CC BY
9
На основании этих данных можно полагать, что первый период полувыведения рутения из органов человека, обусловленный связью радионуклида с сывороточными белками, будет составлять 15—20 дней, т. е. в 4— 5 раз больше, чем у крыс. Подобные различия будут наблюдаться, по-ви-димому, в скорости обмена таких белков, как ферритин, склеропротеины печени, коллаген мышц и костной ткани.
Существенно отметить, что органически связанный йод у белых крыс выводится в 3 и 5 раз быстрее, чем у обезьян и человека (И. А. Лихтарев). Аналогичные закономерности отмечаются и в отношении цезия, хотя он •если и образует связи с белками, то очень непрочные (Cohn).
Приведенные материалы свидетельствуют о том, что обмен многих радионуклидов тесно связан с обменом белков, который у человека происходит приблизительно в 10, 4—5 и 2—3 раза медленнее, чем у мышей, белых крыс и собак соответственно. Примерно во столько же раз отличается интенсивность основного и водного обмена у человека и животных различного вида (Н. А. Запольская; Ю. М. Штуккенберг). По-видимому, при экстраполяции экспериментальных данных можно пользоваться этими коэффициентами. Однако для окончательного решения вопроса необходимы дополнительные сведения о видовых различиях в общем обмене и обмене различных белков, а также о химическом состоянии радионуклидов в организме.
ЛИТЕРАТУРА. Асатиани B.C., ПихчаяТ. Н., Агеев А. К. и др. Бюлл. экспер. биол., 1959, № 2, с. 67. — В а л и т о в а М. С. О возрастных изменениях в содержании миоглобина, гемоглобина и железа в организме. Автореф. дисс. канд. Алма-Ата, 1957. — В о й н а р А. О. Биологическая роль микроэлементов в организме животных н человека. М., 1960. — Ворошиловская С. П. Пробл. эндо-кринол., 1963, № 2, с. 15. — 3 а п о л ь с к а я Н. А., Федорова А. В., Борисова В. В. и др. В кн.: Труды по радиационной гигиене. Л., 1967, в. 3, с. 71. — Запольская Н. А. В кн.: Радиобиологический эксперимент и человек. М., 1970, с. 79. —Лихтарев И. А. В кн.: Радиологический эксперимент и человек. Л., 1970, •с. 106. — Штуккенберг Ю. М. В кн.: Радиобиологический эксперимент и человек. М., 1970, с. 122.—Шустов В. Я. Микроэлементы в гематологии. М., 1967.— Brüse R. S. В кн.: Diagnosis and Treatment of Radioactivit Poisoning. Vienna, 1963, p. 207. — С о h n E. J., H y g n es s W. L., W e a г e J. N.. J . Am . chem . Soc., 1947, v. 69, p. 1753. — Sa i ren j i E., Chem. Abstr., 1961, v. 55, p. 16823.
Поступила 29/11 1972 r.
STUDY OF CHEMICAL STATE OF RADIOACTIVE ISOTOPES IN THE BODY FOR EXTRAPOLATING EXPERIMENTAL DATA OBTAINED ON ANIMALS TO THAT
ON MAN
N. A. Zapolskaya, A. V. Fedorova, T. M. Voevodina
The authors suggest to extrapolate the experimental data obtained on animals to that ■ on man on the basis of metabolism kinetics of radionuclides and intensity of catabolism of pro-.teins with which the radionuclides are connected.
УДК 613.648:621.039.58
Г. А. Зубовский, И. П. Коренков, В. А. Перцоз, Л. JI. Соколина
10. И. Науменко
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ РАБОТЕ С ГЕНЕРАТОРАМИ КОРОТКОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ
В последние годы в практике радиодиагностических исследований широкое применение получили генераторы короткоживущих изотопов Тс"9м, In113-", I132 и др. Использование этих изотопов дает возможность снизить лучевую нагрузку на больного в 60—100 раз по сравнению с той, которая отмечается при использовании изотопов I131 и Au198. Кроме того, применение генераторов позволяет получать радиоактивные препараты непосредственно в диагностических лабораториях, что значительно сокращает коли-
чество поставок радиоактивных изотопов и ликвидирует необходимость транспортировки их из хранилища в радиоманнпуляционную. Так, генератор 1р"з-м На 50 мкюри заменяет минимум 160 поставок стандартных фасовок препаратов альбумина, макроагрегатов альбумина, меченных I131, или коллоидного Аи19 8.
Радиоактивные изотопы Тс99 м и 1п113 м используют непосредственно в чистом виде для диагностики нарушений кровообращения внутренних органов и записи изображений полостей сердца, а также для получения большого набора меченых соединений, диагностики заболеваний легких, печени, поджелудочной железы, селезенки, почек и головного мозга. При этом генераторы 1п113м комплектуются набором препаратов для приготовления мече-Схе.ма генератора Тси-»кон- ных соединений: коллоидов (комплект № 1), струкции СССР. желатины (№ 2), ДТРА-соли уксусной кис-
объяснекня в тексте. лоты (№ 3), макроагрегатов альбумина с раз-
мером частиц 70—80 ммк (№ 4) и микросфер с размером частиц до 30 ммк (№ 5). Генераторы Тс"м поставляются с комплектами № 1 и 4, а также с препаратами железоаскорбинового комплекса.
