Проблеми дозиметрії внутрішнього опромінення людини трансурановими радіонуклідами

Размещено на http://www.allbest.ru/

КИЇВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ ІМЕНІ ТАРАСА ШЕВЧЕНКА

УДК 577.4:612.014.482.1:546.799:612.015.36

ПРОБЛЕМИ ДОЗИМЕТРІЇ ВНУТРІШНЬОГО ОПРОМІНЕННЯ ЛЮДИНИ ТРАНСУРАНОВИМИ РАДІОНУКЛІДАМИ

03.00.01 радіобіологія

Автореферат дисертації на здобуття наукового ступеня

доктора біологічних наук

Бондаренко Олег Олександрович

Київ - 2002



Дисертацією є рукопис.

Робота виконана у Науковому центрі радіаційної медицини АМН України

Науковий керівник (консультант):доктор фізико-математичних наук, професор Ліхтарьов Ілля Аронович Інститут епідеміології і профілактики променевих уражень Наукового центру радіаційної медицини АМН України керівник відділу дозиметрії і радіаційної гігієни

Офіційні опоненти: доктор біологічних наук Коваль Григорій Миколайович, Український інститут досліджень навколишнього середовища та ресурсів Ради національної безпеки і оборони України, зав. відділом екологічних проблем і міжнародного співробітництва

доктор біологічних наук, професор Кутлахмедов Юрій Олексійович, Інститут клітинної біології та генетичної інженерії НАН України, завідувач лабораторії радіоекології відділу біофізики та радіобіології

доктор фізико-математичних наук, професор Меленевський Олександр Едуардович, Міжгалузевий науково-технічний центр “Укриття” НАН України, зав. відділом диспергованих матеріалів

Захист відбудеться “ 15 ” квітня 2002 р. о 14⁰⁰ годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 26.001.24 у Київському національному університеті імені Тараса Шевченка за адресою: 03127, Київ-127, проспект академіка Глушкова, 2, корпус 12, біологічний факультет, ауд. 215

Поштова адреса: 01033, Київ-33, вул. Володимирська, 64. Спецрада Д 26.001.24, біологічний факультет. З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Київського національного університету імені Тараса Шевченка за адресою: 01033, Київ-33, вул. Володимирська, 58.

Автореферат розісланий “ 07 ” лютого 2002 р.

Вчений секретар

спеціалізованої вченої ради Брайон О.В.



Анотація

Бондаренко О.О. Проблеми дозиметрії внутрішнього опромінення людини трансурановими радіонуклідами.- Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора біологічних наук за спеціальністю 03.00.01 - радіобіологія.- Київський національний університет імені Тараса Шевченка. Київ. 2002.

Дисертація присвячена вирішенню проблем дозиметрії внутрішнього опромінення людини трансурановими радіонуклідами. Визначено, що інгаляція трансуранових радіонуклідів є критичним шляхом надходження в організм і головним фактором формування доз внутрішнього опромінення професійних контингентів.

В рамках даного дослідження розроблено новий вид спектрометрії альфа-випромінювання, яка грунтується на використанні твердотільного трекового детектора ядерного випромінювання (ТТДЯВ) типу CR-39. Застосування ТТДЯВ дозволило здійснити вимірювання наднизьких активностей ²³⁸Pu і ²⁴¹Am у біологічних зразках, а також оперативний контроль наявності “гарячих” альфа-випромінюючих часток у повітрі виробничих приміщень “Об'єкта “Укриття”.

У повітряному середовищі приміщень “Об'єкта “Укриття” експериментально виявлено окрему субмікронну складову аерозолів, котра, як показано в дослідженні, є визначальною у формуванні доз внутрішнього опромінення персоналу за рахунок відкладення в глибоких відділах легенів. Оскільки при цьому субмікронна фракція має також і аномально високу відносну проникну здатність через засоби захисту органів дихання, врахування цієї компоненти аерозолів призводить до збільшення дозового коефіцієнта для інгаляційного надходження на 30 - 300% у порівнянні з рекомендованими референтними значеннями.

