножена поглощенная доза излучения в органе или ткани для расчета эквивалентной дозы излучения, чтобы учесть эффективность различных видов излучений. Понятие эквивалентной дозы применяют, чтобы оценивать биологический эффект облучения независимо от вида излучения, что необходимо для целей противорадиационной защиты персонала, работающего с источниками ионизирующего излучения, а также пациентов при радиологических исследованиях и лечении.

Эквивалентная доза определяется как средняя величина поглощенной дозы в органе или ткани с учетом среднего взвешивающего радиационного коэффициента.

где Н – эквивалентная поглощенная доза,

WR – взвешивающий радиационный коэффициент, установленный на данный момент нормами радиационной безопасности.

Единицей эквивалентной дозы в СИ является Зиверт (Зв) –по имени шведского ученого Зиверта (R.М. Sievert), первого председателя Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ). Если в последней формуле поглощенную дозу излучения (D) выразить в Греях, то эквивалентная доза будет выражена в Зивертах. 1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы (D) в живой ткани стандартного состава на средний радиационный коэффициент (WR) равно 1 Дж/кг.

В практике распространена также внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр (1 Зв = 100 бэр), если в той же формуле поглощенную дозу излучения выразить в радах.

Взвешивающие коэффициенты для отдельных видов излучения при расчете эквивалентной дозы.

Эффективная эквивалентная доза – понятие, используемое для дозиметрической оценки облучения здоровых органов и тканей и вероятности появления отдаленных эффектов. Эта доза равна сумме произведений эквивалентной дозы в органе или ткани на соответственный весовой множитель (взвешивающий коэффициент) для наиболее важных органов человека:

где E – эффективная эквивалентная доза,

НТ – эквивалентная доза в органе или ткани Т,

WT – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

Единицей эффективной эквивалентной дозы в СИ является Зиверт (Зв).

Для дозиметрической характеристики поля фотонного ионизирующего излучения служит экспозиционная доза. Она является мерой ионизирующей способности фотонного излучения в воздухе. Единица экспозиционной дозы в СИ – Кулон на килограмм (Кл/кг). Экспозиционная доза, равная 1 Кл/кг, означает, что заряженные частицы, освобожденные в 1 кг атмосферного воздуха при первичных актах поглощения и рассеяния фотонов,бразуют при полном использовании своего пробега в воздухе ионы с суммарным зарядом одного знака, равным 1 Кулону.

В практике часто применяют внесистемную единицу экспозиционной дозы Рентген (Р) – по имени немецкого физика Рентгена (W. К. Rontgen): 1 Р = 2,58 х 10-4 Кл/кг.

Экспозиционную дозу используют для характеристики поля только фотонного ионизирующего излучения в воздухе. Она дает представление о потенциальном уровне воздействия ионизирующего излучения на человека. При экспозиционной дозе 1 Р поглощенная доза в мягкой ткани в этом же радиационном поле равна приблизительно 1 рад.

Зная экспозиционную дозу, можно рассчитать поглощенную дозу и ее распределение в любом сложном объекте, помещенном в данное радиационное поле, в частности в теле человека. Это позволяет планировать и контролировать заданный режим облучения.

В настоящее время чаще в качестве дозиметрической величины, характеризующей поле излучения, применяют керму (KERMA – аббревиатура выражения:KineticEnergyReleasedinMaterial).

Керма– это кинетическая энергия всех заряженных частиц, освобожденных ионизирующим излучением любого вида, в единице массы облучаемого вещества при первичных актах взаимодействия излучения с этим веществом. При определенных условиях керма равна поглощенной дозе излучения. Для фотонного излучения в воздухе она является энергетическим эквивалентом экспозиционной дозы. Размерность кермы такая же, как и поглощенной дозы, выражается в Дж/кг.

Таким образом, понятие «экспозиционная доза» необходимо для оценки уровня дозы, генерируемой источником излучения, а также контроля режима облучения. Понятие «поглощенная доза» применяется при планировании проведения лучевой терапии с целью достичь необходимого эффекта (табл. 2.1).

Дозное поле – это пространственное распределение поглощенной дозы (или ее мощности) в облучаемой части тела больного, тканеэквивалентной среде или дозиметрическом фантоме, моделирующем тело больного по физическим эффектам взаимодействия излучения с веществом, форме и размерам органов и тканей и их анатомическим взаимоотношениям.

Информацию о дозном поле представляют в виде кривых, соединяющих точки одинаковых значений (абсолютных или относительных) поглощенной дозы. Такие кривые называют изодозами, а их семейства – картами изодоз. За условную единицу (или 100 %) можно принять поглощенную дозу в любой точке дозного поля, в частности максимальную поглощенную дозу, которая должна соответствовать подлежащей облучению мишени (то есть области, охватывающей клинически выявленную опухоль и предполагаемую зону ее распространения).

Физическая характеристика поля облучения характеризуется различными параметрами. Число частиц, проникших в среду, называют флюенсом. Сумма всех проникших частиц и рассеянных в данной среде частиц составляет поток ионизирующих частиц, а отношение потока к площади составляет плотность потока. Под интенсивностью излучения, или плотностью потокаэнергии, понимают отношение потока энергии к площади объекта. Интенсивность излучения зависит от плотности потока частиц.

Кроме линейной передачи энергии (ЛПЭ), характеризующей средние энергетические потери частиц (фотонов), определяют линейную плотность ионизации (ЛПИ), количество пар ионов на единицу длины пробега (трека) частицы или фотона.

Таблица 2.1. Основные радиационные величины и их единицы

Формирование дозного поля зависит от вида и источника излучения. При формировании дозного поля при фотонном излучении учитывают, что интенсивность фотонного излучения точечного источника падает в среде обратно пропорционально квадрату расстояния до источника. При дозиметрическом планировании используют понятие средней энергии ионизации, которая включает в себя энергию непосредственной ионизации и энергию возбуждения атомов, приводящую ко вторичному излучению, также вызывающему ионизацию. Для фотонного излучения средняя энергия ионизации равна средней энергии ионообразования электронов, освобожденных фотонами.

Дозное распределение пучка γ-излучения неравномерно. Участок 100 % изодозы имеет сравнительно небольшую ширину, и далее относительная величина дозы падает по кривой достаточно круто. Размер поля облучения определяется по ширине 50 % дозы. При формировании дозного поля тормозного излучения имеется крутой спад дозы на границе поля, определяемый малым размером фокусного пятна.

Это приводит к тому, что ширина 100 % изодозы близка к ширине 50 % изодозы, которая определяет дозиметрическую величину размера поля облучения. Таким образом, в формировании дозного распределения при облучении пучком тормозного излучения имеются преимущества перед пучком γ-излучения, так как уменьшаются дозы облучения здоровых органов и тканей вблизи патологического очага (табл. 2.2).

Таблица 2.2. Глубина расположения 100 %, 80 % и 50 % изодоз при наиболее часто используемых энергиях излучения

Примечание. Расстояние источник-поверхность для рентгенотерапевтического аппарата – 50 см; гамма-терапевтического– 80 см; линейных ускорителей – 100 см.

Из данных табл. 2.2 видно, что мегавольтное излучение в отличие от ортовольтного рентгеновского имеет максимум дозы не на поверхности кожи, глубина его возрастает с повышением энергии излучения (рис. 13). После достижения электронами максимума отмечается крутой градиент дозы, что позволяет снизить дозовую нагрузку на подлежащие здоровые ткани.

Протоны отличаются отсутствием рассеяния излучения в теле, возможностью торможения пучка на заданной глубине. При этом с глубиной проникновения линейная плотность энергии (ЛПЭ) возрастает, величина поглощенной дозы увеличивается, достигая максимума в конце пробега частиц,так называемого пика Брэгга, где доза может быть намного больше, чем на входе пучка, с крутым градиентом дозы за волной пика Брэгга почти до 0 (рис. 14).

Рис. 13. Распределение энергии разных видов излучения в тканеэквивалентном фантоме: 1 – при близкофокусной рентгенотерапии 40 кВ и глубокой рентгенотерапии 200 кВ; 2 – при гамма-терапии 1,25 МэВ; 3 – при тормозном излучении 25 МэВ; 4 – при облучении быстрыми электронами 17 МэВ; 5 – при облучении протонами 190 МэВ; 6 – при облучении медленными нейтронами 100 кэВ

Рис.14. Пик Брэгга

Рис. 15. Распределение дозы гамма-излучения с двух открытых параллельных противолежащих полей

Часто при облучении применяются параллельные противолежащие поля (рис. 15, см. рис. 16 на цв. вклейке). При относительно центральном расположении очага доза с каждого поля обычно одинакова; если же зона расположения мишени эксцентрична, меняют соотношение доз в пользу ближнего к опухоли поля, например 2:1, 3:1 и т. п.

В тех случаях, когда дозу подводят с двух непараллельных полей, то чем меньше угол между их центральными осями, тем больше проводится выравнивание изодоз с помощью клиновидных фильтров, позволяющих гомогенизировать распределение дозы (см. рис. 17 на цв. вклейке). Для лечения глубокорасположенных опухолей обычно применяют трех– и четырехпольные методики облучения (рис. 18).

Рис. 18. Распределение дозы гамма-излучения с трех полей

На линейном ускорителе электронов формируется прямоугольное радиационное поле тех или иных размеров при помощи металлических коллиматоров, встроенных в аппарат. Дополнительное формирование пучка достигается использованием комбинации этих коллиматоров и специальных блоков (набор свинцовых блоков или блоков из сплава Вуда различных форм и размеров), присоединенных к ЛУЭ после коллиматоров. Блоки перекрывают части прямоугольного поля вне объема мишени и защищают ткани за границами мишени, формируя таким образом поля сложной конфигурации.

Новейшие линейные ускорители позволяют осуществить контроль над позициями и перемещением формирующих поле многолепестковых коллиматоров. Типичные многолепестковые коллиматоры имеют от 20 до 80 лепестков или более, расположенных парами. Компьютерное управление положением большого количества узких, плотно прилегающих друг к другу лепестков дает возможность генерировать поле необходимой формы. Устанавливая лепестки в требуемую позицию, получают поле, наиболее соответствующее форме опухоли. Регулировка поля проводится посредством изменений в компьютерном файле, содержащем установки для лепестков.

При планировании дозы учитывают, что максимальная доза (95-107 %) должна быть подведена к планируемому объему мишени, при этом ≥ 95 % этого объема получает ≥ 95 % от планируемой дозы. Другое необходимое условие – только 5 % объема органов риска могут получать ≥ 60 % от планируемой дозы.

Обычно в линейных ускорителях имеется дозиметр, детектор которого вмонтирован в устройство формирования первичного пучка тормозного излучения, то есть осуществляется мониторирование подводимой дозы излучения. Монитор дозы часто градуируется по дозе в опорной точке, находящейся на глубине максимума ионизации.

Дозиметрическое обеспечение внутриполостной γ-терапии источниками высокой активности рассчитано на индивидуальное формирование дозных распределений с учетом локализации, протяженности первичной опухоли, линейных размеров полости. При планировании могут быть использованы расчетные данные в виде атласа многоплоскостных изодозных распределений, прилагаемых к внутриполостным γ-терапевтическим аппаратам, а также данные систем планирования для внутриполостных аппаратов на базе персональных компьютеров.

