Величины доз облучения органов и тканей, ниже которых исключается возникновение нестохастических эффектов

Органили ткань\|	Н с стох а стич е с к ий э ф фе кт	Доза (Гр)
Все тело\|	Рвота	0,5
Костный мозг	Смерть	1,0
Кожа	Преходящая эритема, временная эпиляция	ЗД)
Легкие	Пневмония	5,0
Легкие	Смерть	ИМ)
Щитовидная железа 1	Нарушения, не приводящие к полной деструкции железы; микседема; деструкцияжелезы	10,0

В противоположность этому стохастическими эффектами считаются такие, при которых дозой облучения определяется только вероятность

Период исходов и последствий облучения проявляется в изменениях со стороны крови, угнетением механизмов иммунитета, нарушении обмена веществ, а далее ~ в укорочении продолжительности жизни (раннее старение), увеличении вероятности развития лейкоза и злокачественных новообразований, помутнения хрусталика (лучевая катаракта), нарушении функций сердечно-сосудистой системы, вегетативных расстройствах, а также генетических изменениях.

Описанные биологические эффекты могут значительно модифицироваться условиями облучения: временем, локализацией, сопутствующими факторами. Если мощность дозы {количество энергии излучения, поглощаемое в единицу времени) очень мала, то даже ежедневные облучения в течение всей жизни человека не могут оказать заметного повреждающего действия. В то же время, в результате продолжительного облучения организма в малых дозах при суммарной дозе 0,7-1 Зв развивается самостоятельная нозологическая форма - хроническая лучевая болезнь.

Неравномерные (по локализации) лучевые воздействия, которые часто встречаются на практике, переносятся в целом значительно легче, чем общие равномерные облучения.

Следует отметить, что физиологические реакции организма, возникающие под влиянием ионизирующих излучений в сочетании с другими факторами нелучевой природы (статические и динамические перегрузки, СВЧ-поля, психоэмоциональное напряжение и др.) могут существенно отличаться. Излучение может изменить устойчивость человеческого организма к действию различных факторов, в том числе и вышеперечисленных, и уменьшить их переносимость. При этом важно подчеркнуть, что эффекты усиления лучевого поражения наблюдаются чаще в тех случаях, когда факторы воздействуют многократно и после облучения. В практическом отношении врачу необходимо знать, что дозы излучения, не вызывающие в обычных условиях серьезных психосоматических реакций, в

условиях сочетанного действия факторов могут привести к выраженному биологическому эффекту, изменить его характер и течение. Особенности взаимодействия ионизирующего излучения и факторов нелучевой природы необходимо учитывать при профилактике, диагностике лучевого поражения и при нормировании лучевой нагрузки.

Радиационные поражения от внутреннего облучения развиваются при попадании в организм радиоактивных продуктов, возникающих при испытании ядерного оружия и при попадании в атмосферу радионуклидов вследствие аварии на АЭС.

Допустимое содержание радиоактивных веществ в организме (такое их количество, при котором создается доза на критический орган, не превышающая ПДД) зависит от степени опасности радиоактивных элементов при попадании внутрь и определяется их радиотоксичностью. Последняя определяется следующими факторами: вида радиоактивного превращения, средней энергии одного акта распада, схемы радиоактивного распада, путей поступления радиоактивных веществ в организм человека.

Существуют три пути попадания радиоактивных веществ в организм: ингаляционный (при дыхании), с пищей и водой в желудочно-кишечный тракт {алиментарный), и через кожу и слизистые оболочки {контактный). Наиболее частым и потенциально опасным является ингаляционный. Особую опасность для человека имеют радиоактивные изотопы иода-131, которые, помимо ингаляционного пути, могут поступать в организм с продуктами животного и растительного происхождения, т.е. алиментарным путем. При этом основными цепочками попадания иода-131 являются: пищевые растения —> человек; трава —* корова —* молоко —> человек; трава —* животные — > мясо —» человек; растения —> птица —•> яйцо —» человек: вода —♦ рыба —+ человек.

Радиотоксичность также зависит от распределения радионуклидов по

должительности времени поступления радиоактивных веществ в тело человека.