Несмотря на то что к настоящему времени опубликовано большое количество исследований о клиническом применении генераторов коротко-живущих изотопов, вопросы радиационной безопасности при работе с ними достаточно подробно не освещены. Поэтому мы попытаемся оценить условия радиационной безопасности при эксплуатации генераторов Тс98'" (производства СССР, ГДР и Франции) и генератора 1п113м (французского производства) .
Короткоживущие изотопы Тс88ы и 1п113 м образуются в результате распада Мо" (Ти = 2,8 дня) и Бп113 (ТЧ2 = 118 дней). Период полураспада Тс88 м составляет 6,04 часа, энергия ^-квантов 140 кэв. Период полураспада 1п113 ы составляет 1,74 часа, энергия у-квантов 390 кэв. Основным и общим элементом генераторов Тс88м различных конструкций (СССР, ГДР, Франция) является колонка (см. рисунок), выполненная в виде стеклянного цилиндра (/), в котором на алюминиевой подложке (2) прочно закреплен изотоп Мо88 или Бп113. Колонка помещается в защитный свинцовый цилиндр (3).
Вымывание образующегося в колонке изотопа Тс99 м проводится физиологическим раствором, который подается туда с помощью медицинского шприца (в генераторах ГДР) или под избыточным давлением воздуха, создаваемым резиновой грушей (в генераторах СССР). В отличие от указанных конструкций колонки генераторов Тс89 м и 1п113 м французского производства герметизированы, и получаемые короткоживущие изотопы отбираются в вакуумные флаконы, которые присоединяются к колонке генератора посредством обычной иглы. Стерильность препаратов при этом не нарушается.
Схематически весь процесс работы с радиоактивными короткоживущими изотопами можно разделить на следующие этапы: монтаж системы, получение элюата, фильтрация его, набор радиоактивного изотопа в шприц и введение его больному. В случае получения меченых соединений используются наборы № 1—5, во флаконы которых вводится элюат 1п113"м или Тс98~м. Затем производится кипячение и охлаждение раствора, набор радиоактивного препарата в шприц и введение его больному. Больному вводится активность от 1 до 10 мкюри. Ежедневно при эксплуатации советских генераторов можно обследовать 3 больных, а при использовании французского
и немецкого генераторов — 8 человек. Все манипуляции по получению короткоживущих изотопов проводятся в защитном боксе.
При оценке радиационной обстановки мы измерили мощности доз на рабочих местах в лаборатории радиоизотопной диагностики, провели хронометраж всех операций и методами фотодозиметрии определили индивидуальные дозы облучения сотрудников. В качестве индивидуальных дозиметров использовали серийно выпускаемые кассеты ИФК-2-3 и малогабаритные дозиметры типа перстней. Мощности доз измеряли микрорентгенометром типа «Кура», не имеющим «хода с жесткостью» в интервале от 0,03 до 3 Мэв. Градуировку фотодозиметров и рентгенометра проводили во Всесоюзном институте метрологии им. Д. И. Менделеева. Обработку контрольных и рабочих пленок осуществляли по общепринятым методикам.
При проведении исследований активность растворов в генераторах была следующая: Тс""м 100 мкюри (ГДР и Франция) и 30—32 мкюри (СССР), 1п113"н 50 мкюри (Франция).
Характеристика мощностей доз облучения персонала на различных этапах технологического процесса и длительность отдельных операций приведены в таблице.
Необходимо отметить, что мощности экспозиционных доз у-излучения на рабочем месте медицинской сестры при монтаже составляли: на руки— 300—600 мр/час, на область грудной клетки — 20—35 мр/час. Процедура длилась 600—800 сек. Так как монтаж системы генераторов проводится 1 раз в течение всего срока эксплуатации или через 10 дней для Тс99"м и 200 дней для 1п113~м, то вклад этой операции в суммарную дозу облучения незначителен.
Как видно из таблицы, мощности дозы облучения медицинского персонала и длительность процедур на различных этапах эксплуатации генераторов короткоживущих изотопов колеблется в широких пределах.
При использовании генераторов, изготовленных в СССР и ГДР, существенное значение в облучении персонала имеют работы, связанные с получением элюата. Длительность этой процедуры составляет 1200—1300 и 350— 400 сек. соответственно. Такая продолжительность этой манипуляции объясняется тем, что при получении элюата необходимо дважды произвести промывку колонки бромной и дистиллированной водой и только после этого
Характеристика мощностей доз облучения персонала и длительность процедур при эксплуатации генераторов Тс®®"** и Хп113-^ (активность генераторов технеция 100 мкюри, генераторов
индия 50 мкюри)
Мощность экспозиционных доз (в мр/час) на Длительность процедур (в сек.)
