К вопросу о нормировании облучения населения при радионуклидных исследованиях

Полный текст

С развитием радионуклидных методов диагностики и терапии совершенствовалась и их дозиметрия на основе изначально установленных трех категорий пациентов и определения контрольных уровней облучения критических органов и всего тела, что нашло свое отражение в ‘‘Правилах и нормах применения открытых радиофармацевтических препаратов в диагностических целях № 2813-83” [5]. При существующей организации контроля доз облучения пациентов в отделениях радионуклидной диагностики будет вполне резонно отказаться от подсчета доз ориентировочным методом по МУ-177-112 [2] и перейти к использованию более селективных методов контроля по таблицам “Правил”.

Однако при проведении радионуклидных диагностических и терапевтических процедур облучаются не только пациенты, но и персонал подразделения, больные, находящиеся в отделении, родственники и лица из населения, вольно или невольно контактирующие с пациентами, которым введены РФП.

В Республике Татарстан в настоящее время действуют три отделения радионуклидной диагностики (Республиканская клиническая больница, Республиканский клинический онкологический центр, МСЧ

“Нижнекамскнефтехим”), в которых ежегодно выполняют около 15 тысяч исследований in vivo. Большинство исследований составляют препараты на основе короткоживущего изотопа технеций-99м (период полураспада - 6,02 ч). Использование изотопа J¹³¹ (период полураспада — 8,04 сут) весьма ограничено. Формируемая ими доза в соответствии с МУ-177-112 [2] составляет всего 75 чел.-Зв или 2,5 % от дозы, получаемой населением за счет облучения в медицине (см. табл.).

По результатам наших исследований, мощность дозы гамма-излучения (МД ГИ) от больных, которым с диагностической целью было введено 450 МБк технеция-99м на расстоянии 0,1 м через 1 час после введения составляет 35 мкЗв/ч, через 2 часа (время выхода из отделения) — 20 мкЗв/ч (2 мР/ч). На расстоянии 1,0 метра мощность дозы составляет соответственно 4,3 и 2,7 мкЗв/ч (0,43 и 0,27 мР/ч).

С учетом периода полураспада техпеция-99м и его выведения из организма МД ГИ на расстоянии 0,1 м от пациента снижается до 1 мкЗв/ч, только через сутки, а при введении пациентам 740 мБк для снижения дозы до такого уровня потребуется около полутора суток. В случаях же применения с терапевтической целью изотопов радиойода доза уменьшается до уровня 1 мкЗв/ч только через неделю. Полученные нами данные подтверждаются и результатами исследований, приводимых В.Я. Голиковым и соавт. [1].

Регламентация облучения персонала радиодиагностичсского подразделения строится на основании требований и дозовых пределов, установленных “Нормами радиационной безопасности НРБ- 76/87” и “Основными санитарными правилами обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-98) СанПиН 2.6.1-98. Для подразделений лучевой терапии отраслевым стандартом (ОСТ 42- 21-11-81) [7] принят обоснованный для таких случаев норматив (статья 3.7): “Больные с введенными радионуклидами должны размещаться только в радиологических палатах. Перевод больных с инкорпорированными открытыми источниками излучения в общие палаты решается после согласования со службой РБ учреждения или ответственным за РК лицом. При этом мощность дозы излучения от больного на расстоянии 1 метра не должна превышать 0,3 мР/ч (3 мкЗв/ч)”. Никаких других отечественных нормативных актов, ограничивающих облучение указанных выше категорий граждан, в стране не существовало.

В развитие федерального закона “О радиационной безопасности населения [8] в “Нормах радиационной безопасности” (НРБ-96) [3] статьей 7.4.6 впервые вводят норматив, регламентирующий облучение лиц из населения, по различным причинам контактирующих с пациентами: “...Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 метра от пациента, которому с терапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 1 мкЗв/ч ”. Указанный норматив полностью вписывался в общепринятые принципы нормирования, рекомендованные международной комиссией по радиологической защите [6], что отражено в пункте 1.4. НРБ-96 [3] “... и нс требуют регламентации источники, создающие мощность эквивалентной дозы на расстоянии 0,1 метра менее 1 мкЗв/ч ...”.

Введение указанного норматива вполне обеспечивало бы радиационную безопасность в рамках существующей концепции для тех категорий населения, которые в силу необходимости или случайно контактируют с 15 тысячами пациентов, ежегодно проходящих радионуклидные исследования в республике. Для реализации этого норматива потребовалось бы создание дополнительно 30—40 коек, закрепленных за подразделениями радионуклидной диагностики для 1—2-суточной выдержки данной категории пациентов. Неминуемое удорожание расходов на проведение радионуклидных исследований могло бы компенсироваться переходом на ультра- короткоживущие изотопы. Однако в новой редакции “Норм радиационной безопасности НРБ-99” [4] данный норматив подвергся полйой ревизии и не в пользу радиационной безопасности населения. Так, параграф 5.4.5. этого документа гласит, что “мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 1 метра от пациента, которому с терапевтической целью введены радиофармацевтические препараты, при выходе из радиологического отделения не должна если по ОСТу 42-21-11-81 (ст.3.7), основанному на принципах НРБ-76, таким пациентам разрешали только перевод из радиологических (активных) палат в общие палаты отделения, то в настоящее время предусматривается их выписка домой.

В работе Голикова В.Я. и соавт. [1] в качестве обоснования такого подхода приводятся ссылки на опыт регламентации данного показателя в США. В зарубежных нормативах оценивают облучение за единичную процедуру путем установления числового значения дозы на расстоянии 1 метра за время полного распада радионуклида, так называемую дозу за распад. На основании приводимых в статье данных инструментальных замеров дозы до полного распада на расстоянии 1 метра от пациента при различных видах диагностических и терапевтических процедур сделан вывод, что доза, полученная любым человеком, контактирующим с пациентом за пределами радиологического подразделения, не превосходит 100 мкЗв при радиодиагностических процедурах и 500 мкЗв при лучевой терапии тиреотоксикоза.

Такое обоснование, возможно, вполне устраивает американских радиологов, так как в национальных нормах радиационной безопасности США нет пункта 1.4, освобождающего от регламентации “... источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними индивидуальную эффективную годовую дозу не более 10 мкЗв...”.

Изменение редакции указанного раздела в НРБ-99 не только не обеспечивает полную реализацию прав граждан в области радиационной безопасности (статья 22 Федерального Закона “О радиационной безопасности населения”), но и находится в противоречии с основной концепцией самих “Норм радиационной безопасности” и далеко не способствует развитию новых, более безопасных технологий в радиационной медицине.

Отмена принятого ранее норматива и изложение в “Нормах радиационной безопасности (НРБ-99)” данного положения в новой редакции не имеют достаточного обоснования.

Об авторах

В. Г. Морозов

Государственный комитет Республики Татарстан санитарно-эпидемиологического надзора; Казанский государственный медицинский университет

Автор, ответственный за переписку.
Email: info@eco-vector.com
Россия

Р. К. Исмагилов

Государственный комитет Республики Татарстан санитарно-эпидемиологического надзора; Казанский государственный медицинский университет

Email: info@eco-vector.com
Россия

В. Ф. Чупрун

Государственный комитет Республики Татарстан санитарно-эпидемиологического надзора; Казанский государственный медицинский университет

Email: info@eco-vector.com
Россия

Список литературы

Дополнительные файлы