Действующая в Российской Федерации система нормативных требований к обращению с изделиями, содержащими техногенные источники ионизирующего излучения или являющимися ими, недостаточно учитывает различия в радиационной опасности различных видов радиационной техники. Для радиационных объектов различной категории потенциальной радиационной опасности она во многом одинакова. Во всех случаях требуется оформление и санитарно-эпидемиологического заключения о соответствии условий работы с источниками ионизирующего излучения санитарным правилам, и лицензии, которые в этом случае практически дублируют друг друга. В качестве одного из возможных путей обеспечения большей дифференциации нормативных требований для учета реальной опасности различных источников предлагается формирование трехуровневой системы санитарно-эпидемиологического нормирования обращения с техногенными источниками ионизирующего излучения. Первый уровень – изделия радиационной техники, дозы облучения людей за счет использования которых не могут превысить установленные гигиенические нормативы для населения при любых условиях обращения, на которые эти изделия рассчитаны. Обращение с ними освобождается от регулирующего контроля и должно проводиться как с изделиями, не представляющими радиационной опасности. Второй уровень – изделия радиационной техники, не представляющие серьезной потенциальной радиационной опасности для людей, но требующие определенного регулирования обращения с ними для обеспечения социально приемлемого уровня радиационной безопасности. Обращение с ними допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения, может быть разрешена упрощенная система радиационного контроля. Третий уровень – изделия радиационной техники, представляющие значительную потенциальную радиационную опасность для человека. При нарушениях правил обращения с такими изделиями и в случае радиационной аварии возможно нанесение серьезного вреда здоровью человека. Обращение с ними допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения и лицензии. Такой подход при сохранении достигнутого уровня радиационной безопасности позволит значительно упростить систему регулирования и исключить необоснованные препятствия к расширенному использованию радиационной техники. Необходимо также рассмотреть возможность разработки специальных нормативов для обеспечения санитарно-эпидемиологического нормирования использования мобильных и перемещаемых средств медицинской диагностики с использованием источников ионизирующего излучения. Отсутствие таких нормативов тормозит внедрение современных методов рентгенодиагностики.

В статье продемонстрированы недостатки существующей методологии расчета стационарной защиты рентгеновских кабинетов, изложенной в СанПиН 2.6.1.1192-03. Показано, что алгоритм расчета коэффициента ослабления барьером не учитывает особенности ослабления разных компонентов рентгеновского излучения: прямого, рассеянного и излучения утечки, которые отличаются областью возникновения, интенсивностью, энергетическим спектром и другими параметрами. Вместо этого используется единая формула для всех компонентов, а отличия в их ослаблении учитываются параметром, значения которого для разных компонентов излучения никак не обоснованы и вызывают сомнение. В расчете также не учитывается распределение рабочей нагрузки рентгеновских аппаратов по напряжению на трубке и существенное ослабление прямого рентгеновского излучения дополнительными конструкциями, необходимыми для получения изображения. Рекомендуемые для проектирования защиты в СанПиН 2.6.1.1192-03 значения радиационного выхода рентгеновских аппаратов в 2–3 раза завышены по отношению к измеряемым на практике значениям. Все это приводит, как правило, к необоснованному завышению расчетной толщины стационарной защиты в рентгеновских кабинетах и, соответственно, к неоптимальному расходованию средств на здравоохранение. Необходима подготовка нового документа в части, касающейся методологии расчета стационарной защиты взамен методологии, представленной в СанПиН 2.6.1.1192-03.

