Методические указания МУК 2.6.1.1797-03 "Контроль эффективных доз облучения пациентов при медицинских рентгенологических исследованиях" (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 16 декабря 2003 г.) (утратили силу)

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Методические указания МУК 2.6.1.1797-03
"Контроль эффективных доз облучения пациентов при медицинских рентгенологических исследованиях"
(утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 16 декабря 2003 г.)

Patient Effective Dose Control in X-Ray Examinations

ГАРАНТ:

Настоящие указания признаны утратившими силу в связи с введением Методических указаний МУ 2.6.1.2944-11 "Контроль эффективных доз облучения пациентов при проведении медицинских рентгенологических исследований", утвержденных Роспотребнадзором, Главным государственным санитарным врачом РФ 19 июля 2011 г.

Дата введения: 1 марта 2004 г.

Введены взамен МУК 2.6.1.962-00

1. Область применения

1.1. Настоящие методические указания по методам контроля (далее - методические указания) предназначены для определения эффективных доз облучения пациентов при проведении рентгенодиагностических исследований.

1.2. Методические указания предназначены для:

- лечебно-профилактических учреждений;

- организаций, осуществляющих производственный контроль в рентгеновских кабинетах;

- органов госсанэпиднадзора.

1.3. Методические указания распространяются на следующие виды медицинских рентгенологических исследований:

- рентгенологические исследования общего назначения;

- рентгеностоматологические исследования;

- компьютерную томографию;

- маммографию.

2. Нормативные ссылки

2.1. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96.

2.2. Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99.

2.3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99.

2.4. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1.799-99.

2.4. Приказ МЗ РФ от 24.07.97 N 219 "О создании единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан".

2.5. Гигиенические требования к устройству и эксплуатации рентгеновских кабинетов, аппаратов и проведению рентгенологических исследований. СанПиН 2.6.1.1192-03.

3. Общие положения

3.1. Медицинское облучение является вторым по значимости источником облучения населения Российской Федерации (после природных источников). Вклад медицинского облучения в коллективную дозу облучения населения Российской Федерации достигает 30% и практически полностью формируется за счет диагностических и профилактических рентгенологических медицинских исследований, охватывающих все возрастные группы населения. Наряду с этим, в медицинской рентгенологии существуют значительные потенциальные возможности снижения доз облучения пациентов без ухудшения качества диагностической информации. Одной из важнейших предпосылок уменьшения лучевых нагрузок пациентов является организация системы контроля и учета доз медицинского облучения. Необходимость этого определяется требованиями Федерального закона "О радиационной безопасности населения" и Нормами радиационной безопасности (НРБ-99).

3.2. Согласно НРБ-99 при проведении профилактических и научных рентгенологических исследований практически здоровых лиц установлен норматив годовой эффективной дозы облучения - 1 мЗв. При проведении диагностических рентгенологических исследований пределы доз не устанавливаются, однако дозы облучения пациентов необходимо контролировать для решения следующих задач:

- оптимизации проведения рентгенологических исследований на основе принципа - максимум диагностической информации при минимально возможных уровнях облучения;

- накопления и анализа информации о дозах медицинского облучения населения при проведении рентгенологических исследований с целью установления разумно достижимых контрольных уровней медицинского облучения;

- оценки вклада медицинского облучения в коллективную дозу облучения населения различных регионов страны для целенаправленного улучшения медицинского обслуживания.

3.3. Эффективная доза - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Определение значения эффективной дозы на практике представляет значительные сложности, т.к. она не может быть непосредственно измерена и требует проведения сложных расчетов. Исходные данные для расчета эффективной дозы облучения пациентов должны включать:

- технические характеристики рентгеновской аппаратуры (напряжение на аноде рентгеновской трубки, толщина и материал фильтра);

- геометрические характеристики рентгенологического исследования (область исследования, размеры поля облучения, геометрия облучения);

- дозиметрические характеристики рентгенологического исследования (радиационный выход рентгеновского излучателя и экспозиция (количество электричества) или значение произведения дозы на площадь, измеренное с помощью проходной ионизационной камеры).

3.4. В настоящих методических указаниях под медицинским облучением пациентов понимается облучение при проведении рентгенологических исследований в диагностических целях.