Обгрунтовано з радіобіологічних позицій і розроблено необхідний набір параметрів для оперативного розрахунку доз внутрішнього опромінення від інгаляційного надходження в умовах “Об'єкта “Укриття”, який включає: концентрацію радіонуклідів у повітрі, радіонуклідну композицію, тип системного надходження аерозолів, розподіл активності аерозолів по аеродинамічному діаметру, ефективність засобів індивідуального захисту органів дихання.

На основі визначення вмісту ізотопів плутонію і ²⁴¹Am в скелеті людини здійснено калібровку екологічної моделі транспорту трансуранових елементів (для північних регіонів України). Чисельно розраховано зростання відносного внеску трансуранових елементів чорнобильського походження у сумарну річну дозу опромінення населення за рахунок розпаду ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr, а також накопичення активності ²⁴¹Am.

Отримані результати досліджень і напрацьований досвід можуть бути успішно застосовані у ядерно-енергетичній галузі України. Отримані в роботі довгострокові перспективні оцінки формування доз опромінення населення від ТУЕ як радіологічні критерії можуть лягти в основу формування політики реабілітації територій Зони відчуження і безумовного (обов'язкового) відселення.

Ключові слова: трансуранові елементи (ТУЕ), дозиметрія внутрішнього опромінення, аерозолі, твердотільні трекові детектори (ТТД), альфа-випромінювання.



Аннотация

Бондаренко О.А. Проблемы дозиметрии внутреннего облучения человека трансурановыми радионуклидами.- Рукопись.

Диссертация на соискание научной степени доктора биологических наук по специальности 03.00.01 - радиобиология.- Киевский национальный университет имени Тараса Шевченко. Киев. 2002.

Диссертация посвящена решению проблем дозиметрии внутреннего облучения человека трансурановыми радионуклидами. Определено, что ингаляция трансурановых радионуклидов является критическим путем поступления в организм и главным фактором формирования доз внутреннего облучения профессиональных контингентов, тогда как в годовой дозе внутреннего облучения от трансурановых радионуклидов жителя севера Житомирской области вклад ингаляционной компоненты составляет только 5%. трансурановий радіонуклід спектрометрія випромінювання

В рамках данного исследования разработан новый вид спектрометрии альфа-излучения, которая основывается на использовании твердотельного трекового детектора ядерного излучения (ТТДЯИ) типа CR-39, что позволило улучшить энергетическое разрешение метода, снизив его до 2% для энергии альфа-частиц в диапазоне 4-6 МэВ, а также снизить минимально детектируемую альфа-активность до 510^-5 Бк. Применение ТТДЯИ позволило осуществить измерение сверхнизких активностей ²³⁸Pu и ²⁴¹Am в биологических образцах, а также оперативный контроль наличия “горячих” альфа-излучающих частиц в воздухе рабочих помещений “Объекта “Укрытие”.

В воздушной среде помещений “Объекта “Укрытие” экспериментально обнаружена отдельная субмикронная составляющая аэрозолей, которая является определяющей в формировании доз внутреннего облучения персонала за счет отложения в глубоких отделах легких. Поскольку при этом субмикронная фракция имеет также и аномально высокую относительную проникающую способность через средства защиты органов дыхания, учет этой компоненты аэрозолей приводит к увеличению дозового коэффициента для ингаляционного поступления на 30 - 300% по сравнению с рекомендованными референтными значениями.

Обоснован с радиобиологических позиций и разработан необходимый набор параметров для оперативного расчета доз внутреннего облучения от ингаляционного поступления в условиях “Объекта “Укрытие”, который включает: концентрацию радионуклидов в воздухе, радионуклидную композицию, тип системного поступления аэрозолей, распределение активности аэрозолей по аэродинамическому диаметру, эффективность средств индивидуальной защиты органов дыхания. Доверительный интервал дозовых оценок (вместо значений “точечных” средних доз, используемых ранее) при помощи полученного в работе набора необходимых и достаточных коэффициентов запаса (диапазон от 3 до 375) позволяет получить верхние значения доз в зависимости от условий среды и технологии контроля. На базе этих коэффициентов в регламенте оперативного дозиметрического контроля внутреннего облучения используется новая величина - “предварительная дозовая оценка” (ПДО).