В статье приводятся результаты радиационно-гигиенических обследований приграничных с Республикой Беларусь населенных пунктов Брянской области, полученные в 2019–2022 гг. в ходе реализации мероприятий «Программы совместной деятельности России и Беларуси в рамках Союзного государства по защите населения и реабилитации территорий, пострадавших в результате катастрофы на Чернобыльской АЭС». В первой части статьи дана общая характеристика современного состояния проблемы возвращения жителей радиоактивно загрязненных территорий к условиям нормальной жизнедеятельности и приводятся сведения о населенных пунктах обследованного региона. Рассмотрен современный демографический состав населения, исследована структура личных подсобных хозяйств. На основании результатов, описанных в данной части публикации, выделены основные пути формирования дозы внутреннего облучения населения, актуальные для современного этапа радиационной аварии.

Оценка радиационных рисков при медицинском облучении пациентов – один из обязательных этапов при обосновании назначения медицинских рентгенорадиологических исследований. Основные цели такой оценки заключаются в необходимости анализа польза – вред при назначении исследования и в информировании пациентов или их законных представителей о радиационном риске, сопровождающем рекомендуемое исследование. Традиционный подход к оценке радиационного риска заключается в использовании для характеристики риска показателей на основе пожизненной заболеваемости и/или смертности в связи с воздействием радиационного фактора. Однако развитие методологии оценки популяционного здоровья и необходимость гармонизации методологии оценки радиационного риска с рисками от воздействия факторов иной природы предполагают использование более информативных обобщенных показателей здоровья при оценке воздействия вредных факторов среды обитания. Цель работы заключалась в практическом применении разрабатываемой методологии оценки радиационного ущерба для характеристики риска путем расчета значений показателя DALY (числа лет здоровой полноценной жизни, потерянных вследствие воздействия ионизирующего излучения) для различных половозрастных групп пациентов из российской популяции при проведении компьютерной томографии. Для достижения указанной цели применялся разработанный ранее метод оценки числа лет здоровой жизни, потерянных вследствие воздействия ионизирующих излучений. Вычисления производились с помощью специально разработанной компьютерной программы на основе моделей Международной комиссии по радиологической защите при использовании медико-демографических данных российской популяции. В статье представлены результаты расчета значений показателя DALY для 6 видов компьютерно-томографических исследований. Использование показателя DALY для характеристики риска вместо наиболее широко используемой величины радиационного ущерба (или пожизненного риска смерти с учетом вреда от снижения качества жизни при возникновении онкологического заболевания, не приводящего к смерти) представляет собой попытку гармонизации методологии оценки радиационного риска с методологиями оценки рисков для здоровья иной природы. Одним из направлений использования результатов расчета является разработка полои возраст-зависимых коэффициентов риска, связанного с медицинским облучением пациентов. Анализ полученных результатов показал, что возрастное распределение рисков хорошо согласуется с данными, представленными в методических рекомендациях МР 2.6.1.0215-20 «Оценка радиационного риска у пациентов при проведении рентгенорадиологических исследований». Также показано, что показатель DALY может служить основой для сравнительной оценки получаемых и предотвращаемых рисков в области медицинского облучения пациентов.

Целью данной работы является оценка активности ²²⁵Ac в моче пациентов, проходивших радионуклидную терапию с ²²⁵Ac-DOTA-TATE. Удельная активность определялась в пробах мочи, которые отбирались в срок до 72 ч после введения ²²⁵Ac-DOTA-TATE с использованием полупроводникового гамма-спектрометра ORTEC, модели TSP-DX-100T-PAC-PKG-1. Также производился расчет выводимых активностей на основании сцинтиграфии пациентов, сканирование осуществляли 5 раз для каждого пациента: сразу после введения, через 4 ч, 1, 2, 3 сут после введения препарата. На основании значений удельных активностей рассчитывались абсолютные значения активностей и проценты от введенной активности. Результаты рассчитанных значений удельных активностей демонстрируют, что максимум выведения наблюдается в первые 4 ч после введения препарата. Статистически значимые различия между 2 методами определения активности ²²⁵Ac наблюдались только для 3-х суток после введения препарата, что позволяет в дальнейшем упростить проведение экспериментальных работ, используя методы непрямой радиометрии для расчета активности. Между группами пациентов с разным числом ранее проведенных введений радиофармацевтических лекарственных препаратов отсутствуют статистически значимые различия, что позволяет в дальнейшем не учитывать номер эпизода радионуклидной терапии при оценке результатов экспериментальных работ. Результаты работы являются первыми опубликованными экспериментальными данными по определению выведения ²²⁵Ac-DOTA-TATE у пациентов.