3.5. Значения эффективных доз облучения пациентов были рассчитаны с помощью оригинальной компьютерной программы EDEREX (Effective Dose Estimation at Roentgen Examinations), разработанной в Федеральном радиологическом центре при СПб НИИ радиационной гигиены. Программа позволяет в режиме реального времени рассчитать значения средних доз в 22 органах и тканях тела человека и эффективную дозу с учетом параметров рентгенологической процедуры, возраста и телосложения пациента.

Расчеты эффективной дозы в соответствии с ее определением проводились для условного человека имеющего полный набор мужских и женских органов. В качестве моделей были использованы антропоморфные гетерогенные фантомы тела взрослого человека, а также детей в возрасте: новорожденного, 1, 5, 10 и 15 лет, рекомендованные МКРЗ в качестве "стандартных" для проведения такого рода расчетов (табл. 3.1).

3.6. В настоящих методических указаниях приведены средние значения коэффициентов перехода (дозовых коэффициентов) от характеристик поля излучения и параметров рентгенологических процедур, наиболее часто встречающихся на практике, к значениям эффективных доз облучения пациентов различного возраста. При существенном отличии параметров телосложения конкретного пациента от "стандартного" человека (табл. 3.1) или набора параметров конкретной рентгенологической процедуры от рассмотренных в настоящих методических указаниях, значения эффективной дозы могут быть рассчитаны с помощью программы EDEREX для любого конкретного случая.

Таблица 3.1

Параметры телосложения "стандартного" человека, использованные в расчетах

Возраст, лет	Вес, кг	Рост, см	Размеры торса, см
			передне-задний	боковой
0	3,5	51,5	9,8	12,7
1	9,3	75,0	13,0	17,6
5	19,0	109,0	15,0	22,9
10	31,9	138,6	16,8	27,8
15	54,4	164,0	19,6	34,5
Взрослый	71,1	174,0	20,0	40,0

4. Определение эффективных доз облучения пациентов при проведении обычных и стоматологических рентгенологических исследований

4.1. Определение эффективной дозы облучения пациентов при рентгенологических исследованиях основано на использовании одного из двух инструментальных методов: измерение произведения дозы на площадь или измерение радиационного выхода рентгеновского излучателя.

4.2. Исходная информация для определения эффективной дозы облучения пациента должна включать:

а) характеристики, определяющие поле рентгеновского излучения во время проведения рентгенологической процедуры:

- значение анодного напряжения на рентгеновской трубке, кВ;

- толщину и материал дополнительного фильтра (в настоящих методических указаниях принят дополнительный фильтр толщиной 2 мм А1);

- значение произведения дозы на площадь за время проведения рентгенологической процедуры, сГр х см2;

- значение радиационного выхода, мР х м2/(мА х с);

- значение экспозиции (количества электричества), мА х с;

б) параметры рентгенологического исследования:

- область исследования (легкие, череп и т.п.);

- проекция (передне-задняя, задне-передняя, боковая);

- размеры поля облучения (высота и ширина пучка на приемнике изображения), см2;

- фокусное расстояние (расстояние от фокуса рентгеновской трубки до приемника изображения), см;

в) сведения о пациенте:

- возраст пациента (0 - 0,5 года; 0,5 - 3 года, 3 - 8 лет, 8 - 13 лет, 13 - 19 лет, старше 19 лет).

4.3. Определение эффективных доз облучения пациентов с помощью измерителя произведения дозы на площадь.

4.3.1. Определение индивидуальной эффективной дозы Е облучения пациентов с помощью измерителя произведения дозы на площадь проводится в соответствии с методическими указаниями по методам контроля МУК 2.6.1.760-99 "Определение индивидуальных эффективных доз облучения пациентов при рентгенологических исследованиях с использованием измерителей произведения дозы на площадь". Использование измерителей произведения дозы на площадь обязательно при проведении рентгенологических медицинских исследований методом рентгеноскопии.

4.3.2. Значение произведения дозы на площадь при проведении рентгенологического исследования определяется по результатам измерений дозиметрами, использующими в качестве детектора проходную ионизационную камеру, устанавливаемую на рентгеновском излучателе.