Наличие системы компьютерного планирования контактной терапии позволяет проводить клинико-дозиметрический анализ для каждой конкретной ситуации с выбором дозного распределения, наиболее полно соответствующего форме и протяженности первичного очага, что позволяет снижать интенсивность лучевого воздействия на окружающие органы.

Перед использованием источников излучения для контактной лучевой терапии проводят предварительную дозиметрическую их аттестацию, для чего применяют клинические дозиметры и комплекты тканеэквивалентных фантомов.

Для фантомных измерений дозных полей используют клинические дозиметры с малогабаритными ионизационными камерами или другими (полупроводниковыми, термолюминесцентными) детекторами, анализаторыдозного поля или изодозографы. Термолюминесцентные детекторы (ТЛД) используют также для контроля поглощенных доз у больных.

Дозиметрические приборы. Дозиметрические приборы могут служить для измерения доз одного вида излучения или смешанного излучения. Радиометрами измеряют активность или концентрацию радиоактивных веществ.

В детекторе дозиметрического прибора происходит поглощение энергии излучения, приводящее к возникновению радиационных эффектов, величина которых измеряется с помощью измерительных устройств. По отношению к измерительной аппаратуре детектор является датчиком сигналов. Показания дозиметрического прибора регистрируются выходным устройством (стрелочные приборы, самописцы, электромеханические счетчики, звуковые или световые сигнализаторы и т. п.).

По способу эксплуатации различают дозиметрические приборы стационарные, переносные (можно переносить только в выключенном состоянии) и носимые. Дозиметрический прибор для измерения дозы излучения, получаемой каждым человеком, находящимся в зоне облучения, называется индивидуальным дозиметром.

В зависимости от типа детектора различают ионизационные дозиметры, сцинтилляционные, люминесцентные, полупроводниковые, фотодозиметры и т. д.

Ионизационная камера – это прибор для исследования и регистрации ядерных частиц и излучений. Его действие основано на способности быстрых заряженных частиц вызывать ионизацию газа. Ионизационная камера представляет собой воздушный или газовый электрический конденсатор, к электродам которого приложена разность потенциалов. При попадании ионизирующих частиц в пространство между электродами там образуются электроны и ионы газа, которые, перемещаясь в электрическом поле, собираются на электродах и фиксируются регистрирующей аппаратурой. Различают токовые и импульсные ионизационные камеры. В токовых ионизационных камерах гальванометром измеряется сила тока, создаваемого электронами и ионами. Токовые ионизационные камеры дают сведения об общем количестве ионов, образовавшихся в течение 1 с. Они обычно используются для измерения интенсивности излучений и для дозиметрических измерений.

В импульсных ионизационных камерах регистрируются и измеряются импульсы напряжения, которые возникают на сопротивлении при протекании по нему ионизационного тока, вызванного прохождением каждой частицы.

В ионизационных камерах для исследования γ-излучений ионизация обусловлена вторичными электронами, выбитыми из атомов газа или стенок ионизационных камер. Чем больше объем ионизационных камер, тем больше ионов образуют вторичные электроны, поэтому для измерения γ-излучения малой интенсивности применяют ионизационные камеры большого объема.

Ионизационная камера может быть использована и для измерения нейтронов. В этом случае ионизация вызывается ядрами отдачи (обычно протонами), создаваемыми быстрыми нейтронами, либо α-частицами, протонами или γ-квантами, возникающими при захвате медленных нейтронов ядрами 10B, 3He, 113Cd. Эти вещества вводятся в газ или стенки ионизационных камер.

В ионизационных камерах состав газа и вещества стенок выбирают таким образом, чтобы при тождественных условиях облучения обеспечивалось одинаковое поглощение энергии (в расчете на единицу массы) в камере и биологической ткани. В дозиметрических приборах для измерения экспозиционных доз камеры наполняют воздухом. Пример ионизационного дозиметра – микрорентгенметр МРМ-2, который обеспечивает диапазон измерения от 0,01 до 30 мкр/сдля излучений с энергиями фотонов от 25 кэВ до 3 МэВ. Отсчет показаний производят по стрелочному прибору.

В сцинтилляционных дозиметрических приборах световые вспышки, возникающие в сцинтилляторе под действием излучения, преобразуются с помощью фотоэлектронного умножителя в электрические сигналы, которые затем регистрируются измерительным устройством. Сцинтилляционные дозиметры применяются чаще всего в дозиметрии радиационной защиты.

В люминесцентных дозиметрических приборах используется тот факт, что люминофоры способны накапливать поглощенную энергию излучения, а затем освобождать ее путем люминесценции под действием дополнительного возбуждения, которое осуществляется либо нагревом люминофора, либо его облучением. Интенсивность световой вспышки люминесценции, измеряемая с помощью специальных устройств, пропорциональна дозе излучения. В зависимости от механизма люминесценции и способа дополнительного возбуждения различают термолюминесцентные (ТЛД) и радиофотолюминесцентные дозиметры. Особенностью люминесцентных дозиметров является способность сохранять информацию о дозе.

Дальнейшим этапом развития люминесцентных дозиметров явились дозиметрические приборы, основанные на термоэкзоэлектронной эмиссии. При нагреве некоторых люминофоров, предварительно облученных ионизирующим излучением, с их поверхности вылетают электроны (экзоэлектроны). Их число пропорционально дозе излучения в веществе люминофора. Термолюминесцентные дозиметры наиболее широко используются в клинической дозиметрии для измерения дозы на больном, в полости тела, а также в качестве индивидуальных дозиметров.

Полупроводниковые (кристаллические) дозиметры меняют проводимость в зависимости от мощности дозы. Широко используются наряду с ионизационными дозиметрами.

В России имеется радиационная метрологическая служба, которая ведет поверку клинических дозиметров и дозиметрическую аттестацию радиационных аппаратов.

На этапе дозиметрического планирования с учетом данных топометрической карты и клинического задания инженер-физик проводит оценку дозного распределения. Полученное в виде совокупности изолиний (изодоз) дозное распределение наносят на топометрическую карту, и оно служит для определения таких параметров облучения, как размер поля облучения, расположение точки центрации осей пучков излучения и их направлений.

Определяются разовая поглощенная доза, суммарная поглощенная доза, вычисляется время облучения. Документом является протокол, содержащий все параметры облучения конкретного больного на выбранной терапевтической установке.

При проведении брахитерапии используют аппарат совместно с соответствующей ультразвуковой аппаратурой, что дает возможность оценить в системе реального времени позицию источников и изодозное распределение в органе благодаря планирующей системе. Другой вариант – введение источников в опухоль под контролем компьютерной томографии.

Пучок излучения необходимой формы и определенных размеров формируют с помощью регулируемой диафрагмы, коллимирующего устройства, сменных типовых и индивидуальных защитных блоков, клиновидных и компенсирующих фильтров и болюсов. Они позволяют ограничивать область и поле облучения, повышать градиент дозы на его границах, выравнивать внутри поля распределение дозы ионизирущего излучения или, напротив, распределять ее с необходимой неравномерностью, создавать области и поля, в том числе фигурные и многосвязные (с внутренними экранированными участками).

Для правильного воспроизведения и контроля индивидуальной программы облучения больного пользуются устройствами визуализации пучка, механическими, оптическими и лазерными центраторами, типовыми и индивидуальными фиксаторами для иммобилизации больного во время облучения, а также рентгеновскими и другими средствами интроскопии. Частично их встраивают в радиационную головку, стол для больного и другие части аппарата. Лазерные центраторы монтируют на стенах процедурного помещения. Рентгеновские интроскопы помещают вблизи терапевтического пучка на напольном или потолочном штативе, имеющем фиксаторы для настройки, в необходимом положении больного.

РАДИАЦИОННАЯ ТЕРАПЕВТИЧЕСКАЯ ТЕХНИКА

Аппараты для дистанционной лучевой терапии

Рентгенотерапевтические аппараты

Рентгенотерапевтические аппараты для дистанционной лучевой терапии разделяются на аппараты для дальнедистанционной и близкодистанционной (близкофокусной) лучевой терапии. В России дальнедистанционное облучение проводят на аппаратах типа «РУМ-17», «Рентген ТА-Д», в которых рентгеновское излучение генерируется напряжением на рентгеновской трубке от 100 до 250 кВ.

Аппараты имеют набор дополнительных фильтров из меди и алюминия, комбинация которых при разных напряжениях на трубке позволяет индивидуально для разной глубины патологического очага получить необходимое качество излучения, характеризуемое слоем половинного ослабления. Используют эти рентгенотерапевтические аппараты для лечения неопухолевых заболеваний. Близкофокусная рентгенотерапия осуществляется на аппаратах типа «РУМ-7», «Рентген-ТА», которые генерируют низкоэнергетическое излучение от 10 до 60 кВ. Применяют для лечения поверхностных злокачественных опухолей.

Основными аппаратами для проведения дистанционного облучения являются гамма-терапевтические установки различной конструкции («Агат-Р», «Агат-С», «Рокус-М», «Рокус-АМ») и ускорители электронов, которые генерируют тормозное, или фотонное, излучение с энергией от 4 до 20 МэВ и электронные пучки разной энергии. На циклотронах генерируют нейтронные пучки, протоны ускоряют до больших энергий (50-1000 МэВ) на синхрофазотронах и синхротронах.

Гамма-терапевтические аппараты

В качестве радионуклидных источников излучения для дистанционной гамма-терапии чаще всего используют 60Co, а также 136Cs. Период полураспада 60Co составляет 5,271 года. Дочерний нуклид 60Ni является стабильным.

Источник помещают внутрь радиационной головки гамма-аппарата, которая создает надежную защиту в нерабочем состоянии. Источник имеет форму цилиндра диаметром и высотой 1-2 см. Корпус аппарата изготавливают из нержавеющей стали, внутри помещают активную часть источника в виде набора дисков. Радиационная головка обеспечивает выпуск, формирование и ориентацию пучка γ-излучения в рабочем режиме. Аппараты создают значительную мощность дозы на расстоянии десятков сантиметров от источника. Поглощение излучения вне заданного поля обеспечивается диафрагмой специальной конструкции.

Рис. 22. Гамма-терапевтический аппарат для дистанционного облучения РОКУС-М

Существуют аппараты для статического и подвижного облучения. В последнем случае источник излучения, больной или оба одновременно в процессе облучения движутся относительно друг друга по заданной и контролируемой программе. Дистанционные аппараты бывают статические (например, «Агат-С»), ротационные («Агат-Р», «Агат-Р1», «Агат-Р2» — секторное и круговое облучение) и конвергентные («Рокус-М», источник одновременно участвует в двух согласованных круговых движениях во взаимно перпендикулярных плоскостях) (рис. 22).

В России (Санкт-Петербург), например, выпускается гамма-терапевтический ротационно-конвергентный компьютеризированный комплекс «РокусАМ». При работе на этом комплексе можно осуществлять ротационное облучение с перемещением радиационной головки в пределах 0÷360° с открытым затвором и остановкой в заданных позициях по оси ротации с минимальным интервалом в 10°; использовать возможность конвергенции; проводить секторное качание с двумя и более центрами, а также применять сканирующий способ облучения при непрерывном продольном движении лечебного стола с возможностью перемещения радиационной головки в секторе по оси эксцентричности.

Необходимыми программами обеспечиваются: дозное распределение в облучаемом пациенте с оптимизацией плана облучения и распечаткой задания на расчеты параметров облучения. С помощью системной программы контролируют процессы облучения, управления, обеспечения безопасности проведения сеанса. Форма полей, создаваемых аппаратом, прямоугольная; пределы изменения размеров поля от 2,0 х 2,0 мм до 220 х 260 мм.