На протяжении многих лет основным дозообразующим фактором для населения является внутреннее облучение за счет ингаляции изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов распада в воздухе помещений. В статье приведены результаты гигиенической оценки доз внутреннего облучения и радиационных рисков у обучающихся и сотрудников некоторых детских учреждений Ленинградской области за счет ингаляции изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов распада в различных сценариях облучения, а также предложена методика радиационного контроля содержания радона в воздухе помещений эксплуатируемых общественных зданий. Индивидуальные годовые эффективные дозы внутреннего облучения обучающихся и сотрудников за счет ингаляции изотопов радона при нахождении в здании детского учреждения, рассчитанные на основе результатов экспрессных измерений эквивалентной равновесной объемной активности изотопов радона, выполненных в режиме нормальной эксплуатации зданий, составили от 0,1 до 3,7 мЗв/год для разных учреждений. Однако при расчете аналогичных доз облучения на основе результатов интегральных измерений объемной активности радона были получены значения до 10 раз выше (от 0,2 до 22,9 мЗв/год), а при использовании результатов экспрессных измерений эквивалентной равновесной объемной активности изотопов радона, выполненных после предварительной 12-часовой выдержки помещений при закрытых окнах и дверях при вынужденном использовании МУ 2.6.1.2838-11, – до 7 раз выше (от 0,1 до 13,5 мЗв/год), что не соответствует реальному сценарию облучения. Таким образом, при неправильном выборе средств или подходов к измерению содержания радона в воздухе облучение обучающихся и сотрудников некоторых обследованных детских учреждений, даже без учета вклада других природных источников ионизирующего излучения, может классифицироваться согласно ОСПОРБ 99/2010 не как приемлемое, а как повышенное (свыше 5 до 10 мЗв/год) или даже как высокое (более 10 мЗв/год). Значение среднего индивидуального пожизненного риска смерти от радон-индуцированного рака легкого (на основе результатов измерений эквивалентной равновесной объемной активности радона в воздухе помещений детских учреждений экспрессным методом, выполненных в режиме нормальной эксплуатации зданий) для обучающихся и сотрудников обследованных детских учреждений составило от 1,6∙10–4 до 1,4∙10–3, а использование в расчетах результатов измерения содержания радона в воздухе помещений детских учреждений с помощью других методов или подходов, как правило, не приводило к существенному увеличению показателей риска, однако в некоторых случаях сопровождалось изменением в ранжировании показателя риска. Полученные данные могут быть использованы для усовершенствования методики радиационного контроля содержания радона в воздухе помещений эксплуатируемых общественных зданий в Российской Федерации, что в дальнейшем позволит получать корректные значения доз облучения и радиационных рисков для здоровья населения.

Существует устоявшееся мнение, что радиационная безопасность пациента и персонала лежит в пределах деятельности и ответственности отделений лучевой диагностики. Однако назначение дополнительных и зачастую необоснованных рентгенорадиологических исследований, которые поступают от врачей-клиницистов, может внести существенный вклад в облучение пациента и рабочую нагрузку персонала. Выполнение на практике принципа обоснования радиационной безопас ности в современных реалиях может быть реализовано с помощью цифровых систем. В данной статье с точки зрения радиационной безопасности разработаны требования к эффективному инструменту контроля за необоснованными исследованиями – системе поддержки принятия врачебных решений. Также был проанализирован современный парк отечественного программного обеспечения в данной области. В работе показано, что существующие отечественные системы поддержки принятия врачебных решений не в полной мере удовлетворяют сформулированным действующим требованиям радиационной безопасности. Большинство систем поддержки принятия врачебных решений не предлагают выбор наиболее щадящих методов рентгенологических исследований (только 31% предлагают) и не содержат информацию о накопленной дозе пациента для принятия решения о назначении исследований (только 23% содержат). Разработанная методика оценки систем поддержки принятия врачебных решений позволит выбрать и внедрить в клиническую практику наиболее оптимальную систему с точки зрения радиационной безопасности.

