Профессиональные факторы, влияющие на состояние здоровья персонала крупной многопрофильной больницы

Оглавление
Введение
1. Профессиональные заболевания медицинских работников
1.1 Профессиональная бронхиальная астма
1.2 Аллергический ринит
1.3 Токсические и токсико-аллергические гепатиты
2. Радиационная гигиена
3. Основные свойства радиоактивных излучений
4. Биологическое действие ионизирующего излучения
5. Меры и средства защиты при работе с закрытыми источниками
6. Меры и способы защиты при работе с открытыми радиоактивными веществами
Заключение
Литература

Профессиональные факторы, влияющие на состояние здоровья персонала крупной многопрофильной больницы

В свою очередь линейная плотность ионизации будет зависеть от вида и качества излучения. Важным фактором в биологическом эффекте является время облу-ения как в отношении длительности, так и дробности.
При воздействии ионизирующих излучений биологический эффект ю многом зависит от индивидуальной чувствительности того или иного организма. Особенности организма максимально проявляются при облучении малыми дозами. У лиц молодого возраста, особенно у детей, чувствительность к облучению выше, чем у людей среднего возраста.
Несмотря на то что общие закономерности биологического эффекта три любых способах воздействия едины, внутреннее облучение имеет свои особенности. Поражения, обусловленные облучением от внутренних источников, могут проявиться, когда радиоактивные вещества в виде газа,пара или аэрозолей попадают в организм при вдыхании, загла­тывании, а также через раны, поврежденную или неповрежденную кожу.
Вдыхание или заглатывание (β- или а-активных веществ может при­водить к поражению ткани, характер которого будет зависеть от органа, где данное вещество может накапливаться. Радиоактивные вещества ве­дут себя в организме по-разному и обладают различной радиотоксичности.
Д. И. Закутинский полагает, что количество накопившегося радио­активного элемента в том или ином органе само по себе еще не в пол­ном объеме определяет развитие патологических изменений только в этом органе. Современные данные показывают, что, несмотря на неболь­шое накопление в центральной нервной системе радиоактивных веществ, функциональное состояние ее в значительной степени изменяется. На­рушения функционального состояния центральной нервной системы ока­зывают существенное влияние на всасывание радиоактивных веществ, распределение их в организме и течение заболевания. Однако преиму­щественное накопление радиоактивных веществ в органах определяет развитие в них глубоких патологических процессов в виде злокачествен­ных новообразований и других изменений в отдаленные сроки после облучения.
Радиоактивные вещества выделяются из организма через желудоч­но-кишечный тракт, почки и в газообразном состоянии (радон, торон и др.) через органы дыхания. Некоторые из них могут выделяться сли­зистой рта, кожей, а также молочными железами. Наибольшее количест­во радиоактивных веществ выделяется в первые дни после поступления в организм, однако многие элементы (например, торий, радий, стронций и др.) медленно выделяются, надолго оставаясь в организме. Говоря о времени выведения радиоактивных веществ, применяют выражение «пе­риод 'полувыведения». Это время, в течение которого из организма уда­ляется половина находящегося в нем радиоактивного вещества. Говоря о периоде полувыведения при поступлении короткоживущих элементов, учитывают то количество вещества, которое успевает выделиться, и то количество, которое распалось. При введении веществ с большим перио­дом полураспада фактически учитывается только то количество веще­ства, которое выделяется из организма. В настоящее время зависимость между содержанием элемента в теле и количеством выведенного из ор­ганизма более или менее установлена только для отдельных веществ, как, например, для радия, урана и др. (В. А. Саноский).
Накопления их в организме, о степени поражения, после воздействия организм может быть носителем радиоактивных ве­ществ, а в выделениях можно иногда и не обнаружить их. Наиболее легко удаляются из организма элементы, образующие легко раствори­мые соли и равномерно распределяющиеся в организме (например, ра­диоактивный натрий и др.).
При отложении радиоактивных веществ в организме в последующем чрезвычайно трудно увеличить естественную скорость их выведения. Многочисленные средства, предлагаемые для этих целей, не всегда дают должный эффект.
При поступлении внутрь организма наиболее опасны радиоактивные вещества, испускающие а-частицы, вследствие их большой ионизирую­щей способности.