4.3.3. Измеритель произведения дозы на площадь работает в режиме реального времени, поэтому его показания отражают временные изменения в параметрах генерирования рентгеновского излучения, что обеспечивает достоверность результатов измерений и позволяет контролировать стабильность параметров рентгеновского аппарата в период его эксплуатации. Накопленная статистическая информация при использовании проходных камер позволит сравнить дозовую нагрузку на пациентов при различных методах исследований и ввести контрольные уровни облучения для основных дозообразующих рентгенологических процедур.

4.3.4. Значение эффективной дозы Е облучения пациента данного возраста при проведении рентгенологического исследования определяется с помощью выражения:

        Е = Ф х К , мкЗв, где                                       (4.1)

                 d

     Ф  - измеренная величина произведения дозы на площадь, сГр х см2;

     K  - коэффициент  перехода  к  эффективной дозе облучения   пациента

      d   данного возраста с учетом вида проведенного рентгенологического

          исследования, проекции, размеров поля, фокусного  расстояния  и

          анодного напряжения на рентгеновской трубке, мкЗв/(сГр х см2).

4.4. Определение эффективной дозы облучения пациента с помощью измерения радиационного выхода рентгеновского излучателя.

4.4.1. Если рентгеновский аппарат не оборудован измерителем произведения дозы на площадь, определение эффективной дозы облучения пациента проводят с использованием измеренных значений радиационного выхода рентгеновского излучателя.

4.4.2. В рамках настоящих методических указаний радиационный выход рентгеновского излучателя в (мР х м2)/(мА х с) - это мощность экспозиционной дозы в мР/с, измеренная на расстоянии 1 м от фокуса рентгеновской трубки на оси первичного пучка рентгеновского излучения при заданных значениях анодного напряжения, приведенная к значению анодного тока 1 мА. Измерения проводятся при общей фильтрации излучения, регламентируемой действующей нормативно-технической документацией на рентгенодиагностические аппараты различного типа.

4.4.3. Значения радиационного выхода рентгеновского излучателя для каждого медицинского рентгеновского диагностического аппарата, не оснащенного измерителем произведения дозы на площадь, должны измеряться не реже одного раза в год во всем диапазоне рабочих значений анодного напряжения рентгеновской трубки. Такие измерения должны также проводиться каждый раз после ремонта, замены или изъятия комплектующих изделий рентгеновского аппарата, настройки или регулировки их технических параметров, влияющих на генерирование рентгеновского излучения, а также при проведении испытаний на соответствие требованиям радиационной безопасности, при оформлении санитарно-эпидемиологического заключения на аппарат. Измерения проводятся организациями, аккредитованными на соответствующую техническую компетентность.

Результаты измерений оформляются в виде протокола (акта), форма которого утверждается руководителем аккредитованной организации, осуществляющей контроль эксплуатационных параметров аппарата. В протоколе указываются сведения об организации, проводившей измерения, организации, в которой эксплуатируется рентгеновский аппарат, и приводятся результаты измерений радиационного выхода рентгеновского излучателя.

4.4.4. Значение эффективной дозы Е облучения пациента данного возраста при проведении рентгенологического исследования определяется с помощью выражения:

           E = R x i x t x K  , мкЗв, где                           (4.2)

                            e

     R  - радиационный      выход      рентгеновского         излучателя,

          (мР х м2)/(мА х с);

     i  - ток рентгеновской трубки, мА;

     t  - время проведения исследования, с;

     К  - коэффициент   перехода  к эффективной дозе  облучения  пациента

      e   данного возраста с учетом вида проведенного рентгенологического

          исследования, проекции, размеров поля, фокусного расстояния   и

          анодного напряжения на рентгеновской трубке, мкЗв/(мР х м2).