Развитие ядерной медицины и, в частности, радионуклидной диагностики в Российской Федерации совместно с внедрением новых технологий обусловливает необходимость разрабатывать и актуализировать методики оптимизации проведения диагностических радионуклидных исследований. Оптимизация радиационной защиты пациентов посредством проведения процедур контроля качества и калибровки оборудования необходима для минимизации уровней облучения пациентов и получения точных и воспроизводимых результатов оценки накопленной активности радионуклида и качественного изображения в целом. Однако в отечественной практике проведение процедур контроля качества и калибровки в радионуклидной диагностике затруднено из-за отсутствия единой системы контроля качества. Целью настоящей работы является определение перечня необходимых процедур контроля качества и калибровки оборудования в отделениях радионуклидной диагностики, гармонизированного между отечественными и зарубежными стандартами и рекомендациями. В работе был проведен анализ отечественных и зарубежных документов, стандартизирующих и содержащих рекомендации к процедурам контроля качества и калибровке гамма-камер и однофотонных эмиссионных томографов. Анализ показал, что в отечественных стандартах для большинства параметров контроля качества не указана периодичность проведения процедур контроля, однако методики оценки данных параметров подробно описаны, для большинства параметров методы контроля качества соответствуют зарубежным методикам или являются взаимозаменяемыми и могут быть использованы при проведении процедур контроля качества. На основании проведенного анализа в работе приведен перечень процедур контроля качества и калибровки гамма-камер и однофотонных эмиссионных томографов с рекомендованной периодичностью, необходимый для оптимизации радиационной защиты пациентов и достижения точных результатов при проведении радионуклидных диагностических исследований методами планарной сцинтиграфии и однофотонной эмиссионной томографии.

В статье рассмотрены методические особенности обеспечения многолетних наблюдений за динамикой изменений малых уровней трития в водных объектах окружающей среды, расположенных в местах потенциального выноса трития. На примере измерений трития на низкофоновом жидкостном сцинтилляционном альфа-, бетарадиометре излучения «Quantulus 1220-003» показано, что точность оценки абсолютных значений удельной активности трития в исследуемых пробах при его малых уровнях существенно связана со скоростью счета фонового образца. При планировании длительных динамических наблюдений за изменениями малых уровней трития в водных объектах необходимо заранее предусмотреть ряд факторов, от которых зависит точность оценок. Одним из наиболее значимых факторов является наличие фонового образца со скоростью счета не более 0,6 имп/мин, который обеспечивает возможность измерения удельной активности трития 1 Бк/л в течение 12 ч. Стабильность и воспроизводимость результатов можно контролировать с помощью эталонного раствора, который должен использоваться на протяжении всего периода динамического наблюдения. Градуировка прибора с помощью эталонного раствора должна предусматриваться каждый раз при смене сцинтилляционного коктейля, поскольку могут быть различия эффективности до 10% при использовании однотипных сцинтилляторов с разным сроком хранения. Для подготовки счетных образцов следует выбирать помещения с минимальными уровнями трития во влаге воздуха и на существенном удалении от помещений, где проводятся работы с повышенными уровнями активности трития. При повторном использовании виал следует иметь в виду, что эффективность регистрации трития может снизиться, поэтому при употреблении таких виал следует также провести градуировочные измерения эталонных растворов.