Ускорители частиц

Ускоритель частиц — это физическая установка, в которой с помощью электрических и магнитных полей получают направленные пучки электронов, протонов, ионов и других заряженных частиц с энергией, значительно превышающей тепловую энергию. В процессе ускорения повышаются скорости частиц. Основная схема ускорения частиц предусматривает три стадии:

1) формирование пучка и его инжекцию;

2) ускорение пучка;

3) вывод пучка на мишень или осуществление соударения встречных пучков в самом ускорителе.

Формирование пучка и его инжекция. Исходным элементом любого ускорителя служит инжектор, в котором имеется источник направленного потока частиц с низкой энергией (электронов, протонов или других ионов), а также высоковольтные электроды и магниты, выводящие пучок из источника и формирующие его.

Источник формирует пучок частиц, который характеризуется средней начальной энергией, током пучка, его поперечными размерами и средней угловой расходимостью. Показателем качества инжектируемого пучка служит его эмиттанс, то есть произведение радиуса пучка на его угловую расходимость. Чем меньше эмиттанс, тем выше качество конечного пучка частиц с высокой энергией. По аналогии с оптикой ток частиц, деленный на эмиттанс (что соответствует плотности частиц, деленной на угловую расходимость), называют яркостью пучка.

Ускорение пучка. Пучок формируется в камерах или инжектируется в одну или несколько камер ускорителя, в которых электрическое поле повышает скорость, а следовательно, и энергию частиц.

В зависимости от способа ускорения частиц и траектории их движения установки подразделяют на линейные ускорители, циклические ускорители, микротроны. В линейных ускорителях частицы ускоряются в волноводе с помощью высокочастотного электромагнитного поля и движутся прямолинейно; в циклических ускорителях происходит ускорение электронов на постоянной орбите с помощью возрастающего магнитного поля, и движение частиц происходит по круговым орбитам; в микротронах ускорение происходит на спиральной орбите.

Линейные ускорители, бетатроны и микротроны работают в двух режимах: в режиме вывода пучка электронов с диапазоном энергии 5-25 МэВ и в режиме генерирования тормозного рентгеновского излучения с диапазоном энергии 4-30 МэВ.

К циклическим ускорителям относятся также синхротроны и синхроциклотроны, в которых получают пучки протонов и других тяжелых ядерных частиц в диапазоне энергии 100-1000 МэВ. Протонные пучки получены и используются в крупных физических центрах. Для дистанционной нейтронной терапии используют медицинские каналы циклотронов и ядерных реакторов.

Пучок электронов выходит из вакуумного окна ускорителя через коллиматор. В дополнение к этому коллиматору непосредственно около тела пациента существует еще один коллиматор, так называемый аппликатор. Он состоит из набора диафрагм из материалов с малым атомным номером, чтобы уменьшить возникновение тормозного излучения. Аппликаторы имеют разные размеры для установки и ограничения поля облучения.

Электроны высоких энергий меньше рассеиваются в воздухе, чем фотонное излучение, однако требуют дополнительных средств для выравнивания интенсивности пучка в его сечении. К таковым относятся, например, выравнивающие и рассеивающие фольги из тантала и профилированного алюминия, которые помещают за первичным коллиматором.

Тормозное излучение генерируется при торможении быстрых электронов в мишени из материала с большим атомным номером. Пучок фотонов формируется коллиматором, расположенным непосредственно за мишенью, и диафрагмой, которая ограничивает поле облучения. Средняя энергия фотонов максимальна в переднем направлении. Устанавливаются выравнивающие фильтры, так как мощность дозы в сечении пучка неоднородна.

В настоящее время созданы линейные ускорители с многолепестковыми коллиматорами для проведения конформного облучения. Конформное облучение проводится с контролем положения коллиматоров и различных блоков с помощью компьютерного управления при создании фигурных полей сложной конфигурации. Конформное лучевое воздействие требует обязательного применения трехмерного планирования облучения.

Наличие многолепесткового коллиматора с подвижными узкими лепестками позволяет блокировать часть радиационного пучка и формировать необходимое поле облучения, причем положение лепестков меняется под управлением компьютера. В современных установках можно осуществлять непрерывную регулировку формы поля, то есть можно менять положение лепестков в процессе вращения пучка, чтобы сохранять облучаемый объем. С помощью этих ускорителей появилась возможность создавать максимальное по величине падение дозы на границе опухоли и окружающей здоровой ткани.

Дальнейшие разработки позволили выпустить ускорители для выполнения современного облучения с модулированной интенсивностью. Интенсивно модулированное облучение — облучение, при котором существует возможность создавать не только радиационное поле любой требуемой формы, но и осуществлять облучение с различной интенсивностью во время одного и того же сеанса. Дальнейшие усовершенствования позволили осуществлять радиотерапию, корректируемую по изображениям. Созданы специальные линейные ускорители, в которых планируется высокопрецизионное облучение, при этом лучевое воздействие контролируется и корректируется в процессе сеанса путем осуществления флюороскопии, радиографии и объемной компьютерной томографии на конусном пучке. Все диагностические конструкции вмонтированы в линейный ускоритель.

Благодаря постоянно контролируемой позиции больного на лечебном столе линейного ускорителя электронов и контролю над смещением изодозного распределения на экране монитора уменьшается риск ошибок, связанных с движением опухоли во время дыхания и постоянно происходящего смещения ряда органов.

В России для проведения облучения больных используют различные виды ускорителей. Отечественный линейный ускоритель ЛУЭР-20 (НИИФА, Санкт-Петербург) характеризуется граничной энергией тормозного излучения 6 и 18 МВ и электронов 6-22 МэВ. НИИФА по лицензии фирмы Philips производит линейные ускорители СЛ-75-5МТ, которые укомплектованы дозиметрическим оборудованием и планирующей компьютерной системой. Существуют ускорители PRIMUS (Siemens), многолепестковый ЛУЭ Clinac (Varian) и др.

Установки для адронной терапии. Первый в Советском Союзе медицинский протонный пучок с необходимыми для лучевой терапии параметрами был создан по предложению В. П. Джелепова на фазотроне 680 МэВ в Объединенном институте ядерных исследований в 1967 г.

Клинические исследования проводились специалистами Института экспериментальной и клинической онкологии АМН СССР. В конце 1985 г. в лаборатории ядерных проблем ОИЯИ было завершено создание шестикабинного клинико-физического комплекса, включающего в себя: три протонных канала медицинского назначения для облучения глубокозалегающих опухолей широкими и узкими протонными пучками различной энергии (от 100 до 660 МэВ); π-мезонный канал медицинского назначения для получения и использования в лучевой терапии интенсивных пучков отрицательных π-мезонов с энергиями от 30 до 80 МэВ; канал сверхбыстрых нейтронов медицинского назначения (средняя энергия нейтронов в пучке около 350 МэВ) для облучения больших резистентных опухолей.

Центральным научно-исследовательским рентгенорадиологическим институтом и Петербургским институтом ядерной физики (ПИЯФ) РАН разработан и реализован метод протонной стереотаксической терапии с использованием узкого пучка протонов высокой энергии (1000 МэВ) в сочетании с ротационной техникой облучения на синхроциклотроне. Достоинством данного метода облучения «напролет» является возможность четкой локализации зоны облучения внутри объекта, подвергаемого протонной терапии. При этом обеспечиваются резкие границы облучения и высокое отношение радиационной дозы в центре облучения к дозе на поверхности облучаемого объекта. Метод применяется при лечении различных заболеваний головного мозга.

В России в научных центрах Обнинска, Томска и Снежинска ведутся клинические испытания терапии быстрыми нейтронами. В Обнинске в рамках сотрудничества Физико-энергетического института и Медицинского радиологического научного центра РАМН (МРНЦ РАМН) до 2002 г. использовался горизонтальный пучок реактора мощностью 6 МВт со средней энергией нейтронов около 1,0 МэВ. В настоящее время начато клиническое использование малогабаритного нейтронного генератора ИНГ-14.

В Томске на циклотроне У-120 НИИ ядерной физики сотрудниками НИИ онкологии используются быстрые нейтроны со средней энергией 6,3 МэВ. С 1999 г. проводится нейтронная терапия в Российском ядерном центре г. Снежинска с использованием нейтронного генератора НГ-12, дающего пучок нейтронов 12-14 МэВ.

Аппараты для контактной лучевой терапии

Для контактной лучевой терапии, брахитерапии, имеется серия шланговых аппаратов разной конструкции, позволяющих автоматизированным способом размещать источники вблизи опухоли и осуществлять ее прицельное облучение: аппараты серии «Агат-В», «Агат-В3», «Агат-ВУ», «Агам» с источниками γ-излучения 60Со (или 137Cs, 192lr), «Микроселектрон» (Nucletron) с источником 192Ir, «Селектрон» с источником 137Cs, «Анет-В» с источником смешанного гамма-нейтронного излучения 252Cf (см. рис. 27 на цв. вклейке).

Это аппараты с полуавтоматическим многопозиционным статическим облучением одним источником, перемещающимся по заданной программе внутри эндостата. Например, аппарат гамма-терапевтический внутриполостной многоцелевой «Агам» с комплектом жестких (гинекологических, урологических, стоматологических) и гибких (желудочно-кишечных) эндостатов в двух вариантах применения — в защитной радиологической палате и каньоне.

Используются закрытые радиоактивные препараты, радионуклиды, помещенные в аппликаторы, которые вводят в полости. Аппликаторы могут быть в виде резиновой трубки либо специальными металлическими или пластиковыми (см. рис. 28 на цв. вклейке). Существует специальная радиотерапевтическая техника для обеспечения автоматизированной подачи источника в эндостаты и их автоматический возврат в специальный контейнер-хранилище по окончании сеанса облучения.

В комплект аппарата типа «Агат-ВУ» входят метрастаты небольшого диаметра — 0,5 см, что не только упрощает методику введения эндостатов, но и позволяет довольно точно формировать распределение дозы в соответствии с формой и размерами опухоли. В аппаратах типа «Агат-ВУ» три малогабаритных источника высокой активности 60Со могут дискретно перемещаться с шагом в 1 см по траекториям длиной 20 см каждая. Использование малогабаритных источников приобретает важное значение при небольших объемах и сложных деформациях полости матки, так как позволяет избежать осложнений, например перфорации при инвазивных формах рака.

К преимуществам применения 137Cs гамма-терапевтического аппарата «Селектрон» средней мощности дозы (MDR — MiddleDoseRate) относится более длительный, чем у 60Со, период полураспада, что позволяет проводить облучение в условиях почти постоянной мощности дозы излучения. Существенным является также расширение возможностей широкого варьирования пространственным дозным распределением благодаря наличию большого числа излучателей сферической или малогабаритной линейной формы (0,5 см) и возможности чередования активных излучателей и неактивных имитаторов. В аппарате происходит пошаговое перемещение линейных источников в диапазоне мощностей поглощенных доз 2,53-3,51 Гр/ч.

Внутриполостная лучевая терапия с использованием смешанного гамма-нейтронного излучения 252Cf на аппарате «Анет-В» высокой мощности дозы (HDR — HighDoseRate) расширила диапазон применения, в том числе для лечения радиорезистентных опухолей. Комплектация аппарата «Анет- В» метрастатами трехканального типа с использованием принципа дискретного перемещения трех источников радионуклида 252Cf позволяет формировать суммарные изодозные распределения путем использования одной (с неравным временем экспонирования излучателя в определенных позициях), двумя, тремя или более траекториями перемещения источников излучения в соответствии с реальной длиной и формой полости матки и цервикального канала.