Рабочая операция руки грудь таз Страна-изготовитель
Получение элюата в чистом виде 200 — 380 250 — 400 1 ,5 —3.6 1 .0 — 3.5 1.5 — 2.0 2.0 — 2.5 1200—1300 60—70 СССР Франция ГДР
200 — 360 250 — 380 1 .4 — 2,6 1.7 — 3.5 1 .5 — 2.0 1.5—2,0 80—100 350—400
Отбор препарата в шприц и фильтрование 200-300 200 — 300 8 — 10 10—15 1 .5 — 2,5 1.0 — 1.5 30 — 50 80—120 45—55 СССР Франция ГДР
раствора 1 20—180 200-300 6-10 8 — 10 1 .5 — 2,5 3-4
Приготовление меченых соединений (макроагрегаты альбумина. ДТРА и др.) Транспортировка шпри- 200 — 300 40 — 60 10 — 20 300 — 350 Франция Конструкция
140 — 300 60 — 80 30—40 26 — 40 20 — 30 35 — 60 240 — 300 40
ца к месту введения больному Введение препарата больному Исследование больного (скенннрование) 50-60 50 — 90 20 — 30 20 — 30 30 — 50 40-50 40 — 60 60—180 генератора не влияет на мощность дозы облучения То же
0.2 — 0,3 0.2-0,3 0.2 — 0.3 60—70 » »
Примечание. В числителе приводятся данные по Тс®®'^, в знаменателе —по 1п ^
(использовать раствор для радиодиагностических исследований. В генераторах французского производства отбор элюата производится без предварительных промывок, с помощью вакуумных флаконов, в результате чего длительность процедуры составляет 60—100 сек. При применении французских генераторов наибольшее значение в облучении сотрудников радиодиагностических лабораторий имеют операции, связанные с отбором радиоактивных изотопов в шприцы. Длительность этой процедуры составляет 80—120 сек., тогда как для генераторов конструкции СССР и ГДР продолжительность той же манипуляции колеблется от 30—50 и 45—55 сек. соответственно.
Проведенные в течение 3 месяцев эксперименты по изучению индивидуальных доз облучения медицинского персонала (с помощью методов фотодозиметрии) показали, что уровни облучения врачей при эксплуатации генераторов Inll3"M составляют 100—120 мр в месяц, медицинских сестер — 200—250 мр в месяц. Дозы облучения кистей рук колебались от 900 до 1100 мр в месяц. Таким образом, дозы облучения медицинского персонала радиодиагностических лабораторий сопоставимы с нагрузками, которые получает персонал, проводящий внутритканевую терапию с помощью открытых радиоактивных источников.
Следует указать, что при эксплуатации генераторов короткоживущих изотопов возможно загрязнение радиоактивными веществами рабочих поверхностей и спецодежды персонала. Например, при использовании генераторов Тс"~м загрязненность перчаток медицинских сестер составляла
6-Ю а рабочих поверхностей -50-200 ' В Ряде ^
m on р-частиц
чаев загрязненность кожных покровов рук составляла 10—30 смг.мин
Однако указанные величины не превышают предельно допустимых величин, установленных нормами радиационной безопасности (НРБ-69).
Выводы
1. При эксплуатации генераторов короткоживущих изотопов дозы облучения медицинского персонала радиодиагностических лабораторий не превышают предельно допустимых величин, установленных НРБ-69.
2. При использовании генераторов Тс"~м и In113'" возможно не только внешнее, но и внутреннее облучение сотрудников, что необходимо учитывать при проведении санитарно-дозиметрического контроля.
3. Дозы облучения персонала радиодиагностических отделений, применяющих генераторы короткоживущих изотопов, в настоящее время сопоставимы с уровнями облучения сотрудников радиологических отделений, проводящих внутритканевую терапию с помощью открытых радиоактивных источников.
Поступила L6/VI 1972 г.
RADIATION SAFETY OF WORK WITH GENERATORS OF SHORT-LIFE ISOTOPES G. A. Zubovsky, I. P. Korenkov, V. A. Pertsiv, L. L. Sokolina, Yu. I. Naummko
The monthly average dose of external irradiation of medical nurses amounts to 200—250 mr, and that of their hands amounts to 900—llOOmr. These irradiation levels are below the maximal permissible values set by NRB-69.
УДК 613.644
Кандидаты мед. наук Л. В. Ильницкаян Ю. П. Пальцев К ВОПРОСУ О КОМБИНИРОВАННОМ ДЕЙСТВИИ УЛЬТРАЗВУКА И ШУМА НОРМАТИВНЫХ ПАРАМЕТРОВ
Мэскоз;кий нау-шэ-игглздозагельский институт гигиены им. Ф. Ф. Эрисмана
В современном производстве в связи с возрастанием мощности машин и оборудования, внедрением новых технологических процессов работающие все чаще испытывают воздействие интенсивного высокочастотного шума