По характеру распределения в организме человека радионуклиды рас предел я юте я н а тр и гру п п ы:

- скелетный тип - кальций, стронций, барий, радий, иттрий, цирконий
и цитраты плутония;

- ретикуло-эндотелиальный тип - церий, прометий, цинк, америций и
трансурановые элементы;

- диффузный тип - калий, натрий, цезий, рубидий, водород, углерод,
железо и др.

Время пребывания радионуклида в организме, определяющее время облучения критических органов, определяется периодами полураспада и полувыведения радионуклидов. Способность накапливать радионуклиды у разных органов человеческого организма различная и если их расположить в порядке уменьшения этой способности, то это выглядит следующим образом: щитовидная железа, печень, кишечник, почки, костный скелет, мышцы. Таким образом, наибольшей способностью накапливать радиоактивные вещества обладает щитовидная железа, наименьшей -мышцы. Максимальная скорость выведения радионуклидов отмечается у щитовидной железы, далее следуют печень, почки, селезёнка, кожа, мышцы, скелет.

Гаким образом, при внутреннем облучении, в основном, повреждающему радиационному воздействию подвергаются щитовидная железа, верхние дыхательные пути, печень, желудочно-кишечный тракт, костный мозг. Острая лучевая болезнь при внутреннем облучении имеет некоторые особенности по сравнению с вызванной внешним воздействием радиоактивного излучения, а именно: слабая выраженность первичной реакции, растянутость во времени всех периодов развития заболевания, более выражен ное п о раже н и е кр ити ч ее к и х о р ган о в.

Для защиты от повышенного уровня ионизирующего излучения применяются средства коллективной и индивидуальной защиты. Средства коллективной защиты включают: предупредительные, оградительные, герметизирующие устройства, защитные покрытия, устройства очистки воздуха и жидкостей, средства дезактивации, устройства автоматического контроля, дистанционного управления, средства защиты при перевозке и временном хранении, а также проведение мероприятий, обеспечивающих условия радиационной безопасности, основанные наследующих принципах:

1) уменьшение мощности источников излучения до минимальных ве
личин (защита количеством);

2) сокращение времени работы с источниками излучения [защита
временем)',

3) увеличение расстояния от источников излучения до работающих
{зтц и та рас cm оянием);

4) ограждение источников излучения материалами, поглощающими
ионизирующие излучения (защита экранированием).

Для индивидуальной защиты от радиоактивного облучения применяются средства индивидуальной защиты: специальные комбинезоны и костюмы, фартуки, бахилы, обувь, перчатки, очки, щитки, противогазы и респираторы.

3. Клиническая дозиметрия.

Непременным условием достижения необходимого уровня радиационной безопасности при рентгенологических и радионуклидных диагностических исследованиях и при проведении лучевой терапии является точный количественный учет энергии ионизирующего излучения, поглощенной пациентами, персоналом и другими лицами, в силу тех или иных

причин, подвергающимися облучению. Такой учет производится посредством применения различных методов дозиметрии.

Дозиметрия ~ в широком смысле это область прикладной ядерной физики, в которой изучаются физические величины, характеризующие действие ионизирующих излучений на различные объекты и рассматриваются методы и средства для регистрации и измерения этих величин. В медицине, помимо вышеуказанного, общепринятым является понятие клиническая дозиметрия.

Клгшк чес коя дозиметрия - один из основных разделов медицинской радиологии, изучающий принципы и средства регистрации и измерения ионизирующих излучений, используемых в клинической практике.

Основные задачи клинической дозиметрии:

1. Определение количества и качества ионизирующего излучения,
испускаемого источниками, применяемыми в медицинских целях.
Такими источниками являются рентгеновские диагностические и
терапевтические трубки; радиоактивные фармацевтические пре
параты, содержащие искусственные радионуклиды, применяемые
с диагностическими целями; радиоактивные препараты (открытые
и закрытые) и ускорители заряженных частиц, применяемые в лу
чевой терапии.

2. Испытание и постоянный контроль надежности защитных средств
и приспособлений, предназначенных для обеспечения радиацион
ной безопасности медицинского персонала, постоянно работаю
щего в сфере действия излучения и находящегося в смежных по
мещениях, а также пациентов.