По мере регрессии опухоли под влиянием лучевой терапии и уменьшения длины полости матки и цервикального канала существует коррекция (уменьшение длины излучающих линий), что способствует снижению радиационного воздействия на окружающие нормальные органы.

Выбор режима фракционирования разовых суммарных очаговых доз при использовании источников средней (MDR) и высокой (HDR) активности основан на эквивалентном радиобиологическом эффекте, сопоставимом с облучением источниками низкой активности (LDR — LowDoseRate).

Основное преимущество брахитерапевтических установок с шагающим источником 192Ir активностью 5-10 Ки — низкая средняя энергия γ-излучения (0,412 МэВ). Такие источники удобно размещать в хранилищах, а также эффективно использовать различные теневые экраны для локальной защиты жизненно важных органов и тканей. Аппарат «Микроселектрон» c введением источника высокой мощности дозы интенсивно используется в онкогинекологии, при опухолях полости рта, предстательной железы, мочевого пузыря, саркомах мягких тканей.

Внутрипросветное облучение проводят при раке легкого, трахеи, пищевода. В аппаратах с введением источника 192Ir низкой активности есть методика, при которой облучение производится импульсами (длительность — 10-15 мин каждый час с мощностью 0,5 Гр/ч). Внедрение радиоактивных источников 125I при раке предстательной железы непосредственно в железу осуществляется под контролем ультразвукового аппарата или компьютерной томографии с оценкой в системе реального времени позиции источников.

Самыми важными условиями, предопределяющими эффективность контактной терапии, являются выбор оптимальной поглощенной дозы и распределение ее во времени. Для лучевого лечения небольших по размеру первичных опухолей и метастазов в головном мозге уже много лет используется стереотаксическое или наружное радиохирургическое воздействие. Оно осуществляется с помощью дистанционного гамма-терапевтического аппарата «Гамма-нож», имеющего 201 коллиматор и позволяющего подвести очаговую дозу, эквивалентную СОД 60-70 Гр за 1-5 фракций. Основа точного наведения — стереотаксическая рама, которая фиксируется на голове пациента в самом начале процедуры.

Метод применяется при наличии патологических очагов размером не более 3-3,5 см. Обусловлено это тем, что при больших размерах лучевая нагрузка на здоровую мозговую ткань, а следовательно, и вероятность развития постлучевых осложнений становятся чрезмерно высокими. Лечение проводят в амбулаторном режиме в течение 4-5 ч.

К преимуществам применения «Гамма-ножа» относятся: неинвазивное вмешательство, минимизация побочных эффектов в послеоперационном периоде, отсутствие наркоза, возможность в большинстве случаев избежать лучевого повреждения здоровой мозговой ткани вне видимых границ опухоли.

В системе CyberKnife («Кибер-нож») используется портативный линейный ускоритель 6 МэВ, установленный на контролируемой компьютером роботизированной руке. Имеет различные коллиматоры размером от 0,5 до 6 см. Система контроля по изображению определяет местоположение опухоли и корректирует направление пучка фотонов. Костные ориентиры принимают в качестве системы координат, устраняя необходимость обеспечения полной неподвижности. Роботизированная рука имеет 6 степеней свободы, 1200 возможных позиций.

Планирование лечения производят после подготовки изображений и определения объема опухоли. Специальная система позволяет получать сверхбыструю трехмерную объемную реконструкцию. Происходит мгновенное слияние различных трехмерных изображений (КТ-, МРТ-, ПЭТ-, 3D-ангио- грамм). С помощью роботизированной руки системы CyberKnife, обладающей большой маневренностью, можно планировать и проводить облучение очагов сложной формы, создавать равные распределения дозы по всему поражению или гетерогенные (неоднородные) дозы, то есть проводить необходимое несимметричное облучение опухолей неправильной формы.

Облучение можно осуществлять за одну или несколько фракций. Для эффективных расчетов используют двухпроцессорный компьютер, с помощью которого проводят планирование лечения, трехмерную реконструкция изображений, расчет доз, управление лечением, управление линейным ускорителем и роботизированной рукой, ведение протоколов лечения.

Система контроля по изображению, использующая цифровые рентгеновские камеры, определяет местоположение опухоли и сравнивает новые данные с хранящейся в памяти информацией. При обнаружении смещения опухоли, например при дыхании, роботизированная рука корректирует направление пучка фотонов. В процессе лечения используют специальные формы для тела или маска с целью лица для фиксации. Система позволяет осуществлять многофракционное лечение, так как используется технология контроля точности поля облучения по получаемым изображениям, а не с помощью инвазивной стереотаксической маски.

Лечение проводят в амбулаторных условиях. С помощью системы CyberKnife возможно удаление доброкачественных и злокачественных опухолей не только головного мозга, но и других органов, например спинного мозга позвоночника, поджелудочной железы, печени и легких, при наличии не более трех патологических очагов размером до 30 мм.

Для проведения интраоперационного облучения создаются специальные аппараты, например Movetron (Siemens, IntraopMedical), генерирующий пучки электронов 4; 6; 9 и 12 МэВ, оснащенный рядом аппликаторов, болюсов и других приспособлений. Еще одна установка, Intrabeam PRS, PhotonRadiosurgerySystem (CarlZeiss), снабжена рядом аппликаторов сферической формы диаметром от 1,5 до 5 см. Аппарат является миниатюрным линейным ускорителем, в котором пучок электронов направляется на золотую пластинку диаметром 3 мм, находящуюся внутри сферического аппликатора, для создания вторичного низкоэнергетического (30-50 кВ) рентгеновского излучения (см. рис. 31 на цв. вклейке). Используется для интраоперационного облучения во время выполнения органосохраняющих вмешательств у больных раком молочной железы, рекомендуется для лечения опухолей поджелудочной железы, кожи, опухолей головы и шеи.

Методы и средства защиты при работе с ионизирующими излучениями

Закрытые источники

Закрытые источники ионизирующего излучения по характеру действия условно разделены на две группы: источники излучения непрерывного действия; источники, генерирующие излучение периодически.

К первой группе относятся γ-установки различного назначения, нейтронные, β- и γ-излучатели; ко второй – рентгеновские аппараты и ускорители заряженных частиц (в последнем случае при ускорении частиц до энергий, превышающих 10 МэВ, возможно образование искусственных радионуклидов; при этом возникает потенциальная опасность поступления радиоактивных изотопов в организм).

Область применения и виды используемых закрытых источников представлены в табл. 20.

Таблица 20. Область применения и вид используемых закрытых источников

В качестве γ-излучателей в основном служат искусственные радиоактивные элементы, помещаемые в порошкообразном или твердом состоянии в герметичные стальные ампулы и наиболее часто используемые (табл. 21).

Таблица 21. Радиоактивные элементы, используемые в качестве γ-источников

Нейтронные источники обычно готовят, смешивая радий, полоний или плутоний с бериллием или бором (смесь помещают в герметичные стальные ампулы). Характеристика некоторых нейтронных источников представлена в табл. 22.

Таблица 22. Характеристика некоторых нейтронных источников

В качестве β-источников используют искусственные радиоактивные изотопы — β-излучатели (табл. 23).

Таблица 23. Радиоактивные элементы, применяемые как β-излучатели

Активность закрытых источников ионизирующей радиации для различных целей варьируется в широких пределах. Так, в настоящее время как в нашей стране, так и за рубежом осуществляется строительство мощных γ-установок промышленного назначения (для получения полимерных материалов, стерилизации изделий одноразового использования в медицинской практике, улучшения качества резины и т.д.). В зависимости от их назначения и условий применения общий заряд излучателя (чаще всего в этих установках используют 60Со) может достигать 5,5 ПБк и более.

Для радиационных исследований в области химии, биологии, физики твердого тела, сельского хозяйства, пищевой и легкой промышленности и других целей в нашей стране налажен выпуск γ-установок:

• К-300 000, заряд 110 ПБк;

• «Панорама», заряд 6,7 ПБк;

• МРХ-гамма-100; заряд 11 ПБк;

• ГУПОС, заряд 310-2 ПБк;

• ГУБЭ-4000, заряд 0,15 ПБк и др.

Активность γ-источников для дистанционной лучевой терапии колеблется от 37 ГБк — установки для внутриполостной терапии типа АГАТ-В до 15104 ГБк — установок «Рокус-М», «Агат-Р», «Агат-С». Закрытые источники (60Со, 198Au) в виде препаратов различной конфигурации (цилиндры, бусы, иглы, отрезки тон- кой проволоки) предназначены для внутриполостной и внутритканевой терапии злокачественных новообразований.

Активность вводимых в пораженные ткани игл составляет 18,5-370 МБк, активность отдельных бусинок — 74-370 МБк, цилиндров — до 740-1480 МБк, а суммарная вводимая активность лечебных препаратов может достигать 1480-2220 МБк 60Со и 740-3700 МБк 198Au. Для аппликационной терапии применяют аппликаторы в виде квадратов из гибкого пластика, в материале которого равномерно распределен 32Р; мощность излучения на их поверхности достигает 2-4 Гр/ч.

Максимальная активность источников в γ-дефектоскопии находится в пределах 1,85-5,55 ГБк.

Закрытые источники нейтронного излучения изготавливают в зависимости от требований технологии различной мощности. С помощью линейных и циклических ускорителей получают потоки электронов и тормозного излучения высоких энергий. В линейных ускорителях инжектированные в волновод с помощью электронной пушки электроны ускоряются электрическим полем и попадают в конце пути на мишень (для получения тормозного излучения).

При сообщенной электронам в волноводе энергии около 1 МэВ и при среднем токе 15-30 мкА интенсивность тормозного излучения на расстоянии 1 м от ускорителя может достигать 1-2 Гр/мин (100-200 рад/мин). Линейные ускорители позволяют увеличить скорость электронов до энергии 10 МэВ и более; бетатроны — по круговым орбитам до энергии 100 МэВ.

Эксплуатируемые в настоящее время рентгеновские аппараты промышленного и медицинского назначения могут генерировать рентгеновское излучение с энергией от 25-60 кэВ (при рентгеноструктурном анализе) до 60-250 кэВ (в диагностике и терапии заболеваний) и 200 кэВ — 500 кэВ (при дефектоскопии).

Таким образом, из краткого описания используемых в народном хозяйстве закрытых источников видно, что их мощность варьирует в широких пределах, а технология весьма многообразна.

Обеспечение радиационной безопасности при работе с закрытыми источниками ионизирующего излучения достигается комплексом санитарно-гигиенических, инженерно-технических и организационных мероприятий, перечень которых, естественно, зависит от активности излучателя, вида излучения, технологии и способов применения источников. Вместе с тем в основу всех мероприятий защитного характера положено главное требование о том, чтобы дозы облучения как персонала, так и лиц других категорий не превышали допустимых величин.

Защитные мероприятия, позволяющие обеспечить условия радиационной безопасности при закрытых источниках, основаны на знании законов распространения ионизирующего излучения и характера его взаимодействия с веществом. Главные из них следующие:

доза внешнего облучения пропорциональна интенсивности излучения и времени воздействия;
интенсивность излучения от точечного источника пропорциональна количеству квантов или частиц, возникающих в нем за единицу времени, и обратно пропорциональна квадрату расстояния (для протяженных источников эта зависимость более сложная);
интенсивность излучения может быть уменьшена с помощью экранов.