Условия, при которых на человека воздействует ионизирующая ра­диация, весьма разнообразны. Это действие возможно при работе на рентгеновских установках во время рентгенографии, рентгеноскопии или рентгеноструктурного анализа; при работе на различного рода у_уста-новках, используемых в промышленности и медицине; при манипуля­циях с радиоактивными веществами; изотопами, находящимися е от­крытом виде, в период взвешивания, расфасовки, растворения. Это дей­ствие возможно и при эксплуатации реакторов, ускорительных устано­вок и различного рода энергетических сооружений во время добычи и обработки активных руд, в производстве радиоактивных изото­пов и т. д.
Изменения в состоянии здоровья вследствие воздействия ионизирующей радиации возможны в тех случаях, когда при работе нарушаются правила радиационной безопасности и создаются условия переоблучения персонала.
В зависимости от физико-химических свойств радиоактивного ве­щества, периода полураспада, количества его, путей проникновения в организм, степени всасывания и индивидуальной чувствительности раз­витие патологического процесса в организме может проявляться раз­личными клиническими синдромами лучевой болезни.
В зависимости от дозы и условий поражения лучевая болезнь мо­жет характеризоваться острым или хроническим течением. Острая фор­ма лучевой болезни может развиваться при воздействии больших доз излучений, чаще однократных (например, при аварии или в период атомных взрывов). Однако такого рода поражения в условиях работы встречаются чрезвычайно редко.
При длительной работе в условиях воздействия доз, превышающих предельно допустимые, возможно развитие хронической формы луче­вой болезни. Эта болезнь представляет собой заболевание всего орга­низма с поражением различных его систем и органов.
Отдаленные последствия, развивающиеся в результате воздействия ионизирующих излучений, требуют особого внимания к установлению предельно допустимых доз.
При известных условиях развитие лучевой болезни может быть ис­ключено у лиц, работающих с источниками ионизирующей радиации и радиоактивными материалами.
Основным условием радиационной безопасности в профессиональ­ной деятельности персонала является осуществление всех необходимых профилактических мероприятий, обеспечивающих работу при дозах воз­действия, не превышающих предельно допустимых. В последующих раз­делах руководства подробно освещаются способы и средства, обеспечи­вающие радиационную безопасность в условиях контакта с различными видами ионизирующего излучения.
3. МЕРЫ И СРЕДСТВА ЗАЩИТЫ ПРИ РАБОТЕ С ЗАКРЫТЫМИ ИСТОЧНИКАМИ
Закрытым называют любой источник ионизирующей радиации, ко­торый заключен в оболочку, исключающую соприкосновение с радиоак­тивным веществом и попадание его в окружающую среду при всех воз­можных условиях использования.
Активность таких источников и характер излучения могут быть очень разнообразны. Области применения их весьма многочисленны.
В настоящее время закрытые γ-источники применяются для про­мышленной γ-дефектосколии металлических изделий, при кароттаже скважин, в качестве уровнемеров, толщиномеров, стерилизаторов и т. д. Источники γ-лучей широко используются в медицинской практике при телекюритерапии, медицинской у-графии и др. Гамма-источники приме­няются в экспериментальных исследованиях для изучения биохимиче­ских, биологических и химических процессов.
Для β-источников используются искусственные радиоактивные изо­топы, обладающие различной энергией р-частиц. К ним могут быть от­несены: С14, S35, Р32, Са45, Tl204, Sr90, и ряд других. Ве­личина активности таких (источников составляет несколько милликюри. Например, при измерении толщины различных материалов необходимо иметь активность р-источников от 1 до 10 мк, а иногда и более.
В последнее время все больше начинают применять в отдельных от­раслях промышленности источники нейтронов. Так, например, в 'нефте­добывающей промышленности, в разведке недр земли (нефть, газ и др.) широко используются нейтронные источники для радиоактивного карот-тажа скважин, в химической промышленности в качестве уровнемеров.