На основе определения содержания изотопов плутония и ²⁴¹Am в скелете человека осуществлена калибровка экологической модели транспорта трансурановых элементов (для северных регионов Украины). Скорректированное значение обобщенного трансфер-фактора, используемого в этой модели (коэффициент перехода трансурановых элементов “почва - организм человека”), оказалось выше в 8 раз, чем рекомендованные средние значения. Численно рассчитано возрастание относительного вклада трансурановых элементов чернобыльского происхождения в суммарную годовую дозу облучения населения за счет распада ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr, а также накопления активности ²⁴¹Am. Этот вклад (для жителей севера Житомирской области) может достигнуть 50% в 2035 г., причем вклад собственно ²⁴¹Am составит 43%, из них 95% - за счет перорального поступления.

Полученные результаты исследований и наработанный опыт могут успешно применены в ядерно-энергетической отрасли Украины. Полученные в работе долговременные перспективные оценки формирования доз облучения населения от ТУЭ в качестве радиологических критериев могут лечь в основу формирования политики реабилитации территорий Зоны отчуждения и безусловного (обязательного) отселения.

Ключевые слова: трансурановые элементы (ТУЭ), дозиметрия внутреннего облучения, аэрозоли, твердотельные трековые детекторы (ТТД), альфа-излучение.



Summary

Bondarenko O.A. Problems of dosimetry of internal irradiation of human by transuranium radionuclides.- Manuscript.

Dissertation for conferring a scientific degree of Doctor of Biology in specialty 03.00.01 - radiobiology.- Kyiv National University named Taras Shevchenko. Kyiv. 2002.

The dissertation is dedicated to problems of dosimetry of internal irradiation of human by transuranium radionuclides (TRU). A new kind of alpha-spectrometry has been worked out within framework of the given research based on a use of solid-state nuclear track detector (SSNTD) of CR-39 type with the energy resolution about 2% within the alpha energy range of 4-6 MeV. The minimal detectable alpha activity was decreased to 510^-5 Bq that allowed low-level activity measurement of ²³⁸Pu and ²⁴¹Am in biological samples. A well separated sub-micron aerosol component was discovered in air inside the Object Shelter. The sub-micron aerosol fraction is attributed with relatively high penetrative capabilities through respirators that may lead to 30-300% increase of the inhalation dose in comparison with reference values. The confidential interval of dose assessment (instead average "point" values used before) implementing the safety factor (within the range from 3 to 375) obtained in this work gives the highest possible dose value depending on current conditions and technology applied. On a basis of the safety factor in the protocol for operative internal dose monitoring at the Object Shelter a new regulatory value is adopted, i.e. preliminary dose assessment (PDA). On a basis of direct determination of plutonium isotopes and ²⁴¹Am in human skeleton the ecological TRU transport model was calibrated for North regions of Ukraine. A new corrected value of the general transfer factor used in this model (i.e. transfer coefficient "soil-human" for TRU) occurred 8 times higher than the recommended value. It was numerically evaluated the relative growth of Chornobyl TRU contribution into the total annual dose for the public taking into account ¹³⁷Cs and ⁹⁰Sr radioactive decay as well as ²⁴¹Am accumulation. This contribution (for Zhytomir region) may reach 50% in 2035, at that the actual contribution of ²⁴¹Am will be 43%, 95% part of which will be formed by peroral intake. Results of research and collected experience might be successfully used at the nuclear energy industry of Ukraine and for working out radiological criteria for rehabilitation policy of the Chornobyl Exclusion Zone.

Key words: transuranium elements (TRU), internal dosimetry, aerosol, solid-state nuclear track detector (SSNTD), alpha emission.



Загальна характеристика роботи

Актуальність роботи. Чорнобильський аспект. У результаті Чорнобильської аварії в навколишнє середовище було викинуто біля 2000 Кі ізотопів плутонію-239, 240. Ця величина складає біля 0.5% від глобальних випадінь цих ізотопів в результаті випробувань ядерної зброї. Проте середня по земній кулі щільність глобальних випадінь плутонію-239, 240 складає 0.7 мКікм^_2. У той же час площа, на якій чорнобильські випадіння перевищують 10-разовий рівень щільності глобальних випадінь (7 мКікм^_2), складає біля 5% території України. І це без врахування Чорнобильської Зони відчуження. Таким чином, трансурановими елементами (ТУЕ) опромінюються значні контингенти населення України. Із-за своїх великих значень періоду напіврозпаду ТУЕ будуть визначати дози опромінення людини протягом багатьох поколінь.

