Кирилл Крюков
Друзья! 21 января прошла организованная GE Healthcare конференция «Особенности проектирования центров ядерной медицины и отделений лучевой диагностики», на которой обсуждались такие волнующие нас вопросы, как реализация проектов ПЭТ-центров, нормативное регулирование в области ядерной медицины, проектирование производств РФЛП по стандартам GMP и много-много всего ещё! Классно, что подобные мероприятия GEHC проводит именно для проектировщиков, поскольку это действительно позволяет повысить качество нашей работы и в целом поднять культуру проектирования. Надеюсь, что эта встреча под эгидой GEHC была не последней!
На конференции выступили и мы с Пашей, рассказав о сложностях расчёта радиационной безопасности объектов ядерной медицины и о литературе, полезной проектировщику этих объектов. Рады поделиться с вами подготовленными для конференции материалами.
[su_spoiler title=”Сопроводительный текст”]Сегодня мы постараемся осветить тему проблем инженерных методов расчета радиационной защиты при проектировании объектов ядерной медицины.
Коллеги, хочу вам напомнить об основных принципах радиационной безопасности:
• Непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);
• Запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);
• Поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).
В презентации можно выделить 3 блока:
• Расчет радиационной защиты от излучения радиоактивных веществ;
• Расчет защиты от рентгеновского излучения;
• Расчет радиационной защиты от излучения циклотрона.
Проблема керма-постоянной
Начнем с формулы для расчета мощность дозы гамма-излучения от источников излучения без защиты.
В данной формуле необходимо обратить внимание на керма-постоянную. В различной справочной литературе значения керма-постоянных отличаются от 5 до 15% относительно значения, представленного в СанПиН 2.6.1.3288-15. В таблице 1 представлены значения керма-постоянных для 18F, а также источники справочных данных.
Проблема методических указаний
Также хочу обратить ваше внимание на проблему методических указаний. Расчет радиационной защиты можно проводить при помощи универсальных таблиц Гусева, линейных коэффициентов ослабления защиты, при помощи слоев половинного ослабления, но в связи с тем, что в СанПиН 2.6.1.3288-15 указаны справочные данные о слоях половинного и десятикратного ослабления, нам косвенно намекают/вынуждают использовать методику слоев ослабления, но делом, в том, что в СанПин 2.6.1.3288-15 отсутствуют рекомендации в каких случаях необходимо использовать расчетную методику слоев половинного ослабления, а в каких слоев десятикратного ослабления.
Предлагаю рассмотреть 2 случая:
• Оценка кратности ослабления для фасовочного шкафа с толщиной защиты 50 мм свинца;
• Оценка кратности ослабления радиационно-защитного сейфа, в котором хранится РФП с толщиной защиты 5 мм свинца.
Результаты расчетов представлены таблице 2. Как мы видим, из данных, представленных в таблице 2, разница в кратности ослабления может достигать значения больше 3, тем самым мы выходим за границы коэффициента запаса равного 2.
Вопрос о средней мощности дозы
Согласно п. 3.3.4 ОСПОРБ 99/2010 проектирование защиты от внешнего ионизирующего излучения должно выполняться с учетом назначения помещений, категорий облучаемых лиц и длительности облучения. В связи с этим, расчеты радиационной защиты необходимо проводить с учетом радиоактивного распада, времени нахождения персонала, а также времени пребывания источников ионизирующего излучения в помещениях Центра.
При таком подходе проектировщик полностью удовлетворяет требованиям принципов оптимизации и нормирования, но на действующем объекте могут возникнуть трудности с проведением радиационного контроля.
В качестве примера был произведен расчет мгновенной и средней мощности дозы в помещении приема и распаковки РФП. Результаты расчетов представлены в таблице 3.
Как видно из данных, представленных в таблице 2 среднее значение мощности дозы, и мгновенная мощность дозы могут отличаться в 40 раз! На практике это означает монтаж монолитных стен, дополнительная свинцовая защита на двери/окна.