Защитные приспособления могут быть стационарными (стены, окна, двери, перекрытия), передвижными (экраны, свинцовые блоки, ширмы, каталки, манипуляционные столики), а также индивидуальными (фартуки, юбки, перчатки, очки).

Вещества, используемые для ослабления и поглощения ионизирующего излучения, называются защитными. В качестве защитного материала от рентгеновского и гамма-излучения применяются свинец, вольфрам, уран (вещества с большим атомным номером) и различные пластмассы, для нейтронного излучения - вода, парафин (водородсодержащие вещества).

3. Определение величины поглощенной дозы излучения, которую
получает пациент при диагностических рентгенологических и ра-
дионуклидных исследованиях. Измерение указанной дозы {ее точ
ное наименование - «эффективная эквивалентная доза») пресле
дует цель избежать превышения допустимых для диагностических
исследований уровней облучения пациентов (риска появления па
тологических последствий и состояния в виде стохастических и
нестохастических эффектов облучения).

4. Определение поглощенной дозы, получаемой больным при луче
вой терапии, изучение дозного распределения в органах и тканях -
во избежание лучевых повреждений органов и тканей - патологи
ческих состояний за счет нестохастических эффектов облучения.

5. Измерение величины дозы облучения (индивидуальной погло
щенной дозы, правильнее - «эффективной дозы»), которую полу
чает медицинский персонал (категория А) при проведении рентге
нологических и радионуклидных исследований пациентов, а также
при лучевой терапии больных - во избежание отдаленных послед
ствий в виде стохастических эффектов (соматических и генетиче
ских изменений и онкологических заболеваний).

Основные методы дозиметрии: физические, химические, биологические и математические.

Физические методы дозиметрии наиболее распространены в клинической практике. В дозиметрах используются: ионизационные камеры, га-

зоразрядные, сцинтиляциоыные и термолюминесцентные детекторы. Наиболее удобны, например, для индивидуальной дозиметрии термолюминесцентные детекторы (ТЛД) в виде таблеток из фтористого лития диаметром 8 мм и толщиной К5 мм.

Принципиальная схема любого дозиметра следующая: датчик, питающий, преобразующий и регистрирующий блоки.

В клинической дозиметрии для количественной характеристики применяемых в диагностике и терапии ионизирующих излучений исходным понятием является «доза» (Д).

Доза излучения - мера радиационного воздействия на человека, выраженная отношением энергии излучения к массе облучаемого вещества. Принято различать экспозиционную и поглощенную дозы.

Экспозиционная доза - физическая характеристика фотонного излучения - суммарный заряд ионов одного знака, образованный в единице массы воздуха при нормальных условиях. Экспозиционная доза - не энергетическая величина, косвенно характеризующая радиационный выход излучателя по степени ионизации воздуха. Это устаревшее понятие, не применяется за рубежом, но до настоящего времени широко используется в практической дозиметрии, так как в ее единицах градуированы шкалы большинства дозиметров. Традиционно измерения экспозиционной дозы производятся с помощью внесистемной единицы рентген (Р). Доза в 1 рентген равна такой дозе (экспозиционной) рентгеновского или гамма-излучения, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия в сухом атмосферном воздухе объемом в 1 см³ производит ионы, несущие электрический заряд каждого знака, равный 1 электростатической единице или 2,08x10° пар ионов.

В системе СИ принята единица экспозиционной дозы кулон на килограмм (Кл/кг) - равный дозе (экспозиционной) рентгеновского или гамма-излучения, при которой сопряженная корпускулярная эмиссия в сухом

атмосферном воздухе массой I кг производит в воздухе ноны, несущие электрический заряд каждого знака, равный 1 Кл. Связь между величинами рентген и кулон на килограмм следующая:

1 Р = 2,58хЮ"⁴ Кл/кг (точно); 1 Кл/кг = 3,88х10³ Р (3876 Р приблизительно).

Недостаток экспозиционной дозы (помимо непригодности ее для описания поля нейтронного излучения) - отсутствие учета различного поглощения рентгеновского излучения в мышечной, легочной и костной тканях - устранен с введением понятия «поглощенная доза».