Из этих закономерностей вытекают основные принципы обеспечения радиационной безопасности:

уменьшение мощности источников до минимальных величин («защита количеством»);
сокращение времени работы с источниками («защита временем»);
увеличение расстояния от источников до работающих («защита расстоянием»);
экранирование источников излучения материалами, поглощающими ионизирующее излучение («защита экранами»).

«Защита количеством», т.е. проведение работ с минимальной активностью радионуклидов, основывается на уменьшении мощности излучения в прямой пропорции. Этот способ защиты не имеет широкого применения, так как он ограничен требованиями того или иного процесса технологии. Кроме того, уменьшение активности источника увеличивает срок облучения различных объектов, подвергаемых воздействию ионизирующего излучения.

«Защита временем» основывается на тех же закономерностях, что и «защита количеством». Сокращая срок работы с источни-ками, можно в значительной степени уменьшить дозы облучения персонала. Этот принцип защиты особенно часто следует соблюдать при работе с источниками относительно малой активности, при прямых манипуляциях с ними персонала. Так, медицинский персонал при работе с источниками в виде цилиндров и бус обу- чается выполнению манипуляций с ними на примере таких же цилиндров и бус, но не содержащих γ-излучателя. Это позволяет добиться высокой степени автоматизма выполняемых операций и тем самым значительно сократить «активное время» персонала (время работы с радиоактивным источником). Велика значимость временного фактора и при использовании рентгеновских аппаратов в медицинской практике, особенно при диагностических процедурах. Повышение квалификации врачебных кадров способствует сокращению времени работы рентгеновской трубки и, следовательно, уменьшению дозовых нагрузок персонала и обследуемых больных.

«Защита расстоянием» — простой и надежный способ защиты, который обеспечивается достаточным удалением работающих от излучателя. Насколько эффективен этот принцип защиты, можно видеть на следующем примере. При работе с точечным источником из 60Со активностью 110 МБк пинцетом длиной 8 см в течение 1 мин пальцы кисти работающего могут получить дозу около 100 мкГр, а при тех же манипуляциях, но пинцетом длиной 25 см — всего 10 мкГр. Таким образом, инструмент большей длины и менее удобный хотя и может несколько увеличить время, необходимое для выполнения операций, тем не менее имеет определенные преимущества в поисках пути снижения доз.

Образцы дистанционных инструментов при работе с источниками относительно малой активности представлены на рис. 3.

Рис. 3. Набор инструментов для нанизывания на нити радиоактивных бус и внедрения их в полость тела больного

Для работы с источниками большей активности рекомендуются манипуляторы различного вида и сложного устройства, в некоторых случаях управляемые с большого расстояния.

Наряду со специальными, часто сложными манипуляторами достаточно эффективными могут быть и такие простые приспособления, как небольшие тележки с длинной ручкой для перевозки внутри помещений контейнеров с радиоактивными препаратами.

Следует отметить, что хотя принципы «защиты временем и расстоянием» получили большее распространение, чем принцип «защиты количеством», широкое их осуществление ограничено требованиями технологии применения источников. Так, в одних случаях требуется облучение тех или иных объектов в течение длительного времени (несколько часов и более), а в других сокращение времени работы с источниками снижает экономический эффект от их эксплуатации (например, сокращение сроков работы рентгеновской трубки при дефектоскопии стальных слитков уменьшит производительность труда дефектоскопистов), а при работе с мощными источниками ионизирующей радиации возникает необходимость удаления персонала от излучателей на такие расстояния, что принцип «защиты расстоянием» как единственный самостоятельный способ защиты теряет всякий смысл. В этих случаях при создании условий, обеспечивающих радиационную безопасность работ с закрытыми источниками, большую роль играет принцип «защиты экранами», используемый в комбинации с принципом защиты расстоянием.

В зависимости от вида ионизирующего излучения для изготовления экранов применяют различные материалы, а их толщина определяется мощностью излучения. Так, лучшими для защиты от рентгеновского и γ-излучений, позволяющими добиться нужного эффекта по кратности ослабления при наименьшей толщине экрана являются материалы: с большим Z, например свинец и уран. Однако с учетом высокой стоимости свинца и урана можно использовать экраны из более легких материалов — просвинцованного стекла, железа, бетона, баритобетона, железобетона и даже воды. В этом случае, естественно, эквивалентная толщина экранов намного превосходит ту, которая могла бы обеспечить нужную кратность ослабления с помощью свинца или урана.

Кирпич, бетон, баритобетон, железобетон и другие строительные материалы часто служат исходным сырьем для изготовления экранов, когда экраны одновременно являются строительными конструкциями сооружений. Вода — весьма дешевый защитный материал, поэтому создание защитных экранов из нее на практике — нередкое явление. Следует подчеркнуть, что при устройстве эффективных экранов для защиты от рентгеновского и γ-излучения в первую очередь учитывают технологию производства и возможные экономические затраты (стоимость экранов из тех или иных материалов).

Защита от нейтронного излучения экранами основывается на закономерности взаимодействия нейтронов с веществом. Как ска-зано в главе 2, наиболее эффективно происходит поглощение тепловых, медленных и резонансовых нейтронов, поэтому для поглощения быстрых нейтронов они должны быть предварительно замедлены. Максимальный замедляющий эффект у элементов с малым атомным номером. Поэтому для защитных экранов обычно применяют воду, парафин, бетон и другие материалы, содержащие в своем составе большое количество атомов водорода.

Тепловые нейтроны очень хорошо поглощаются кадмием и бором, причем для полного их поглощения толщина слоя кадмия, например, может равняться нескольким десятым миллиметра.

Учитывая, что процесс поглощения нейтронов сопровождается излучением γ-квантов, необходимо предусматривать дополнительную защиту из свинца или других эквивалентных материалов.

В реакторах, например, где имеется мощное излучение нейтронов, может быть несколько поглощающих слоев: первый слой — для замедления нейтронов из материалов, содержащих большое количество атомов водорода (бетон, вода и т.д.), второй слой — для поглощения медленных и тепловых нейтронов (бор, кадмий) и третий слой — для поглощения γ-излучения.

Для защиты от β-потоков целесообразно применять экраны, изготовленные из материалов с малым атомным номером. В этом случае выход тормозного излучения невелик. Обычно в качестве экранов для поглощения β-излучения используют органическое стекло, пластмассу, алюминий. При особо мощных β-потоках следует использовать дополнительные экраны для защиты от тормозного излучения.

При расчете защиты с помощью экранов от ионизирующей радиации персонала и лиц других категорий исходят из требований НРБ-99/2009.

Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения приведены в табл. 24.

Таблица 24. Допустимые уровни мощности дозы при внешнем облучении всего тела от техногенных источников фотонного излучения

Соответствующие методы расчета толщины защитных экранов, а также характеристика защитных материалов приведены в специальной литературе и справочниках.

По своему назначению защитные экраны условно разделены на 5 групп:

• 1-я группа — защитные экраны-контейнеры, в которые помещают радиоактивные препараты с целью их хранения в нерабочем положении и транспортировки. Мощность дозы излучения от вновь разрабатываемых переносных, передвижных и стационарных дефектоскопических, терапевтических и других аппаратов не должна превышать 10 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока аппарата с источником. Мощность эквивалентной дозы излучения от вновь разрабатываемых радиоизотопных приборов не должна превышать 1 мкЗв/ч на расстоянии 1 м от поверхности блока прибора с источником;

• 2-я группа — защитные экраны для оборудования. В этом случае экранами полностью окружают все рабочее оборудование при положении радиоактивного препарата в рабочем состоянии или при включении высокого (или ускоряющего) напряжения на источники ионизирующей радиации;

• 3-я группа — передвижные защитные экраны. Этот тип защитных экранов служит для защиты рабочего места на различных участках рабочей зоны;

• 4-я группа — защитные экраны, монтируемые как части строительных конструкций (стены, перекрытия полов и потолков, специальные двери и т.д.), предназначены для защиты поме щений, вкоторых постоянно находится персонал, и прилегающей территории;

5-я группа — экраны индивидуальных средств защиты (щиток из оргстекла, смотровые стекла пневмокостюмов, просвинцованные перчатки и др.).

Экраны 1-й группы (контейнеры) широко используют при транспортировке радиоактивных препаратов и хранении их в нерабочем состоянии. Для транспортировки и хранения применяют контейнеры, изготовленные из различных материалов в зависимости от вида излучения излучателя: алюминия и пластмассы (для α- и β-излучателей), свинца, чугуна, стали (для γ-излучателей), парафина, бора (первый слой) и свинца, чугуна, стали (второй слой) — для нейтронных источников.

Транспортирование радионуклидов за пределами объектов, использующих источники, регламентируется специальными правилами.

Высокоактивные препараты в нерабочем положении хранят в контейнерах-хранилищах, составных элементах установок- излучателей. Так, например, γ-дефектоскопический стационарный аппарат имеет 2 контейнера: рабочий и контейнер-хранилище. Рабочий предназначен для размещения в нем источника излучения во время просвечивания и обеспечивает направленный выход конического пучка излучения, контейнер-хранилище — для хранения источника в нерабочем положении. Источник излучения перемещается из контейнера-хранилища в рабочий по специальному ампуловоду с помощью дистанционного управления.

В переносных γ-аппаратах контейнер-хранилище имеет специальный затвор, открытие которого с помощью специального механизма приводит к положению «Работа».

В отдельных случаях при значительной мощности излучателей, например на мощных γ-установках, источник хранят в специальных камерах-хранилищах (при сухом или водном типе хранения).

Для предупреждения переоблучения персонала все аппараты и установки, в которых активность радионуклида равна или превышает 74?103 ГБк, должны оборудоваться механизмом дистанционного перемещения препарата из положения «Хранение» в положение «Работа».

Экраны 2-й группы можно использовать при установке радиоизотопных приборов технологического контроля, когда они при необходимости экранируются так, чтобы за пределами экранов мощность дозы излучения не превышала 3 мкЗв/ч.

Экраны 3-й группы представлены передвижными ширмами различного назначения: для зашиты рабочего места техника от рассеянного излучения в рентгенодиагностических кабинетах, рабочего места врача и сестры при введении радиоактивных препаратов в организм больного в радиологических отделениях и т.д.

Экраны 4-й группы применяют при эксплуатации стационарных аппаратов и установок с открытым или неограниченным по направлению пучком излучения, а также при значительной мощности рассеянного излучения. Рабочую часть таких аппаратов и установок размещают в помещении, материал и толщина стен, пола и потолка которого обеспечивают при любых реальных положениях препарата и направлениях рабочего пучка ослабление первичного и рассеянного излучения до допустимого уровня. При этом пульт управления аппаратом (или установкой) размещают в смежном помещении, дверь которого блокируют с механизмом перемещения препарата или с блоком включения напряжения. Последнее позволяет исключить возможность случайного облучения персонала.

С этой же целью предусматривают устройства для принудительного дистанционного перемещения источника в положение «Хранение» при отключении энергопитания установки или любой другой аварии; при подводном хранении радионуклидов применяют системы автоматического поддержания уровня воды в бассейне и системы сигнализации об изменении ее уровня и повышении мощности дозы в рабочем помещении. Помещения, где устанавливают мощные изотопные установки, оборудуют системами блокировки и сигнализации о положении облучателя и превышении заданной мощности дозы излучения.