Расчет радиационной защиты от рентгеновского излучения
Расчет радиационной защиты от рентгеновского излучения Мощность дозы без защиты определяется по формуле:
Проблема радиационного выхода
В СанПиН 2.6.1.1192-03 представлена утвержденная методика расчета защиты от рентгеновского излучения, но к сожалению, он был опубликован в 2003 году, за это время технологии шагнули далеко вперед и реальный радиационной выход намного выше указанных в данном нормативном документе. Зачастую производители оборудования, генерирующего ионизирующее излучения не указывают в своих материалах актуальную информацию о радиационном выходе, и поэтому проектировщики вынуждены пользоваться данным указанными в СанПиН 2.6.1.1192-03, тем самым занижая расчетную мощность дозы.
Проблема коэффициента направленности
Второй вопрос — это проблема коэффициента направленности. Согласно СанПиН 2.6.1.1192-03 коэффициент направленности N учитывает вероятность направления первичного пучка рентгеновского излучения. В направлениях первичного пучка рентгеновского излучения значение N принимается равным 1. Для аппаратов с подвижным источником излучения во время получения изображения (рентгеновский компьютерный томограф, панорамный томограф, сканирующие аппараты) значение N принимается равным 0,1. Во всех других направлениях, куда попадает только рассеянное излучение, значение N принимается равным 0,05. Реальная картина изодозных кривых, отличается от указаний СанПиН 2.6.1.1192. На рисунке 1 представлены изодозные кривые для ПЭТ/КТ-сканера модели Discovery IQ.
Согласно п 3.3.3 ОСПОРБ-99/2010, при проектировании необходимо учитывать наличие других источников излучения и перспективное увеличение их мощности, но очень часто проектировщики забывает об этом требовании.
В таблице 4 представлены требования в нормативной документации к проектным и допустимым мощностям дозы п. 4.1.3 СанПиН 2.6.1.1192-03 и прил. 1 СанПиН 2.6.1.32880-15.
Проблема допустимой мощности дозы
В дополнении хочу отметить, что в нормативной документации зачастую указывают допустимую мощность дозы, поэтому очень часто происходит путаница с тем, что проектировщики забывают о требованиях ОСПОРБ-99/2010 и не применяют дополнительный коэффициент запаса равным 2.
На участках, где действует гамма-излучение и рентгеновское излучение, ввиду различных требований в нормативной документации к проектным и допустимым мощностям доз, радиационной обстановка за защитой должны отвечать условию:
Поэтому при расчете таких помещений необходимо вводить дополнительные коэффициенты запаса.
Расчет радиационной защиты от излучения циклотрона
В связи со сложной природой взаимодействия нейтронов с веществом, расчет радиационной защиты от нейтронного излучения вызывает большое количество трудностей. В свою очередь, в СанПиН 2.6.1.3288-15 отсутствуют методические указания для расчета радиационной защиты от излучения циклотрона. Зачастую в распоряжении проектировщика есть информация о плотности потока, или выходе нейтронного излучения или другие характеристики излучения. При помощи коэффициентов перевода плотности потока (НРБ) мы можем перейти к мощности дозы, но каким образом производить расчет радиационной защиты?
Основными методическими указаниями в решении данного вопроса является NCRP Report №144. В данных материалах представлен график зависимости длины релаксации излучения в бетоне от энергии нейтронов. Хочу отметить, что вклад высокоэнергетических гамма-квантов в данном графике уже учтен.
Но и тут есть проблема – в данной публикации отсутствует информация о других материалах: сталь, полиэтилен, свинец. Также в случае существенного изменения химического состава бетона или увеличения количества арматуры данную методику допускается использовать только для оценочных результатов
В дополнение, сложные расчеты такие как расчет радиационной защиты от нейтронного излучения или же расчет отраженного излучения гораздо проще производить при помощи программных средств, но к сожалению 1 сентября 2018 года были внесены поправки в статью 26. Федерального закона №170 об использовании атомной энергии, согласно которым любое ПО обосновывающее безопасность ОИАЭ должно пройти экспертизу научно-технической поддержки уполномоченного органа государственного регулирования безопасности. Практика показывает, что в настоящий момент данную экспертизу прошли всего лишь несколько программных средств, не одна коммерческая организации не вписана в паспорт программного средства, и как следствие проектировщики вынуждены выполнять расчеты по радиационной безопасности инженерными методами.
[/su_spoiler]
Сопроводительный текст к слайдам включается “шестерёнкой”.