4.4.5. Значение радиационного выхода R для данного значения анодного напряжения на рентгеновской трубке U определяется с помощью линейной интерполяции с использованием двух измеренных величин радиационного выхода R_k и R_k+1, для ближайших значений анодного напряжения U_k и U_k+1 (U_k < U < U_k+1) с использованием выражения:

                                  U - U

                                       k

           R = R + (R   - R ) x -----------                         (4.3)

                k    k+1   k      U   - U

                                   k+1   k

4.5. Средние значения дозовых коэффициентов К_e и К_d для рентгенодиагностических исследований различных органов и систем и рентгеностоматологических исследований приведены в прилож. 1. В табл. 1.1 - 1.6 приведены коэффициенты перехода к эффективной дозе для рентгенологических процедур для следующих возрастных групп пациентов:

- от новорожденного до полугода (табл. 1.1);

- от полугода до трех лет (табл. 1.2);

- от трех до восьми лет (табл. 1.3);

- от восьми до тринадцати лет (табл. 1.4);

- от тринадцати до девятнадцати лет (табл. 1.5);

- старше девятнадцати лет (табл. 1.6).

В табл. 1.7 приведены коэффициенты перехода к эффективной дозе для рентгенологических процедур при исследовании конечностей вне зависимости от возраста пациента.

В табл. 1.8 - 1.10 приведены дозовые коэффициенты для стоматологических рентгенологических процедур вне зависимости от возраста пациента.

4.6. Относительная погрешность значений дозовых коэффициентов К_е и К_d, рассчитанных для "стандартного" фантома, составляет +-10%. Усреднение значений дозовых коэффициентов К_е и K_d по возрасту (росту и весу) пациентов вносит дополнительную погрешность не более +- 20%. Усреднение значений дозовых коэффициентов К_е и K_d по напряжению на рентгеновской трубке вносит дополнительную погрешность не более +-20%. Таким образом, приведенные в прилож. 1 значения дозовых коэффициентов К_е и K_d имеют относительную погрешность +-30%.

4.7. Примеры пользования табл. 1.1 - 1.6 для расчета эффективной дозы облучения пациентов.

Пример 1. Определение эффективной дозы облучения пациента с помощью измерителя произведения дозы на площадь.

Рентгеновский аппарат РУМ-20 М оборудован проходной ионизационной камерой дозиметра рентгеновского клинического ДРК-1.

Пациенту в возрасте 16 лет провели рентгеноскопию желудка в задне-передней проекции.

Параметры рентгенологического исследования: размер поля 20 х 20 см2, фокусное расстояние 40 см, U = 70 кВ, дополнительный фильтр 2 мм А1, экспозиция (количество электричества) i х t = 90 мА x с.

Измеренное значение произведения дозы на площадь Ф = 1 500 сГр x см2.

Находим в табл. 1.5 прилож. 1 значение дозового коэффициента, соответствующее выбранному режиму исследования пациента, K_d = 1,3 мкЗв/(сГр x см2). Подставляем значения Ф и К_d, в формулу (1) и рассчитываем значение эффективной дозы: Е = 1,3 x 1 500 = 1 950 мкЗв = 1,95 мЗв.

ГАРАНТ:

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Имеется в виду формула (4.1)

Пример 2. Определение эффективной дозы облучения пациента с помощью измеренного радиационного выхода рентгеновского излучателя.

Пациенту в возрасте 30 лет на третьем рабочем месте аппарата РЕНЕКС провели рентгенографию грудной клетки в задне-передней проекции.

Параметры рентгенологического исследования: размер поля 30 х 40 см2, фокусное расстояние 150 см, U = 90 кВ, дополнительный фильтр 2 мм А1, экспозиция (количество электричества) i x t = 25 мА x с.

В соответствии с протоколом испытаний технических параметров рентгеновского аппарата РЕНЕКС радиационный выход, измеренный с помощью универсального диагностического дозиметра PTW NOMEX для анодных напряжений U_k = 80 кВ и U_k+1 = 100 кВ, составил R_k = 6,8 мР x м2/(мА x с) и R_k+1 = 9,2 мР x м2/(мА x с), соответственно. Подставляя эти значения в формулу (4.3), рассчитываем значение радиационного выхода для U = 90 кВ: R = 6,8 + (9,2 - 6,8) x (90 - 80) / (100 - 80) = 8,0 мР x м2/(мА x с).

Находим в табл. 1.6 прилож. 1 значение дозового коэффициента, соответствующее выбранному режиму К_е = 0,86 мкЗв/(мР x м2). Подставляем значения R, i x t и К_е в формулу (4.2) и рассчитываем значение эффективной дозы: Е = 8 x 25 x 0,86 = 172 мкЗв = 0,17 мЗв.