Поглоиlchhая боза - основной количественный показатель ионизирующего воздействия на облучаемые ткани, критерий оценки облучения, учитывающий различное поглощение излучения в мышечной, легочной и костной тканях, универсальная энергетическая характеристика, количественно описывающая физический эффект облучения данного вещества ионизирующим излучением любого вида, характеризуется величиной энергии, поглощенной в единице массы облучаемого вещества. Поглощенная доза (Д) — основная дозиметрическая единица. Она равна отношению средней энергии dw, переданной ионизирующим излучением веществу в элементарном объеме, к массе dm вещества в этом объеме:

д =

Единица поглощенной дозы -рад. 1 рад 0,01 Дж/кг. В системе СИ единицей поглощенной дозы является грей. I Гр 100 рас).

Единица измерения поглощенной дозы Грей (Гр) названа в честь английского физика-радиобиолога Луи Гарольда Грея. Грей - это поглощенная доза, при которой массе облученного вещества в I кг передается энергия ионизирующего излучения в 1 джоуль. 1 Гр = 1 Дж/кг. До введения единицы Грей поглощенная доза измерялась внесистемной единицей рад

M<Y;-r;m.i40HiKW;гли гкг кпд-^-м

" (англ. аббревиатура «радиационная поглощенная доза»}. 1 рад = 100 эрг/г

вещества.

Самое общее представление о количестве падающей энергии излучения может быть получено путем измерения экспозиционной дозы, под которой понимают отношение суммарного заряда ионов одного знака, возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных электронов, к массе воздуха в данном объеме. Единица экспозиционной дозы в СИ -кулон на килограмм (Кл/кг). На практике до последнего времени используется внесистемная единйи&а- рентген (И).

Естественная и искусственная радиоактивность имеют сложный спектр излучения. Для оценки биологического эффекта воздействия излучения произвольного состава применяется понятие эквивалентной дозы с единицей измерения в СИ - зиверт (Зв). Зиверт - единица эквивалентной дозы любого вида излучения в биологической ткани, которое создает такой же биологический эффект, как и поглощенная доза в I Гр образцового рентгеновского или у - излучения (энергия 100-1000 кэВ). Внесистемная единица эквивалентной дозы - бэр.

При одной и той же поглощенной дозе биологический эффект от воздействия различных видов излучения существенно различается. В связи с этим для прогнозирования биологического эффекта в поглощенную дозу излучения вносится поправочный коэффициент на его вид. Этот коэффициент получил название коэффициента относительной биологической

эффектывност и (ОБЭ) ■

Пользуясь понятием о дозе излучения, ОБЭ можно определить как отношение биологически равноэффективных доз стандартного и сравни-

вае м о го и зл у ч е н и и:

кмв~~ая конкретне~~ й

ОБЭ =

Кроме единиц доз излучения, в практике используют единицы активности радиоактивных изотопов. Единица активности в СИ - беккерель (Бк), равная одному распаду в секунду (расп/с).

Таблица 4

Соотношение между единицами СИ и внесистемными единицами активности и характеристик поля излучения

Величина исе символ Название и обозначение единиц Связь между единицами

Единица СИ Внесистемная единица

Активность Беккерель (Бк), равный одному распадув секунду (расп/с) Кюри (Ки) 1 Ки --■ 3,7 IO¹⁰ расп-'с *■■ 3,7 - 10"'Кк 1 Б к -■"■■ 1 расп/е 1 Бк- 1 расп/с -2.703Х К)"" Ки

Эксп ози циОнi 1 ая доза X Кулон на килограмм (Кл/кг) Рентген (Р) I Р -2.58x1 (Г¹ Кл/кг 1 Кл/кг = 3.876*10-' Р

Мощностьэкспозиционной дозы X Кулон накилограмм в секунду (Кл/(кг/с)) Рентген в секунду (Р/с) 1 Р/с-■■ 2,58-- КГ Кл/(кг/с) =•■ 2,58xlO^J А/кг= 0,285 мА/кг 1 Кл/(кг/с)=^: 3,876x10* Р/с = 232,56х!0^;Р

Поглощенная доза Д 'Грей (Гр), равный одному джоулю на кило гра мм (Д ж/ к г) Рад (рад) t рад - 100 эрг/г *■ 1 ■ 10"" Дж/кг -1x10" Гр- 1 сГр I Гр-■ 1 Дж/кг 1 Гр - 100 сГр= 1 Дж/кг = 10¹эрг/г- 100 рад