Указанные выше элементы защитных мероприятий можно увидеть на примере γ-терапевтического отделения больницы, тем более что схема эксплуатации мощных источников ионизирующей радиации в других отраслях принципиально не отличается. На рис. 4 представлена схема планировки основных помещений для глубокой и близкофокусной терапии.

В процедурном зале монтируют γ-аппарат, заряд которого помещен в контейнер-хранилище. Так, в аппарате «Рокус» заряд из 60Со, равный 0,15 ПБк, помещен в контейнер-хранилище, изготовленный из урана.

Рис. 4. Планировка основных помещений для глубокой (статической или ротационной) и близкофокусной терапии: А — пультовая — наблюдательская; процедурный зал для длиннофокусной (Б) и короткофокусной (В) терапии; Г — вентиляционная камера; Д — комната ожидания; 1 — γ-аппарат; 2 — пульт управления

Толщину стен процедурного зала рассчитывают из требований, представленных в НРБ-99/2009. В процедурном зале устраивают лабиринт для защиты дверного проема от рассеянного излучения. Дверь, изготовленную из листовой стали и имеющую механический и ручной привод, снабжают системой автоблокировки с пультом управления, размещенным в смежном помещении.

Пульт управления позволяет контролировать поведение и положение больного при проведении процедуры. В момент включения аппарата (в этом случае источник из положения «Хранение» переводят в положение «Работа») на пульте управления появляется световая сигнализация, свидетельствующая о перемещении источника в ампулопроводе и исчезающая только при переводе источника в нерабочее положение и снижении мощности дозы до заданной величины.

Все радиоактивные источники необходимо регулярно проверять с целью установления возможной утечки радионуклидов и нарушения целостности оболочки препарата.

В системе защитных мероприятий при работе с закрытыми источниками очень важен радиационный и медицинский контроль (см. ниже).

Открытые источники

Открытыми называют такие источники ионизирующего излучения, при использовании которых возможно попадание радионуклидов в окружающую среду. При этом может быть не только внешнее, но и дополнительное внутреннее облучение персонала, которое происходит при поступлении радионуклидов в окружающую рабочую среду в виде газов, аэрозолей, а также твердых и жидких радиоактивных отходов. Технологические процессы и операции, связанные с возможностью образования радиоактивных аэрозолей, часто имеют ведущее значение.

Наряду с обычными механизмами возникновения аэрозолей, которыми сопровождаются работы с неактивными материалами (например, при механической обработке, химических и металлургических процессах и др.), для операции с радионуклидами в открытом виде характерны следующие особенности:

образование радиоактивных аэрозолей дочерних продуктов распада радона, торона и актинона, поступающих в воздух при работе с радием, торием и актинием, криптона-89 и -90, ксенона-133, возникающих на атомных реакторах и других объектах;
образование радиоактивных аэрозолей за счет поступления в воздух с загрязненной радионуклидами поверхности ядер отдачи (указанный процесс образования аэрозолей, который встречается чаще всего при распаде на поверхности радия, полония и плутония, называют агрегатной отдачей);
возникновение радиоактивных аэрозолей в результате активации частиц обычной пыли при воздействии на них интенсивных потоков нейтронов.

Таким образом, источниками образования радиоактивных аэрозолей могут быть не только производственные операции, но и загрязненные радионуклидами рабочая поверхность, спецодежда и обувь.

Все объекты, которые представляют потенциальную опасность загрязнения радионуклидами рабочей среды, условно разделены на 2 группы.

1-я группа — многочисленные лаборатории, учреждения и предприятия, где их использование в открытом виде предусмотрено самой технологией производства, например в медицинских учреждениях для лечения и диагностики ряда заболеваний; 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.;
2-я группа — такие объекты, на которых радионуклиды в открытом виде образуются как неизбежные, а в отдельных случаях и как побочные нежелательные продукты технологического процесса, например рудники по добыче радиоактивных руд и заводы по их переработке, атомные электростанции и экспериментальные реакторы, мощные ускорители заряженных частиц и др.

Вполне понятно, что потенциальная опасность внутреннего переоблучения персонала на указанных объектах неравнозначна. Она зависит прежде всего от общей активности радионуклидов на рабочем месте, степени их радиотоксичности, характера производственных операций. Так, чем большее их количество применяется при работе, тем (естественно, при прочих равных условиях) больше вероятность загрязнения воздуха, рабочей поверхности и тела работающих.

В зависимости от степени радиотоксичности радионуклидов НРБ-99/2009 установлено допустимое количество радиоактивных изотопов на рабочем месте, не требующее получения специального разрешения на право проведения работ с ними от органов санитарно-эпидемиологического надзора. Так, например, для 226Ra оно равно 1,0?104 Бк, для 198Au — 1?105 Бк, для 14С — 1107 Бк.

Согласно основным санитарным правилам, все радионуклиды в зависимости от допустимого количества на рабочем месте условно разделяются на 4 группы радиотоксичности:

группа А — элементы с особо высокой радиотоксичностью; изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0-103 Бк;
группа Б — элементы с высокой радиотоксичностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0?104 и 105 Бк;
группа В — элементы со средней радиоактивностью: изотопы, допустимая активность которых на рабочем месте составляет 1,0?106 и 1,0?107 Бк;
группа Г — элементы с малой радиотоксичностью: изотопы, для которых допустимая активность на рабочем месте составляет 1?108 Бк и более.

Все многообразные формы применения открытых радиоактивных источников по степени потенциальной опасности внутреннего переоблучения (в зависимости от количества радионуклидов на рабочем месте и относительной радиотоксичности изотопа) подразделяют на 3 класса, причем при определении класса работ в зависимости от сложности выполняемых операций вносится поправочный коэффициент (табл. 25).

Таблица 25. Класс работ с открытыми источниками излучения

Чем выше класс выполняемых работ, тем жестче гигиенические требования по защите персонала от внутреннего переоблучения. Вместе с тем главные принципы защиты остаются неизменными:

соблюдение принципов защиты при работе с источниками излучения в закрытом виде;
герметизация производственного оборудования для изоляции процессов, которые могут явиться источниками поступления радионуклидов в окружающую среду;
планировка помещений;
оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования;
использование средств индивидуальной защиты;
санитарно-бытовые устройства;
выполнение правил личной гигиены;
очистка от радиоактивных загрязнений поверхности строительных конструкций, аппаратуры и средств индивидуальной защиты.

Герметизация производственного оборудования позволяет максимально ограничить поступление радионуклидов в воздух производственной зоны. Для этих целей в зависимости от класса выполняемых работ используют «горячие» камеры, камеры-боксы и вытяжные шкафы различных типов и конструкций. Работы I класса с α- и β-излучателями обычно выполняют в герметичных боксах, имеющих рукавные резиновые перчатки, вмонтированные в переднюю стенку.

При выполнении работ с γ-изотопами используют боксы со значительной толщиной защитных стенок (рис. 5), снабженные специальными дистанционными устройствами, в простейшем случае шпатовыми манипуляторами на шаровой основе (рис. 6).

Толщина защитной чугунной плиты со стороны оператора составляет у правой секции 100 мм. Наблюдение за операциями осуществляют через свинцовое стекло.

При работах с γ-излучателями значительной мощности в связи с увеличением толщины защитных экранов применяют механические манипуляторы (механические руки), а наблюдение за операциями ведут с помощью оптических систем или телевидения (таково принципиальное устройство «горячих» камер).

Работы II и III классов могут быть выполнены в боксах, изготовленных из органического стекла, и вытяжных шкафах, которые также оборудованы системами приточно-вытяжной вентиляции, коммуникациями для подвода горячей и холодной воды, сжатого воздуха, бытового газа и реагентов, узлами слива и сброса радио-

Рис. 5. Бокс заигитный универсальный типа 2-УКЗ

Рис. 6. Манипулятор шпаговый типа МШЛ-0,5 активных отходов.

Отходы собирают в контейнеры-сборники следует помнить, что камеры, боксы и вытяжные шкафы любых конструкций не абсолютно, а относительно герметичны.

Планировка помещений предполагает максимальную изоляцию работ с радионуклидами от других помещений и участков с иным функциональным назначением. Работы I класса можно проводить в отдельном здании или изолированной части здания, имеющей отдельный вход, работы II класса — изолированно от других помещений, работы III класса — в отдельных, специально выделенных комнатах (рис. 7).

Рис. 7. Схема устройства радиологической лаборатории с трехзональной планировкой: 1 — «горячие» камеры (первая зона); 2 — ремонтнотранспортная зона (вторая зона); 3 — операторские помещения (третья зона)

В основу планировки помещений, предназначенных для выполнения работ I класса, положен принцип деления их по степени возможного радиоактивного загрязнения на 3 зоны:

первая — зона размещения оборудования камер, боксов, коммуникаций и др., являющихся основными источниками радиоактивных загрязнений;
вторая — периодически обслуживаемые ремонтно-транспортные помещения для проведения ремонта оборудования и других работ, связанных со вскрытием технологического оборудования, загрузки и выгрузки активных материалов или подобных работ; узлы загрузки и выгрузки радиоактивных материалов, временного хранения и удаления отходов;
третья — помещения для постоянного пребывания персонала — операторские, пульты управления и др.

Трехзональная планировка предусматривает неизбежность значительных радиоактивных загрязнений в первой зоне, периодиче-ское превышение допустимого уровня загрязнения поверхности и воздушной среды во второй зоне, отсутствие превышающих ПДУ загрязнений в третьей зоне (см. рис. 7).

К планировке лабораторий для работ II и III классов не предъявляют столь жестких требований. В зависимости от характера операций с изотопами в состав этих лабораторий могут входить хранилища радионуклидов, фасовочная, помещения для выполнения работ с радиоактивными препаратами.

К настоящему времени различные варианты планировочных решений для работ указанных классов предполагают разграничение лабораторий на участки (зоны), в которых степень опасности загрязнения воздуха и поверхности неодинакова. Так, может быть применен простейший способ трехзональной планировки лаборатории, при которой комнату делят стеклянными перегородками на 3 зоны. Это позволяет изолировать наиболее опасные операции (вскрытие бокса и ремонт оборудования) от всего помещения.

Работы III класса могут выполняться и в однокомнатной лаборатории, условно разделенной на зоны, в которых потенциальная возможность загрязнения неодинакова.

Оптимизация санитарно-технических устройств и оборудования предполагает в первую очередь устройство специальных систем вентиляции, основное назначение которых — защита воздушной среды рабочих помещений от радиоактивных загрязнений.

В помещениях лабораторий и учреждений, где ведутся работы I класса, предусмотрено устройство местной приточно-вытяжной и общеобменной систем вентиляции. Системой местной приточно-вытяжной вентиляции оборудуют «горячие» камеры и боксы, причем они снабжены двумя патрубками (приточный имеет обратный клапан и дроссель для регулирования подаваемых объемов воздуха). Указанные системы должны создавать в боксах и камерах разряжение 20 мм вод.ст.

Для предупреждения возможного распространения радиоактивных загрязнений воздушным путем из первой зоны в третью в последней приток преобладает над вытяжкой. Таким образом, в помещениях лабораторий, предназначенных для выполнения работ I класса, воздух должен перемещаться из зоны в зону в порядке возрастания степени потенциальной опасности для работающих (из третьей в первую).