Наиболее распространены нейтронные источники из радия, поло­ния, бериллия. В радий-бериллиевом источнике образуется па 1 г радия 107 нейтронов в 1 секунду с энергиями от 2 до 12 Мэв. Такие нейтронные источники одновременно являются и у-излучателями. Нейтронные ис­точники могут быть различной активности, и величина их определяется задачами, которые стоят перед той или иной работой.
Помимо закрытых γ-источников, существует большое число р-ис­точников. Последние наиболее часто применяются радиационные аппликаторы и статические элиминаторы.
Во всех случаях для источников необходимо выбирать радиоактив­ные вещества с достаточно большим периодом полураспада, чтобы не приходилось часто заменять излучатель.
Все закрытые источники необходимо маркировать таким образом, чтобы их можно было легко опознавать и одновременно определять вид излучателя и уровень активности.
Устройства, в которые заключены источники излучения, должны быть устойчивы к механическим, температурным и другим воздействиям в соответствии с условиями их использования.
Закрытые источники радиоактивного излучения представляют опас­ность лишь в отношении внешнего облучения. В зависимости от назна­чения источника и характера проводимой работы возможно облучение у-лучами или нейтронами лиц, непосредственно работающих с ис­точниками,, а также лиц, находящихся в смежных помещениях. При выборе источников для той или иной работы необходимо учитывать ряд требований к ним, которые бы позволили снизить возможную опасность облучения.
В предупреждении вредных воздействий на организм γ-лучей, ней­тронов или β-частиц громадную роль играет правильная организация подготовительных и основных операций с источниками.
Учитывая, что наши знания о биологическом действии ионизирую­щей радиации еще недостаточно точны и часто хорошо не известен спек­тральный состав излучений, необходимо стремиться при расчете защиты к максимальной охране персонала, чтобы дозы внешнего облучения были сведены до минимальной величины.
При этом необходимо предусматривать как защиту лиц, непосред­ственно работающих с источниками, так и персонала, находящегося в соседних помещениях или имеющего доступ в помещения, где ведутся подобные работы.
При использовании установок с направленным пучком излучения основная защита должна обеспечиваться от пучка и рассеянного из­лучения.
Специальные меры защиты от внешнего облучения необходимо при­нимать при работе с γ-источниками активностью более 0,1 мг-экв. радия и при манипуляциях с β-источниками более 0,1 мк.
К основным профилактическим мероприятиям, способствующим сни­жению дозы облучения при работе с закрытыми источниками, следует отнести: а) сокращение времени манипуляций с источниками и времени пребывания вблизи них (защита временем); б) увеличение расстояния от источника до работающего (защита расстоянием); в) экранирование источников материалами, поглощающими γ -, β -лучи или нейтроны. Не­обходимо указать, что использования только одного способа защиты, например временем или расстоянием, при работе с γ -лучами или ней­тронными источниками часто может быть недостаточно, особенно при работах с источниками большой активности. Следовательно, в практике работы более целесообразно сочетать все виды защиты.
Наиболее надежная защита от переоблучения проникающими лу­чами может быть достигнута при максимальной механизации и автома­тизации операций, дистанционном управлении и при работе с источника­ми, заключенными в специальные упаковки (контейнеры). Необходимо иметь в виду, что индивидуальные средства защиты от проникающих лучей малоэффективны. При работе с источниками обслуживающий пер­сонал должен находиться как можно дальше от источника и от изделий, на которые падает излучение.
При этом необходимо учитывать, что созда­ваемая источником доза прямо пропорциональна времени облучения, ак­тивности источника и обратно пропорциональна квадрату расстояния от источника до облучаемого объекта. Расчет защиты с учетом времени и расстояния, активности источника и энергии γ-лучей можно произвести с помощью специально разработанных номограмм и таблиц.
Ввиду того что процесс взаимодействия лучей с веществом и закон ослабления β -частиц в веществе отличны от γ -лучей и нейтронов, не­которые рекомендуемые ниже средства защиты от различных источников излучения обладают определенной спецификой.
Закрытые источники должны быть экранированы материалами, хорошо поглощающими те или иные виды излучения. Подобного рода защита может быть как стационарной, так и переносной, в зависимости от характера применения источника — временной или постоянной.