4.8. В прилож. 2 (справочное) представлены средние значения эффективных доз для наиболее распространенных рентгенологических процедур с типичными значениями напряжений на рентгеновской трубке и экспозициями, установленными на основе экспертных оценок. Данные в таблицах представлены для тех же возрастных групп, что и в прилож. 1 (см. п. 4.6). Табл. 2.1 - 2.6 предназначены для сопоставления этих данных с результатами, полученными на основе инструментальных методов контроля эффективных доз облучения пациентов.

Временно, по согласованию с санитарно-эпидемиологической службой, до внедрения вышеописанных инструментальных методов, допускается использовать материалы, приведенные в прилож. 2, для оценки эффективных доз облучения пациентов.

5. Определение эффективной дозы облучения пациентов при проведении компьютерной томографии

5.1. Распределение поглощенной дозы рентгеновского излучения в теле пациента при проведении медицинского исследования методом компьютерной томографии существенно отличается от такового при использовании традиционных методов рентгенографии или рентгеноскопии. В случае компьютерной томографии распределение поглощенной дозы в исследуемом объеме более однородно за счет ротационной геометрии облучения. Перепад дозы от края к центру облучаемого объема (для средних размеров тела человека) составляет 2 - 3 раза, в то время как для традиционных методов рентгенографии или рентгеноскопии перепад дозы в передне-задней (задне-передней) геометрии облучения пациента в 5 - 10 раз больше.

5.2. Для описания распределения дозы в воздухе на оси вращения источника рентгеновского излучения (величина, аналогичная радиационному выходу обычного рентгеновского аппарата) или распределения поглощенной дозы внутри пациента при проведении отдельного сканирования (один скан) используют так называемый томографический индекс дозы (CTDI), определяемый следующим образом:

                     бесконечность

        CTDI = 1/d х интеграл D(x) x dx, где                        (5.1)

                   - бесконечность

     D(x) - распределение   дозы  вдоль  направления,   перпендикулярного

            плоскости сканирования;

     d    - ширина одного скана.

При выполнении практических измерений предлагается использовать величину, называемую практическим томографическим индексом дозы (CTDI_w), отличающимся от теоретического аналога ограниченными пределами интегрирования распределения поглощенной дозы (100 мм):

                        +50

        CTDI = 1/d х интеграл D(x) x dx                             (5.2)

              w         -50

Ограничение интегрирования пределами от -50 мм до 50 мм является вполне достаточным для обычно используемых значений толщины отдельного скана (от 2 до 10 мм).

5.3. Метод оценки эффективной дозы при проведении компьютерного исследования основан на измерениях в физических фантомах, имитирующих тело пациента. При этом измеряется распределение дозы при выполнении одного скана в сканируемом и близлежащих к нему участках тела с целью определения величины CTDI_w. Затем, используя дозовые коэффициенты, оценивается значение эффективной дозы.

5.4. Измерения проводятся в соответствии со специальной методикой в гомогенных цилиндрических фантомах, изготовленных из полиметилметакрилата. Для моделирования в этих целях тела детей (0 - 15 лет) фантомы должны иметь диаметр 16 см и длину 15 см. Тело взрослого человека разбивается на две анатомические части (голова плюс шея и туловище), каждая из которых моделируется цилиндрами диаметрами 16 и 32 см, соответственно. Измерения производятся в четырех точках на глубине 1 см и в центре фантома. Значение CTDI_w в сканируемом слое, являющееся оценкой средней поглощенной дозы в этом слое, определяется как:

        CTDI = 1/3 x CTDI     + 1/3 x CTDI     , где                (5.3)

            w            100,c            100,p

     CTDI      - результат измерения в центре фантома (мГр);

         100,c

     CTDI      - среднее значение результатов измерений в четырех точках

         100,p   на глубине 1 см в фантоме (мГр).

Значение CTDI_w зависит от физико-технических характеристик аппаратуры (напряжения на трубке, фильтрации, толщины скана и др.) и пропорционально значению мАс.