При установке камер и боксов в условиях обычной планировки лабораторий (работы II и III классов) в периодически открываемых проемах форкамер скорость движения воздуха должна быть не менее 1 м/с, а скорость движения воздуха в рабочих проемах вытяжных шкафов и других укрытий — не менее 1,5 м/с. Воздухообмен в этих помещениях для работ II класса пятикратный, для работ III класса — трехкратный.

В том случае, когда для работ с радионуклидами отведены отдельные участки помещений, в них необходимо предусмотреть устройство автономных систем вентиляции.

Вентиляционная система в помещениях для мощных установок (18,5 ТБк и более) и ускорителей заряженных частиц оборудуется в соответствии со специальными правилами:

каналы воздуховодов вытяжной вентиляции должны быть изготовлены из кислотостойких несорбирующих радионуклиды материалов или облицованы ими изнутри;
в целях минимального загрязнения систем сборных воздуховодов непосредственно у боксов, камер, вытяжных шкафов следует устанавливать фильтры.

Устройство водопровода и хозяйственно-фекальной канализации радиологических объектов должно соответствовать требованиям строительных норм и правил. Помещения, предназначенные для работ I, II и III классов, снабжаются горячей водой. Краны для воды, подаваемой к раковинам, должны иметь смесители и открываться при помощи педального или локтевого устройства. При проведении работ I и II классов предусматривают две системы канализации: хозяйственно-фекальную и специальную.

В учреждениях, где ежедневно образуются жидкие радиоактивные отходы объемом более 200 л и удельной активностью, превышающей в 10 раз и более допустимую концентрацию, устраивается специальная канализация. Если ежесуточное количество жидких радиоактивных отходов не превышает 200 л, указанные отходы собирают у места их возникновения в специальные емкости для последующей отправки на централизованные пункты захоронения.

Отделка помещений для работ с радионуклидами требует специальных материалов и покрытий, что продиктовано рядом обстоятельств. Интенсивное загрязнение поверхности радионуклидами может обусловить дополнительное внешнее и внутреннее облучение персонала. Поэтому, если загрязнение поверхности превышает допустимые величины, необходимо провести мероприятия по удалению изотопов. Вполне понятно, что успешность их выполнения в первую очередь будет зависеть от степени фиксации радионуклидов на поверхности. Она обычно происходит за счет механического удерживания частиц, обусловленного пористостью, шероховатостью и неровностью поверхности, а также физикохимического взаимодействия с материалом (адсорбции), диффузии в глубь поверхности, химического взаимодействия с материалом поверхности.

Многие строительные материалы, обладая высокой пористостью (например, дерево, кирпич, бетон, асфальт и др.), легко фиксируют радионуклиды и плохо поддаются очистке.

Высокие сорбционные свойства линолеумов различных марок, метлахской плитки часто ограничивают возможность их применения, так как они недостаточно хорошо отмываются от радиоактивного загрязнения. Наиболее совершенными материалами являются нержавеющая сталь и стекло, но нержавеющая сталь достаточно дорога, поэтому ее применяют только для изготовления рабочей поверхности в боксах, камерах и других помещениях, а стекло — малопригодный из-за хрупкости материал.

В настоящее время на основе ряда полимерных материалов (поливинилхлорид, полиэтилен) созданы новые виды покрытий, отвечающих требованиям не только санитарно-гигиеническим, но и технологии производства. К ним относятся поливинилхлоридный пластикат рецептуры 57-40, полиэтиленовые пленки и др.

Пластикат рецептуры 57-40 толщиной 2 мм служит для покрытия полов, пластикатовая пленка толщиной 0,5 мм — для защиты стен, потолков, оборудования.

Стены могут быть покрыты глазурованной плиткой, некоторыми лакоэмалевыми покрытиями, глифталевыми, перхлорвинило-выми красками, эмалью, лаком и эпоксидными смолами.

При выборе материалов покрытий для оборудования лабораторий, предназначенных для операций с радионуклидами, необходимо учитывать класс предполагаемых работ.

В помещениях для работ I и II классов полы и стены, а в ремонтной зоне и помещениях размещения оборудования также и потолки должны быть покрыты специальными малосорбирующими материалами, стойкими к моющим средствам.

В помещениях для работ III класса стены на высоту не менее 2 м окрашивают масляной краской, а остальную часть стен и потолок — клеевой краской. Полы в этих помещениях покрывают линолеумом или пластиком.

В помещениях для работ I и II классов для удобства промывки углы помещений должны быть закруглены. Края покрытий полов должны быть подняты и заделаны заподлицо со стенами. При наличии спецканализации полы должны иметь уклоны и трапы. Переплеты окон должны иметь простейшие профили, окна со скошенными подоконниками или без них. Полотна дверей должны быть гладкими, щитовой конструкции.

Оборудование и рабочая мебель в помещениях, где проводятся работы с радионуклидами в открытом виде, должны иметь гладкую поверхность и конструкцию, позволяющую легко их обрабатывать моющими средствами. Наружную поверхность окрашивают нитроэмалями или масляной краской.

Мебель и оборудование закрепляют за помещениями соответствующего класса работ. Мягкая мебель запрещена.

В помещениях, где ведутся работы I и II классов, управление общими системами отопления, газоснабжения, сжатого воздуха, водопровода и групповые электрощиты выносятся из рабочих помещений.

Средства индивидуальной защиты

В комплексе защитных мероприятий по созданию условий радиационной безопасности важное место занимают средства индивидуальной защиты, предназначенные для защиты органов дыхания и кожного покрова. Только в отдельных случаях при работе с β-излучателями и источниками мягкого рентгеновского излучения применяют соответственно щитки из органического стекла и просвинцованные резиновые фартуки и перчатки.

Плановые, повседневные работы с открытыми радиоактивными источниками, как правило, имеют малую потенциальную опас-ность значительного загрязнения радионуклидами воздушной среды и поверхности. Поэтому мероприятия общего характера, такие как герметизация оборудования, планировочные решения, дистанционное управление и др., позволяют создать условия, предупреждающие распространение радионуклидов в рабочей зоне.

Однако при ремонтных и аварийных работах (например, при выходе из строя манипуляторов, вентиляционных агрегатов, «горячих» камер и др.), а также при устройстве новых технологических линий, когда значительная часть работ связана с выполнением ручных операций и непосредственным контактом работающих с загрязненным оборудованием, чаще всего радиоактивные элементы переносятся на спецодежду и инструменты, а радиоактивные газы и аэрозоли поступают в воздух рабочих помещений. В этих условиях в системе обеспечения радиационной безопасности персонала средства индивидуальной защиты играют ведущую роль.

С увеличением потенциальной опасности внутреннего переоблучения персонала должны возрастать и требования к защитным свойствам средств индивидуальной защиты. Вместе с тем следует помнить, что обычно с повышением эффективности защиты индивидуальных средств ухудшаются их физиолого-гигиенические показатели. Так, использование в респираторах более эффективных фильтрующих материалов повышает их сопротивление дыханию, а при работе в пленочном изолирующем костюме (наиболее эффективном средстве защиты) нарушается теплообмен организма человека с окружающей средой. В связи с этим нельзя рекомендовать какие-то универсальные средства защиты, а в каждом конкретном случае необходимы такие защитные средства, применение которых диктуется условиями конкретной радиационной обстановки.

В зависимости от характера проводимых работ все средства индивидуальной защиты условно делят на средства повседневного назначения и кратковременного использования. К средствам повседневного назначения относятся халаты, комбинезоны, костюмы, спецобувь и некоторые типы противопылевых респираторов, к средствам кратковременного использования — изолирующие шланговые и автономные костюмы, пневмокостюмы, противогазы и др.

В табл. 26 представлена классификация средств индивидуальной защиты при работе с открытыми источниками. Как видно из классификации, средства индивидуальной защиты по конструктивным и эксплуатационным особенностям можно разделить на 5 видов: спецодежда, спецобувь, средства защиты органов дыхания, изолирующие костюмы, дополнительные защитные приспособления.

К конструкции защитной одежды при работе с открытыми источниками наряду с общими требованиями предъявляются и особые требования, обусловленные необходимостью легкого удаления радиоактивных загрязнений:

детали одежды должны обладать одинаковой химической стойкостью;
одежда изготавливается с минимальным количеством швов, клапанов, карманов;
обязательно правильное крепление отдельных узлов и деталей;
швы делают прочными, герметичными и гладкими (например, пленочную одежду изготавливают высокочастотной сваркой швов);
спецодежда повседневной носки изготавливается из хлопчатобумажной ткани (верхняя одежда и белье) и синтетических материалов типа лавсана (верхняя одежда), последние эффективны при возможном воздействии на работающих агрессивных химических веществ.

Таблица 26. Классификация средств индивидуальной защиты, применяемых при работе с радиоактивными веществами (по С.М. Городинскому)

К спецодежде кратковременного использования относят перчатки и пленочную одежду: полукомбинезоны, фартуки и нарукавники.

Для изготовления перчаток служат нейритовые и бутилкаучуковые латексы, поливинилхлоридные и фторполимерные материалы, обладающие высокими защитными свойствами.

Пленочную спецодежду изготавливают из поливинилхлоридных и полиэтиленовых материалов. Указанные дополнительные сред-ства защиты применяют в тех случаях, когда возможно попадание радионуклидов на отдельные части тела работающих. Прикрывая только часть тела, эти дополнительные средства не стесняют движений работающих и создают возможность частичного проветривания пододеждного пространства.

В качестве основной спецобуви наиболее широко распространены ботинки с верхом из искусственной кожи, ботинки с верхом из лавсановой ткани и резиновые сапоги без подкладки. Резиновые сапоги можно сочетать не только со спецодеждой повседневной носки, но и с изолирующими костюмами.

Дополнительная обувь необходима при всех работах с высокой потенциальной опасностью загрязнения радионуклидами рабочей среды. В этом случае можно надеть пластиковые и резиновые бахилы и чехлы, галоши без подкладки.

При возможности загрязнения воздуха радионуклидами надо пользоваться средствами защиты органов дыхания, которые делятся на две группы: фильтрующие и изолирующие. Фильтрующими называются приборы, в которых вдыхаемый человеком воздух проходит через специальные фильтры (на этом принципе устроены респираторы и противогазы), изолирующими — устройства, позволяющие обеспечить подачу чистого воздуха в зону дыхания через шланги или с помощью кислородных приборов.

В качестве фильтрующих приборов для защиты органов дыхания широко распространены разработанные И.В. Петряновым, С.М. Городинским и др. высокоэффективные бесклапанные респираторы. Фильтрующие материалы представляют собой слой нанесенных на тканевую подложку ультратонких волокон органических полимеров со стойким электростатическим зарядом. Высокая эффективность задержки аэрозолей этими материалами обеспечивается за счет диффузного инерционного, гравитационного и электростатического эффектов, а также эффекта касания частиц волокон при сближении их в процессе огибания потоками воздуха волокна на расстояние менее половины его радиуса. Чаще всего в качестве фильтрующей основы в бесклапанных фильтрах служит материал типа ФПП-15-1,5 с коэффициентом проскока 0,001-0,01% при скорости фильтрации воздуха, равной 1 см/с.