В статье представлен анализ структуры компьютерно-томографической диагностики по данным форм федерального государственного статистического наблюдения (радиационно-гигиенических паспортов за период 2011–2021 гг., формы № 3-ДОЗ за период 2011–2021 гг. и формы № 30 за период 2014–2020 гг.) с целью оценки состояния КТдиагностики в Российской Федерации для выявления основных трендов развития данного вида лучевой диагностики и доз облучения пациентов. Результаты анализа показали, что за период с 2011 по 2021 г. наблюдалось значительное развитие КТ-диагностики в Российской Федерации, а именно: увеличение общего числа КТ-исследований в 6 раз с 4,6 млн до 27,6 млн, увеличение числа КТ-исследований на 1000 человек в 5,9 раз (с 32 КТ-исследований до 189 КТ-исследований на 1000 человек) и вклада КТ в коллективную дозу от медицинского диагностического облучения в 3 раза (с 26% до 77%). Число КТ-исследований на 1 КТ-аппарат в год с 2014 по 2019 г. увеличилось на 2 тыс. (52%), а в 2020 г. еще на 1,85 тыс. (32% по сравнению с 2019 г.) и достигло 7,7 тыс. Рост числа КТ-исследований был обусловлен главным образом более интенсивным использованием оборудования для КТ. Основной вклад в структуру и коллективную дозу компьютерной томографии на 2021 г. вносят исследования органов грудной клетки (58%/65%), органов брюшной полости (8%/14%), таза и бедра (3%/4%), черепа и челюстно-лицевой области (18%/7%). За период с 2011 по 2021 г. для КТ-исследований органов грудной клетки средняя эффективная доза находились в диапазоне от 4,2 до 5,9 мЗв за исследование, для органов брюшной полости – от 6,5 до 9,2 мЗв, для таза и бедра – 5 до 6,7 мЗв, для черепа и черепно-лицевой области – 1,5 до 2,4 мЗв. Несмотря на пандемию COVID-19 и ассоциированный с ней рост КТ-диагностики в Российской Федерации, частота проведения КТ-исследований и вклад компьютерной томографии в коллективную дозу остаются более низкими по сравнению с зарубежными странами (до 3,5 раза по числу КТ-исследований на 1000 человек и до 1,6 раза по вкладу КТ в коллективную дозу).

Представлен обзор, включающий описание работы и основные положения об условиях труда дефектоскопистов с позиций системы обеспечения радиационной безопасности и радиационного контроля. Указаны значения среднегодовых эффективных доз дефектоскопистов в Российской Федерации и за рубежом. Для представления были выбраны официальные источники информации о дозах в Российской Федерации и в мире, полученные по результатам индивидуального дозиметрического контроля. Данные собственных измерений в данный обзор включены не были. Учтено различие в наименовании специальности исследуемой группы персонала на русском и английском языках и различие в обработке первичной измерительной информации в отечественных и зарубежных источниках информации. Демонстрируется актуальность необходимости разрешения вопросов радиационной безопасности и радиационного контроля персонала, занимающегося дефектоскопией, в связи с тем, что в Российской Федерации существуют нормативно-методические документы, затрагивающие организацию и проведение индивидуального дозиметрического контроля персонала медицинской сферы и атомной промышленности, но они не включают персонал, проводящий дефектоскопию. Поэтому индивидуальный дозиметрический контроль дефектоскопистов осуществляется аккредитованными лабораториями в соответствии с положениями МУ 2.6.1.3015-12 «Организация и проведение индивидуального дозиметрического контроля. Персонал медицинских организаций», т.е. без учёта сценариев облучения персонала, занятого проведением дефектоскопических работ, и специфики его работы. Полученные таким образом дозы внесены в региональные и федеральные банки данных доз облучения персонала. При внесении значений доз в банки данных отсутствует подразделение персонала на персонал, выполняющий дефектоскопию в стационарных и в нестационарных условиях, поэтому осуществляется усреднение доз персонала, проводящего различные виды дефектоскопии.