5.5. После этого для характеристики исследования в целом определяют значение произведения дозы на длину сканирования при исследовании соответствующей анатомической секции (индекс "i") DLP_i (мГр x см):

               DLP =  CTDI x d x N x I, где                         (5.4)

                  i  n    w

      CTDI  - нормированное   на   единицу  мАс  значение   практического

     n    w   томографического индекса дозы (мГр/мАс);

     d      - толщина скана;

     N      - число сканов;

     I      - значение мАс на один скан.

5.6. Используя значение DLP, эффективную дозу (Е_i) при сканировании какой либо из двух (индекс "i") вышеупомянутых анатомических секций тела человека определяют следующим образом:

             E = e    x DLP , где                                   (5.5)

              i   DLP

     e     - значение  дозового коэффициента (мЗв x мГр(-1) x см(-1)) для

      DLP    i-той  анатомической секции, нормированное на значение DLP в

             стандартном дозиметрическом фантоме.

Используют следующие значения дозовых коэффициентов для взрослых пациентов: 0,0023 мЗв x мГр(-1) x см(-1) при сканировании головы и 0,0081 мЗв x мГр(-1) x см(-1) при сканировании туловища.

Очевидно, что при использовании тех же параметров процедуры значение эффективной дозы у детей будет выше из-за меньшего размера тела. Для определения CTDI_w и DLP для детей независимо от сканируемой области тела используют фантом диаметром 16 см. В табл. 5.1 приведены значения дозовых коэффициентов e_DLP для детей различного возраста в виде соответствующих множителей по отношению к коэффициентам для взрослого пациента.

Таблица 5.1

Коэффициенты перехода от значения DLP в фантоме диаметром 16 см к значению эффективной дозы у детей различного возраста

Область исследования	e_DLP для взрослых, мЗв х мГр(-1) х см(-1)	Множитель в зависимости от возраста, годы
		>15	15	10	5	1	0
Голова	0,0023	1,0	1,2	2,0	3,2	5,1	9,5
Туловище	0,0081	1,0	1,2	1,8	2,6	4,0	7,9

5.7. Пример расчета эффективной дозы облучения пациента при проведении томографического исследования.

Томографическое исследование грудной клетки. Пациент: возраст 30 лет.

Исходные данные: измеренное нормированное значение nCTDI_w для данного режима исследования составляло 0,085 мГр/мАс, ширина скана - 2,5 см, количество сканов - 11, значение мАс на один скан - 756.

Подставляем значения в формулу (5.4) и рассчитываем значение DLP: DLP = 0,085 х 2,5 х 11 х 756 = 1768 мГр х см. Далее по формуле (5.5) рассчитываем значение эффективной дозы: Е = 0,0081 х 1768 = 14,3 мЗв.

6. Определение эффективной дозы облучения пациентов при проведении маммографии

6.1. К проведению маммографии предъявляются специальные требования: используются рентгеновские трубки с молибденовым, родиевым и реже вольфрамовым анодом; фильтрация излучения должна соответствовать 0,03 мм Мо или 0,5 мм А1; напряжение на аноде трубки должно быть низким, как правило, 21 - 35 кВ; расстояние от фокуса рентгеновской трубки до приемника изображения не должно быть меньше 60 см. Согласно современным международным критерия# качества проведения маммографии входная доза на поверхности груди (толщиной 5 см в состоянии компрессии) не должна превышать 10 мГр.

6.2. Процедура оценки эффективной дозы за счет внешнего облучения пациента при проведении маммографии складывается из нескольких этапов:

- измеряется значение входной поверхностной дозы при облучении молочной железы;

- рассчитывается среднее значение дозы в молочной железе;

- рассчитывается значение эффективной дозы.

6.3. Для определения входной поверхностной дозы D_пов. используют:

- значение произведения дозы на площадь DAP (сГр х см2), измеренное с помощью проходной ионизационной камеры. Измерение DAP необходимо производить вплотную к молочной железе на съемочном столике. Для получения значения входной дозы используют формулу:.

