Автор работы: Пользователь скрыл имя, 20 Декабря 2010 в 01:52, реферат
Оценка коллективных доз и рисков здоровью связанных с проведением массовой флюорографии населения и другими диагностическими и лечебными методами современной ядерной медицины (ускорители, компьютерная томография и т.д.). Соотношения пользы и вреда. Экономический и медицинский аспекты
При воздействии
излучений высокой энергии
Помимо локальных доз (очаговой, глубинной и поверхностной), определяющих облучение кожи, при проведении лучевой терапии особый интерес представляет доза излучения, поглощенного всем телом, т. е. объемная или интегральная доза, и сопоставление ее с величиной очаговой дозы. Значения интегральных доз для отдельных видов излучений и пространственное распределение глубинных доз могут быть рассчитаны из данных по распределению интенсивности излучений по изодозам. При сопоставлении значений интегральных доз разных видов излучений оказывается, что обычная рентгенотерапия непригодна для лечения глубоко расположенных опухолей, так как при увеличении глубины расположения опухоли интегральная доза очень резко возрастает и, следовательно, здоровые ткани при этом подвергаются интенсивному облучению. Для лечения опухолей, расположенных как поверхностно, так и на большой глубине, учитывая небольшие интегральные дозы, с успехом можно применять дистанционную гамма терапию. В противоположность этому рентгеновские излучения высоких энергий особенно пригодны для лечения глубоко расположенных опухолей, так как при таком лечении интегральная доза относительно низкая, поверхностная доза на входном поле очень мала, сохраняется узкий рабочий пучок излучения и не наблюдается существенного рассеяния излучений. В костной ткани при определенных уровнях энергий не происходит повышенного поглощения излучении.
Совершенно иная
картина наблюдается при
В принципе, облучение в медицине направлено на исцеление больного. Однако, нередко дозы оказываются неоправданно высокими: их можно было бы существенно уменьшить без снижения эффективности, например, более точная фокусировка гамма-луча, причем польза от такого уменьшения была бы весьма существенна, поскольку дозы, получаемые от облучения в медицинских целях, составляют значительную часть суммарной дозы облучения от техногенных источников.
Табл. 9. Дозы, полученные человеком на отдельные части тела
|
При создании дозиметрических моделей для внутренних источников радиации, в первом приближении удобно рассматривать две группы анатомических регионов в организме: группа «источников», в которых внутри тела локализована радиоактивность и группа «мишеней», включающая органы и ткани, находящиеся под облучением, для которых нужно рассчитывать поглощенную радиационную дозу. В качестве фундаментальной дозиметрической величины вводят среднюю поглощенную дозу в регионе-мишени. Основной биологический эффект, важный для радиационной защиты - индукция рака, имеет клеточную природу, и средняя доза на мишень соотносима с той дозой, которую получают клетки риска. Допускается, что клетки риска равномерно распределены в регионе-мишени. Регионы-источники отобранные для рассмотрения состоят из точно обозначенных регионов и неуточнямого региона, который называют Другой, определяемого как дополнительный к набору точно обозначенных регионов. Полагают, что радиоактивность равномерно распределена в каждом регионе-источнике. Для большинства регионов активность распределена по объему объекта, но в минеральных костных регионах и в дыхательных путях активность может быть распределена по поверхности исследуемого объекта. Для всех регионов-мишеней подходящей величиной является средняя энергия излучения, поглощенная в объеме мишени, усредненная по массе мишени.
Важно понимать, что массы регионов, как «источников», так и «мишеней» (и, следовательно, дозы), зависят от возраста человека.
Средняя поглощенная энергия в регионе-мишени зависит от природы радиации испускаемой регионами-мишенями, пространственных расположений регионов-источников и мишеней, а также от природы тканей в регионах. Эти факторы учитывают радионуклид-специфические коэффициенты, называемые эспецифическими энергиями или SE. Для любого радионуклида, органа-источника S, органа-мишени Т, специфическая энергия определяются как
(1) |
где Yi - выход излучения типа i на один акт распада, Ei - средняя или единственная энергия излучения типа i, AF(T_S;t) - доля энергии, испущенной из источника S, поглощенная мишени Т в человеке возраста t, и MT(t) - это масса мишени в возрасте человека t. Зависимость SE от возраста вытекает из возрастной зависимости поглощенной доли и массы мишени. Величина AFi(T_S; t) - поглощенная доля (AF) и, когда ее делят на массу мишени, ее называют специфической поглощенной долей (SAF).