Мощность поглощенной дозы Д Грей в секунду (Гр/с). равный одному джоулю накилограмм в секунду (Дж/(кг-с)) Рал в секунду (рад/с) 1 рад/с = 1х10"~ Дж/кг г 1x10*" Гр* 1 сГр1 Гр/с - 100 сГр/с - 1 Дж/(кг с) -----110² рад/с

Экви валентная доза Н Зиверт (Зв), равный одному грею на коэффициенткачества (1 Гр/К - ИДж/кг)/Ю Бер(бэр) 1 бэр = 1 рад: К = 1x10"- (Дж/кг): К- 1 10'² Гр: К> 1хЮ^:Зв-1сЗв1 Зв ■'- ЮОсЗв- 1 (Дж/кг): К-100 рад: К =*= 100 б:>р 1 mk3r- 1О'^! мбэр 1 мбэр ~ 10 мкЗв

Мощность эквивалентной дозы Н Зиверт в секунду (За/с) Бэрв секунду (бэр/с) 1 бэр/с -^г--- \у.\ (Г² Зв/с 1 Зв/с - 100 бэр/с

Примечание: поглощенная в 1 г ткани организма в условиях равновесия заряженных частиц энергия при экспозтшонной дозе 1 Р составляет 96 эрг/г ~-= 0,96 рас). Поэтому с погрешностью до 4% экспозтнюнную дозу в рентгенах и поглощенную дозу в ткани в радах можно считать совпадающими.

Различные виды ионизирующих излучений (рентгеновские и гамма-лучи, поток протонов, нейтронов, альфа-частиц и /ф.) при одной и той же экспозиционной или поглощенной дозе обладают разной проникающей и

ионизирующей спосооностью в тканях организма и, следовательно, отличаются по своему биологическому действию. Эта характеристика повреждающего действия ионизирующих излучений называется «относительной биологической эффективностью» (ОБЭ) и равна отношению поглощенной дозы образцового излучения, вызывающего определенный биологический эффект, к поглощенной дозе данного излучения, вызывающего тот же биологический эффект. Количественно ОБЭ выражается значением «коэффициента качества» (к) излучения (или «взвешивающий коэффициент»), принятого на основании радиобиологических и эпидемиологических данных. В НРБ-96 за исходный образец, равный единице, берется «к» рентгеновского и гамма-излучения (фотоны любых энергий). Другие виды ионизирующих излучений имеют следующие значения «к»: электроны любых энергий - также I, нейтроны различных энергий — от 5 до I 20, протоны - 5, альфа-частицы - 20 и т.п.

Точное знание коэффициента качества и ОБЭ необходимо для перехода от понятия «поглощенная доза» к понятиям «эквивалентная доза» и «эффективная доза», как к главным критериям риска облучения на современном уровне развития радиационной безопасности.

Эквивалентная доза - основная величина, характеризующая уровень радиационной опасности при облучении человека в малых дозах, т.е. в дозах, не способных вызвать лучевую болезнь.

Эквивалентная доза (И) определяется как произведение поглощенной дозы (D) в биологической ткани на коэффициент качества (к) ионизирующего излучения в этой ткани:

Н' = D х к

Раннее единицей эквивалентной дозы был бэр (биологический эквивалент рентгена). 1 бэр - такая экспозиционная доза любого ионизирующего излучения, которая при хроническом облучении вызывает такой же биологический эффект, как и 1 рентген рентгеновского или гамма-

излучения, (Например, в IIРБ-76/87 предельно допустимая доза для персонала категории А составляла 5 бэр за календарный год: 5 бэр = 0,05 Зв = 50 мЗв).

В системе СИ единицей измерения эквивалентной дозы является зи-верт (Зв), названная в 1979 г. в честь шведского физика-дозиметриста Рольфа Максимилиана Зиверта. Зиверт - это такая эквивалентная доза, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани на численное значение коэффициента качества для этой ткани равно I джоуль на кг: 1 Зв = 1 Дж/кг = 100 бэр. Кратные единицы зиверта: 1 Зв - 1000 мЗв = 1000000 мкЗв. Ориентировочно 1 мЗв эквивалент 100 мР (по последним данным 1 мЗв =114 мР).