Бесклапанные респираторы по характеру использования подразделяют на одноразового (или кратковременного) и многократного применения. Они наиболее эффективны, так как создают герметичность по лицевой линии. На рис. 8 представлена схема конструкции респиратора одноразового пользования типа ШБ-1. В нем фильтр в форме круга из одного листа материала без швов на фильтрующей поверхности служит корпусом полумаски респиратора. В подогнутом периферическом кольце фильтра по всей его окружности размещен тонкий резиновый шнур с оплеткой, закрепленный на носовой части фильтра металлической пластинкой. В рабочее положение респиратор приводится вытягиванием на нужную длину и закреплением резинового шнура. При этом корпус респиратора обретает форму полусферы, а сила натяжения шнура равномерно распределяется на всю окружность подогнутого края фильтра.

В настоящее время для изготовления респираторов «Лепесток-40» и «Лепесток-5» использован материал ФПП-70, имеющий меньшее сопротивление, а для респиратора «Лепесток-200» — материал

Рис. 8. Основные конструктивные элементы респираторов одноразового использования (по С.Н. Шатскому): 1 — обтуратор; 2 — фильтры; 3 — крепления; 4 – каркас ФПП-15-1,5, более эффективный по отношению к мелкодисперсному аэрозолю.

Изолирующие средства индивидуальной защиты органов дыхания, например, шланговые пневмошлемы, обладающие высокой защитной эффективностью (до 99,998%), обычно рекомендуются в тех случаях, когда фильтрующие устройства не могут обеспечить необходимую защиту от попадания в органы дыхания радионуклидов (например, газообразных продуктов).

Изолирующие костюмы используют при проведении ремонтных и аварийных работ в условиях значительного загрязнения радиоактивными веществами воздушной среды, поверхностей оборудования и строительных конструкций. Они обеспечивают защиту работающего при концентрациях аэрозолей, в 10 000 раз превышающих ДОА, и при концентрациях радиоактивных паров и газов, превышающих ДОА в 1000 раз.

Примером изолирующих костюмов с автономным источником подачи воздуха может служить изолирующий комплект с автономным источником воздушного питания, состоящий из герметичного комбинезона, системы регенерации воздуха и охлаждающего (хлопчатобумажного) комбинезона — экрана, надеваемого поверх основного герметичного пластикатового комбинезона. Охлаждающий комбинезон в процессе работы регулярно смачивают водой.

В зависимости от класса проводимых работ рекомендуется использовать следующие средства индивидуальной защиты:

при работах I класса и при отдельных работах II класса работающие обеспечиваются комбинезонами или костюмами, шапочками, спецбельем, носками, тапочками или ботинками, перчатками, бумажными полотенцами и носовыми платками разового пользования и в зависимости от характера возможного радиоактивного загрязнения воздуха средствами защиты органов дыхания;
при работах II и III классов работающие обеспечиваются халатами, шапочками, перчатками, тапочками и при необходимости средствами защиты органов дыхания; работающие с открытыми радиоактивными растворами и порошками, а также персонал, убирающий помещения, помимо перечисленной выше спецодежды и спецобуви, обеспечиваются пластикатовыми фартуками и нарукавниками или пластикатовыми полу-халатами, дополнительной спецобувью (галоши, бахилы) или резиновыми сапогами;
при работах в условиях возможного аэрозольного загрязнения воздуха помещений радионуклидами (работы с порошками, кипячение радиоактивных растворов и т.д.) необходимы специальные фильтрующие или изолирующие средства защиты органов дыхания;
изолирующие защитные средства (пневмокостюмы, пневмошлемы и в отдельных случаях кислородные приборы) рекомендуются в тех случаях, когда фильтрующие средства защиты не обеспечивают безопасность выполнения планируемых работ (ликвидация аварии, ремонтные работы и т.д.).

Санитарно-бытовые устройства

В зависимости от класса выполняемых работ и числа работающих с открытыми источниками предусматривают такие санитарно-бытовые устройства, как умывальные, душевые обычного типа, санитарные пропускники и санитарные шлюзы.

При работах III класса умывальники обычно устраивают с подводкой горячей и холодной воды, смесителями с педальным или ножным регулированием подачи воды. В отдельных случаях могут быть устроены специальные умывальники, которые обеспечены моющими средствами и полотенцами или бумажными индивидуальными салфетками. Иногда при значительной численности работающих с радионуклидами предусматривают душевые обычного типа.

При выполнении работ I и II классов обязательно устройство санитарных пропускников, которые, в отличие от обычного набора помещений, должны включать специальные помещения (гардеробы для верхней, домашней одежды и спецодежды, душевые, комнаты для дозиметрического контроля кожного покрова и спецодежды работающих, кладовые для хранения чистой и грязной одежды, помещения для хранения средств индивидуальной защиты, туалет, иногда сушилка). Схема санитарного пропускника, который условно делят на 2 отделения — «чистое» и «грязное», — представлена на рис. 9.

Отделка помещений санитарных пропускников позволяет проводить мероприятия для удаления с поверхности стен, потолков и пола радиоактивных загрязнений, поэтому полы здесь по крыты пластикатом; в душевых полу придают уклон и устраивают сливной трап.

Стены в гардеробе для домашней одежды на высоте 2 м покрывают пластикатом или глазурованной плиткой. Верхняя часть стен и потолок могут иметь клеевую побелку. В помещениях «грязного» отделения стены покрывают пластикатом или глазурованной плиткой на всю их высоту, потолки окрашивают масляной краской. Санитарные пропускники оборудованы общеобменной приточно-вытяжной вентиляцией.

Рис. 9. Санитарный пропускник на 100 работающих (по Н.Ю. Тарасенко): 1 — тамбур; 2 — помещение для раздевания; 3 — гардероб для верхней одежды; 4 — гардероб для домашней одежды; 5 — дозиметрический пункт; 6 — место для одевания; 7 — санитарный узел; 8 — кладовая для грязной одежды; 9 — гардероб для спецодежды; 10 — помещение для хранения средств индивидуальной защиты; 11 — дозиметрический пункт контроля спецодежды; 12 — место для раздевания; 13 — тамбур; 14 — душевая; 15 — тамбур; 16 — кладовая для чистой одежды; 17 — тамбур

На объектах с трехзональной планировкой между второй и третьей зонами устраивают санитарные шлюзы, предназначенные для предупреждения выноса радионуклидов из загрязненных помещений в чистую зону. В условно «чистой» части санитарного шлюза предусмотрены помещения для дополнительных средств индивидуальной защиты: респираторов, перчаток, галош, пневмомасок, пневмокостюмов — и чистой одежды, а в условно «грязной» зоне санитарного шлюза помещения, где находятся контейнеры для сбора загрязненных дополнительных средств защиты, — специальные моющие обувь установки на входе в него со стороны второй зоны и оборудованные душевые для обмывания пневмокостюмов.

На границе чистых и грязных помещений санитарного шлюза размещены дозиметрические приборы для контроля степени загрязнения работающих, а также «дисциплинирующий» барьер.

Общая схема эксплуатации санитарного шлюза может быть представлена в следующем виде: работающий при выходе из второй зоны очищает обувь на моющей установке, далее переходит к душевой установке и обмывает пневмокостюм; после обмывания костюма контролирует уровень загрязнения, далее костюм снимает и помещает на хранение, после снятия дополнительных средств защиты работающий моет руки с мылом и мягкой щеткой и проверяет уровень загрязнения рук и спецодежды. В спецпрачечную пленочную и резиновую спецодежду отправляют в том случае, если после предварительной обработки в санитарном шлюзе степень ее загрязнения превышает допустимый уровень.

Правила личной гигиены

При попадании радионуклидов на спецодежду и кожный покров работающих возможно как дополнительное облучение кожи, так и поступление их в желудочно-кишечный тракт и через неповрежденную кожу. Кроме того, появляется вероятность их переноса в чистые производственные помещения и жилые помещения. Поэтому при работе с открытыми источниками необходимо выполнять требования так называемой радиационной асептики, под которой понимают совокупность мер, направленных на предупреждение попадания радионуклидов на спецодежду и кожный покров работающих. Например, главная задача работающего при надевании и снятии перчаток — предупредить прикосновение незащищенных пальцев руки к наружной (потенциально загрязненной) поверхности перчаток.

Для профилактики попадания радионуклидов в желудочно-кишечный тракт при работе с растворами любой удельной активности должны быть автопипетки. Запрещены курение в рабочей зоне, хранение пищевых продуктов, косметики, домашней одежды и других предметов, не имеющих прямого отношения к работе с радионуклидами. В случае загрязнения кожного покрова требуется его своевременная санитарная обработка, ибо с увеличением времени, прошедшего с момента загрязнения до обработки, повышается степень фиксации радионуклидов на коже. Кожный покров хорошо очищается с помощью мыла и теплой воды. В том случае, когда такая обработка не дает желаемого результата, используют специальные моющие средства.

После выполнения работ с открытыми источниками обязателен дозиметрический контроль уровня загрязнения спецодежды и кожного покрова работающих с обязательным повторным контролем после санитарной обработки.

Основным условием безопасности работы с открытыми источниками является строгое выполнение всех инструкций и правил по предупреждению загрязнения радионуклидами спецодежды, рук, тела, которые разрабатываются и утверждаются администрацией каждого конкретного объекта на основании существующих санитарных правил.

Очистка от радиоактивных загрязнений поверхности строительных конструкций, аппаратуры и средств индивидуальной защиты

При загрязнении радионуклидами оборудования, производственных помещений и средств индивидуальной защиты их очищают от радиоактивного материала. Следует указать, что благодаря специальным покрытиям большая часть загрязнений имеет слабую связь с поверхностями. Некоторое же количество радионуклидов фиксируется прочно, поэтому загрязнения удаляются не обычной водой, а специально подбираемыми растворами, часто сложного состава, которые наиболее эффективно разрушают связь радионуклидов, возникшую за счет адсорбции и ионного обмена, с поверхностью.

К веществам для удаления радиоактивных изотопов с поверхности относятся поверхностно-активные (жировое мыло, моющие порошки, сульфанол, препараты ОП-7, ОП-10, «Контакт Петрова») и комплексообразующие соединения (полифосфаты, аминополикарбоновые, лимонная и щавелевая кислоты и их соли).

Радиоактивные загрязнения, имеющие химическую связь с материалом поверхности, можно удалять минеральными кислотами (НС1, H2SO4, HNO3) и окислителями (КМпО4, Н2О2 и др.). Результаты обработки загрязненной поверхности указанными средствами признают удовлетворительными, если уровень загрязнения не превышает допустимых величин.

Индивидуальные средства защиты — спецодежда (как верхняя одежда, так и нательное белье), пленочные средства защиты (фартуки, нарукавники, комбинезоны, пневмокостюмы), перчатки и спецобувь — обрабатывают в специальных прачечных. Предварительно сортируют средства индивидуальной защиты как по виду материала, из которого они изготовлены, так и по виду (α- и β-загрязненность) и уровню загрязнения (как правило, такая сортировка осуществляется в санитарных пропускниках учреждений, где проводятся работы с открытыми источниками). Эффективность очистки спецодежды проверяют радиометрическими приборами (по α-загрязненности после обязательной предварительной сушки индивидуальных средств).

В том случае, если при высоком уровне загрязнения повторная обработка моющими средствами не дает нужного эффекта, а загрязнение обусловлено долгоживущими изотопами, производят демонтаж приборов и оборудования, смену материалов покрытий и средств индивидуальной защиты, которые рассматриваются при этом как радиоактивные отходы, подлежащие переработке и захоронению.

Раздел 5_ОБЩИЕ ВОПРОСЫ МЕДИЦИНСКОЙ РАДИОЛОГИИ