При расчете эквивалентной дозы на регион, эффективной дозы и при оценке риска, основной величиной является уровень поглощенной дозы в разные времена. Уровень дозы в мишени Т включает вклады от каждого радионуклида в организме и от каждого региона, где присутствуют радионуклиды. Поглощенный уровень дозы в возрасте t в регионе Т у человека в возрасте t0 на момент поступления, DT(t, t0), можно выразить как
(2) |
где qs,j(t) - активность радионуклида j представленная в источнике S в возрасте t, SE (T_S; t)j есть специфическая энергия поглощенная в регионе Т на один акт распада радионуклида j в источнике S в возрасте t, а с - числовая константа зависящая от единиц q и SE.
В радионуклидной диагностике используются короткоживущие радионуклиды, поэтому учет радиоактивного распада а дозиметрии представляет собой естественную задачу. В Ур.1 есть два параметра, связанных с радиоактивным распадом: Yi - это выход радиации типа i на акт распада и Ei - средняя или единственная энергия радиации типа i. При работе с b-излучателями следует учитывать непрерывный спектр электронов. Полная форма b-спектра обычно используется только в дозиметрии дыхательного тракта. Для других органов используются только средние энергии b-распада. Полагают, что электроны полностью поглощаются в регионе-источнике. В случае изотопов, меченных a-излучателями, используют кинетические энергии каждой испускаемой альфа-частицы, и кинетической энергией ядер отдачи. Энергия атомов отдачи Er для альфа распада рассчитывается как
(3) |
где Ea - кинетическая энергия альфа-частицы, А - массовый номер нуклида, а 4.0026 - атомная масса альфа частицы.
Рис.5 Фантомы людей различного возраста и пола для расчета поглощенной дозы от внутреннего гамма излучения Гамма-радиацию с энергией фотонов ниже 10 КэВ считают непроникающей радиации для большинства очагов; она поглощается в источнике. Расчет поглощенной дозы фотонного излучения часто осуществляют на фантомах человека, представляющих новорожденного, 1, 5 и 10-тилетнего ребенка, 15-летнего мужчины и взрослого мужчины (Рис.5). Существуют и специально женские фантомы.
Использование
ионизирующего излучения в
Специфика медицинского облучения состоит в том, что в интересах получения безусловной, недостижимой иным путем, пользы для больного при диагностических и терапевтических процедурах в ряде случаев приходится применять весьма высокие уровни излучения. С учетом данного обстоятельства предельные дозовые значения при медицинском облучении не устанавливаются, а ограничение уровня радиационного воздействия осуществляется с использованием принципов обоснования (по показаниям к проведению медицинских процедур) и оптимизации (применительно к мерам защиты от ИИ). При этом, в соответствии с Законом РФ "О радиационной безопасности населения" (статья 17), гражданину (пациенту) по его требованию предоставляется полная информация об ожидаемой дозе облучения и о возможных последствиях для его здоровья предлагаемой процедуры, а также право отказаться от нее (за исключением тех случаев, когда проводятся профилактические обследования в целях выявления заболеваний, опасных в эпидемиологическом отношении).
Облучение пациентов в медицине применяется с целью диагностики и лечения заболеваний. Хотя терапевтические дозы весьма велики, они не учитываются при оценке облучения населения, поскольку ожидаемая продолжительность жизни онкологических больных, как правило, значительно меньше латентного периода онкологического заболевания, которое может быть индуцировано облучением. По этой причине учитывается только доза, полученная пациентами при диагностике заболеваний. Наибольшее распространение получила рентгенодиагностика. По оценке на 1993 г., в странах с развитой рентгенодиагностикой ежегодно проводятся 320-1300 (в среднем 890) исследований на одну тысячу человек населения. Средняя доза на одно исследование составляет 1200 мкЗв/год. Вклад рентгенодиагностики в облучение населения таких стран составляет 300-2200 мкЗв/год при среднем значении 900 мкЗв/год. Радионуклидная диагностика используется значительно реже - единичные процедуры в год на одну тысячу человек. Средняя доза за одну процедуру составляет 2500 мкЗв. Вклад радионуклидной диагностики в облучение населения для стран, широко применяющих этот вид исследования, составляет 73 мкЗв/год. Для бывшего СССР эта величина составляла 32 мкЗв/год.