Единица зиверт допускается к применению только в радиационной безопасности, так как он характеризует хроническое облучение человека в малых дозах, как уже отмечалось, не способных вызвать лучевую болезнь (нестохастические, детерминированные, непосредственные эффекты). Область применения ограничена сверху значениями не более 250 мЗв/год при хроническом облучении всего тела.

Таким образом, эквивалентные дозы, превышающие 250-500 мЗв, т.е. более 0,5 Зв, выше пороговых для нестохастических эффектов (более 50 Р по экспозиционной дозе). Следовательно, такие дозы уже являются «поглощенными», а не «эквивалентными», так как меняются производимые ими биологические эффекты, в частности, меняются коэффициенты качества (к) биологических тканей, они становятся зависимыми от распределения дозы по времени (например, фракционирование или протрагирова- ние облучения снижает биоэффекты и замедляет их развитие). Такие дозы (поглощенные) следует измерять в греях (что и осуществляется, в частности, при лучевой терапии злокачественных опухолей и неопухолевых заболеваний).

По международным стандартам нормируется и оценивается риск стохастических эффектов радиации и биофизический критерий этого риска -«эффективная доза».

Теперь и в России впервые в отечественной практике нормирования в качестве основного критерия радиационной безопасности населения устанавливается эффективная доза - величина воздействия ионизирующего излучения, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения как всего организма, так и отдельных его органов с учетом их радиочувствительности.

Эф фект ив пая Роза - мера риска возникновения отдаленных стохастических эффектов облучения (наследственных и онкологических заболеваний) - доза облучения неравномерного по органам и тканям, равная такой эквивалентной дозе при равномерном облучении организма, при которой риск неблагоприятных последствий будет такой же, как и при дан-ном неравномерном облучении. Эффективная доза (Е) представляет собой сумму произведений эквивалентной дозы (Ы,) в наиболее важных органах на весовой множитель (взвешивающий фактор) - Т - относительный вклад данного органа или ткани в риск неблагоприятных последствий для. организма при равномерном облучении. Другими словами, эффективная доза - условное понятие, характеризующее дозу равномерного облучения всего тела, соответствующую риску появления определенных последст-вий при дозе реального облучения определенного органа или нескольких органов.

Единица измерения эффективной дозы - зиверт (Зв), как и эквивалентной дозы, с тем же ограничением (250 мЗв/год при хроническом облучении малыми дозами).

Таким образом, главная задача эффективной дозы - учитывать реальный вклад Т-органов, имеющих максимальную радиочувствительность (по нисходящей: гонады, красный костный мозг, толстая кишка, легкие,

желудок и т.д.). при их равномерном облучении, в риск появления стохастических эффектов при равномерном облучении всего организма.

Крупным достижением российского законодательства явилось принятие Федерального закона «О радиационной безопасности населения» (1996) - первого отечественного закона в этой области, очень важной для обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения.

В соответствии с данным Законом разработаны и утверждены «Нормы радиационной безопасности НРБ-99», в которых для обеспечения радиационной безопасности пациентов и населения при медицинском облучении используются следующие принципы:

- нормирования. Непревышение предела дозы для практически здо
ровых лиц при профилактических и научных медицинских иссле
дованиях, толерантных доз при диагностических и терапевтиче
ских процедурах;

- обоснования облучения по клиническим или медико-социальным
показаниям с учетом невозможности получения медицинской ин
формации или терапевтического эффекта менее опасными метода
ми:

- оптимизации мер защиты, позволяющей получать диагностиче
скую информацию при минимально возможных дозах облучения,
достигать терапевтического эффекта при максимально возможной
защищенности жизненно важных органов пациента.

Федеральным законом и НРБ-99 определены категории облучаемых:

Категория А - персонал, непосредственно работающий с источниками ионизирующих излучений.

Категория Б - ограниченная часть населения, лица, которые не работают непосредственно с источниками излучения, но по расположению рабочих мест либо проживанию могут подвергаться облучению.

Категория В - население в целом.