                        DAP

           D    = 10 х -----, мГр, где

            пов.         S

     S - площадь пучка излучения в плоскости ионизационной камеры, см2;

- значение радиационного выхода R рентгеновского излучателя, (мР х м2)/(мА х с). Для получения значения входной дозы (мГр) используют формулу:

                 87 x R

           D   = ------- x i x t,  где

            пов.       2

                 (L - l)

     L - расстояние от фокуса трубки  до поверхности съемочного  столика,

         см;

     l - толщина компрессированной груди, см;

     i - ток рентгеновской трубки, мА;

     t - время проведения исследования, с.

6.4. Для целей радиационной защиты необходимо определить среднее значение поглощенной дозы в молочной железе D_ж. Так как в этих исследованиях используется низкоэнергетическое фотонное излучение, его ослабление по толщине молочной железы будет значительным. Коэффициент перехода от значения измеренной входной дозы к средней дозе в молочной железе К_ж был определен на основании расчетов и фантомных экспериментов. Его значение в диапазоне используемых комбинаций анодного напряжения и фильтрации излучения варьируется в пределах 0,13 - 0,60 в зависимости от анодного напряжения на трубке U и толщины компрессированной груди. Значения коэффициента К_ж приведены в табл. 6.1. Таким образом, среднее значение дозы в молочной железе рассчитывается следующим образом:

           D = K  x D    , мГр                                      (6.1)

            ж   ж    пов.

Таблица 6.1

Значения коэффициента К_ж для расчета средней дозы в молочной железе

U, кВ	Толщина компрессированной груди (l)*, см
	2	4	6	8
30-35	0,60	0,40	0,30	0,25
21-29	0,32	0,20	0,15	0,13
* Для промежуточных значений толщины компрессированной груди следует пользоваться линейной интерполяцией табличных значений.

6.5. Для оценки вклада в эффективную дозу облучения молочной железы необходимо значение средней эквивалентной дозы в молочной железе умножить на взвешивающий фактор 0,05. При оценке значения эффективной дозы вкладом облучения остальных органов от рассеянного излучения пренебрегают. Таким образом, значение эффективной дозы рассчитывается следующим образом:

           E = 0,05 x D , мЗв                                       (6.2)

                       ж

7. Библиографические данные

1. Servomaa A., Rannikko S., Nikitin V., Golikov V., Ermakov I., Masarski L., Saltukova I. A topographically and anatomically unified phantom model for organ dose determination in radiation hygiene. STUK A87, Helsinki, Finland, August 1989.

2. Golikov V., Barkovski A., Barishkov N., Vlasov A., Cederblad A., Wallstrem E. Assessment of radiation doses to the patients in medical X-ray diagnostic. Gotheborg University, Gotheborg, July 1997.

3. Vladislav Golikov, Anatoli Barkovski, Nikolai Baryshkov, Alexander Vlasov. Assessment of radiation doses to the patients in medical X-ray diagnosis. Strahlenschutz fur Mensch und Gesellschaft im Europa von Morgen. Ed. K.Muck, A.Hefner, and N.Vana. TUV-Verlag, Koln, 2001.

4. Радиационная безопасность: Рекомендации МКРЗ, 1990, Публикация 60 МКРЗ: перевод с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

5. Cristy М., Mathematical phantoms representing children of various ages for use in estimates of internal dose. Oak Ridge National Laboratory. ORNL/NUREG/TM-367, 1980.

6. Snyder W., Ford M., Warner G., Watson S. ORNL-5000, 1974.

7. ICRP Publication 74: Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation, Annals of the ICRP Vol. 26/3,1966.

8. Ставицкий Р.В. и др. Эквивалентные дозы в органах и тканях человека при рентгенологических исследованиях: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1989.

9. European Commission. European Guidelines on Quality Criteria for Computed Tomography (Luxembourg: EC) EUR 16262 (in press).

10. Shrimpton P.C. and B.F. Wall. Reference doses for paediatric computed tomography. Radiation protection Dosimetry, Vol.90, Nos 1-2, pp. 249-252, (2000).

11. Dance D.R. Monte Carlo calculation of conversion factors for the estimation of mean glandular breast dose. Phys. Med. Biol. 35, 1211-1219, (1990).

12. Кишковский А.Н. и др. Атлас укладок при рентгенологических исследованиях. Л.: Медицина, 1987. 520 с.