К стационарным защитным экранам могут быть отнесены стены, пе­рекрытия полов и потолков, специальные двери, смотровые окна. Такой вид защиты может быть применен в помещениях, где выполняются ра­боты с источниками γ -лучей и нейтронов; для источников β -лучей подоб­ная защита не потребуется.
К переносным защитным экранам могут быть отнесены различного рода контейнеры, ширмы и т. д. Характер и конструкция защиты опре­деляются видом источника, областью применения, энергией излучения, активностью источника, расстоянием и длительностью работы.
Защиту от внешнего потока β -частиц значительно проще осущест­вить, чем от у-лучей и нейтронов.
Учитывая, что β -излучение для роговицы глаз представляет опре­деленную опасность, при работе с В-источниками необходимо использо­вать защитные приспособления в виде щитка или очков. Последние должны быть удобны в обращении. В связи с этим очки и щитки необ­ходимо изготовлять в виде экрана плоской или овальной формы, закреп­ляющиеся на голове. Применение подобных индивидуальных средств защиты от внешних потоков γ -излучения и нейтронов в большинстве случаев совершенно неэффективно.
Защитные материалы от быстрых нейтронов, энергия которых зна­чительно выше энергии теплового движения атомов в веществе, содер­жат элементы с малым атомным весом. Лучшими защитными материа­лами от быстрых нейтронов являются водородсодержащие вещества — бетон, вода, гидриды металлов, полиэтилен, парафин, используются также песок, кирпич и др.
Для защиты от медленных нейтронов, имеющих энергию, сравнимую с энергией теплового движения атомов (0,025 эв), применяются элемен­ты с большим сечением захвата медленных нейтронов (кадмий, бор).
Для защиты от γ -лучей экраны могут выполняться из свинца, чу­гуна, специального бетона, кирпича, может быть использована также вода и ряд других материалов, обладающих большой плотностью. Весь­ма часто защита выполняется с помощью комбинации нескольких мате­риалов, ослабляющих одновременно нейтроны и γ -лучи.
другие легкие элементы,—для замедления нейтронов (вода, парафин, бетон); второй слой — для поглощения образующихся тепловых нейтро­нов (бор, кадмий); наконец, третий слой вещества для поглощения лю­бого возникающего при этом процессе излучения (например, вода для αчастиц, испускаемых бором, или свинец для γ -лучей, напускаемых кадмием).
Для создания максимальной и наиболее экономичной защиты от прямого и рассеянного излучения необходимо во всех случаях распола­гать экран как можно ближе к источнику и так, чтобы он окружал его по возможности со всех сторон.
Расчет толщины защитного экрана можно производить различными способами. Например, расчет защиты от γ -излучения часто рассчитывают по крайности ослабления пучка γ -лучей, а не по активности источника.
Универсальные таблицы, разработанные Н. Г. Гусевым, позволяют легко рассчитать защиту от γ -излучения для всех практически важных случаев: а) для достижения любого уровня излучения; б) для обеспе­чения любой предельно допустимой мощности физической силы; в) для точечных источников любой формы, любой активности и находящихся на различном расстоянии; д) для ослабления поля любой мощности физической дозы или интенсивности излучения. При этом расчет защиты может быть сделан для наиболее важных строительных материалов. Таблицы охватывают весь диапазон энергий γ -лучей естественно- и ис­кусственно-радиоактивных элементов.
Все радиоактивные закрытые источники должны находиться в за­щитных контейнерах. В последние годы создано много всевозможных конструкций установок и приспособлений для радиоактивных препара­тов различного вида и активности. Они могут быть переносные и пере­движные. Для γ -источников активностью до 500 мг-экв. радия исполь­зуются преимущественно переносные контейнеры небольшого веса (10—30 кг). Они могут быть различной формы и выполнены из свинца, чугуна или в комбинации этих металлов. Толщину стенок необходимо рассчитывать, исходя из активности препарата и энергии излучения.
В этих контейнерах операции по управлению пучком излучения в большинстве случаев выполняются вручную с помощью штанг, служа­щих для открытия и закрытия канала выхода лучей в защитном контей­нере. Наиболее безопасно управление пучком производится дистанцион­но — при помощи троса или специального механизма. Примером таких контейнеров могут быть установки штативного типа (ГУП-Со-0,5).