Основные нормируемые величины эффективных доз по указанных категорий облучаемых лиц приведены в таблице 6.

Для учета доз, получаемых пациентами при проведении рентгенологических исследований, в настоящее время предложены контрольные уровни, значения которых определяются категорией пациентов (АД, БД, ВД).

Категория АД — пациенты, которым рентгенологическое обследование назначают в связи с наличием онкологического заболевания или подозрением на него, а также в случае необходимости проведения обследования в ургентной практике. Исследования проводятся по жизненным показаниям — травма (перелом, вывих и др.), внутреннее кровотечение; для целей реанимации (в послеоперационном периоде —рентгенологический контроль), при наличии пальпируемого образования рентгенологическое исследование с целью уточнения степени распространенности патологического процесса, размеров опухоли. Во всех случаях онкологических заболеваний или подозрения на них (рентгенологическая верификация диагноза с последующим гистологическим подтверждением).

Категория БД - пациенты, которым рентгенологическое обследование проводится по клиническим показаниям с целью уточнения или выбора тактики лечения в связи с заболеваниями неонкологического характера - затяжные пневмонии, кровохарканье, желудочно-кишечного кровотечения, хроническая язва желудка и двенадцатиперстной кишки, практически во всех случаях длительно текущего и неэффективно леченного воспалительного процесса.

Катего рия ВД — пациенты, которым рентгенологическое обследование проводится с целью профилактики заболевания, а также периодическое обследование больных после радикального лечения по поводу злокачественных опухолей различной локализации; группы риска: Г) работающие на «вредных» производствах, 2) связанные с воздействием йонизи-

рующих. излучений и др. факторов; предопухолевые заболевания (фиб-роаденоматоз, лейкоплакия и пр.).

Лозовые контрольные уровни, рекомендуемые для каждой из выше-

■ указанных категорий следующие:

1. Категория АД.... 150 мЗв/год.

2. Категория БД- 15 мЗв/год.

3. Категория ВД - 1,0 мЗв/год.

Допускается многократное обследование пациентов в течение года при условии, что суммарное значение эффективной дозы не превысит рекомендуемого дозового контрольного уровня.

Рентгенологические исследования не проводится (за исключением жизненных медицинских показаний):

а) женщинам репродуктивного возраста, относящимся к категориям
БД и ВД в период установленной или возможной беременности;

б) детям до 15 лет, относящимся к категории ВД.

Регистрация дозовых нагрузок на пациентов производится путем за-писи в историях болезни, амбулаторных карлах и в так называемом «радиационном паспорте» пациента, который он предъявляет при каждом посещении любого лечебного учреждения - с целью суммарной оценки степени облучения пациента за каждый год и за всю жизнь. Пока дозовая нагрузка в стране за счет медицинских рентгенорадиологических исследований достаточно велика, такой паспорт необходим. Если удастся снизить эту дозу в 3-5 раз, тогда возможен отказ от паспорта.

Федеральный Закон содержит требование о беспрепятственном предоставлении пациенту по его требованию сведений о полученной им дозе и возможных последствиях облучения и* предоставляет пациенту право отказаться от медицинских рентгенорадиологических процедур, за исключением профилактических исследований, проводимых с целью выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении.

Таким образом, в настоящее время в нашей стране созданы условия, позволяющие не только контролировать облучение населения за счет медицинских рентгенорадиологйческих исследований, но и существенно его снижать, что оудет способствовать оздоровлению населения.

Таблица 5

Эффективные дозы радиационного воздействия на население Российской Федерации, мЗв/год

Источим к излучения	Е, мЗ в/год	Доля от фона, %
естественный радиационный фон (в среднем) Стройматериалы(пребывание вздании)	КО "1,6-1,2	100 100-120
Атомная энергетикаи промышленность	0.002	0.2
.Авария наЧАЭС	0,1
Испытания ядерного оружия	0,002	0,2
Медицинская рентгенология	1,2-1,5	120-150
Всего	3,2-3,8	320-380

Таблица 6

Величины доз облучения органов и тканей, ниже которых исключа­ется возникновение нестохастических эффектов

Величины доз облучения органов и тканей, ниже которых исключается возникновение нестохастических эффектов