Радіобіологічний аспект. Практично всі довгоіснуючі трансуранові елементи, у першу чергу, чорнобильського викиду, є альфа-випромінювачами. При цьому радіобіологічна ефективність альфа-випромінювання значно вища за гама- і бета-випромінювання (визначається коефіцієнтом якості, що дорівнює 20). Крім того, з точки зору хімічних властивостей всі ТУЕ відносяться до актинідів і тому дуже ефективно накопичуються в окремих органах і тканинах організму. Такими критичними органами є, у першу чергу, легені, печінка і кісткова тканина. Все це визначає надзвичайно високі радіотоксичні та канцерогенні властивості ТУЕ для людини.

Соціально-економічний аспект. Україна знаходиться серед тих небагатьох країн світу, в енергетичному балансі яких ядерна енергія займає життєво важливу роль. На сьогодні внесок ядерної енергетики у загальне виробництво електроенергії в Україні складає 45%. Розгляд глобальних перспектив розвитку світової енергетики і поточна економічна ситуація в Україні не залишає у даний час альтернатив розвитку ядерній енергетиці. У зв'язку з цим зараз постає нагальна потреба побудови в Україні замкнутого ядерно-технологічного енергетичного циклу, що обов'язково спричинить додаткові проблеми контролю радіаційної безпеки на різних стадіях паливного циклу: добування, переробка, збагачення, завантаження, вивантаження, переробка відпрацьованого палива, сортування і захоронення радіоактивних відходів. Всі ці технологічні етапи пов'язані з потенційним ризиком витоку трансуранових радіонуклідів.

Серед багатьох проблем створення ядерно-енергетичного циклу до категорії критичних слід віднести і створення власних систем радіаційного захисту, включаючи радіаційний моніторинг радіонуклідів, що неминуче надходять до виробничого і навколишнього середовища на всіх стадіях цього циклу. І тут центральною ланкою постає контроль за поведінкою трансуранових елементів в різних об'єктах навколишнього (і виробничого) середовища, а також в організмі людини. За часів колишнього Радянського Союзу подібні роботи були зосереджені у провідних центрах Москви, Ленінграда, Обнінська, Челябінська. Результати цих загальносоюзних досліджень, так само як і досвід їх практичної реалізації, після отримання Україною незалежності стали або малодоступними, або морально і технологічно застарілими. Тому актуальність даної роботи багатократно посилюється як в зв'язку з описаною вище ситуацією, так і внаслідок використання багатогранного досвіду, що накопичен в Україні за останні 16 післячорнобильських років.

З точки зору радіобіологічного впливу ТУЕ на людину актуальність теми зумовлена високою питомою радіотоксичністю ТУЕ в поєднанні з тривалістю присутності в навколишньому і виробничому середовищі, а також недостатністю сучасних знань про властивості, форми знаходження і кінетику ТУЕ. Із всього комплексу існуючих проблем, пов'язаних з радіологічними ризиками від ТУЕ на відновлюваному пост-аварійному періоді, найбільш значущими на даний момент і на найближчу перспективу можна вважати проблеми, що зазначені нижче.

Відсутність відповідного до вимог Норм радіаційного захисту України (НРБУ) поточного індивідуального дозиметричного контролю дози внутрішнього опромінення постійного і залученого персоналу підприємств Зони відчуження.

Недостатня чутливість застосовуваних засобів і методів індивідуального дозиметричного контролю внутрішнього опромінення персоналу і населення від ТУЕ.

Висока невизначеність значень кінетичних параметрів і фізико-хімічних форм переносу ТУЕ по всім шляхам надходження до людини для оцінки радіологічних ризиків від ТУЕ в навколишньому і виробничому середовищах, а також після захоронення.

Потреба в обгрунтованому довгостроковому прогнозі можливих доз опромінення населення від ТУЕ для вирішення питань реабілітації окремих частин території Зони відчуження.

Наявність дуже великих невизначеностей в оцінці балансу ТУЕ у межах території Зони відчуження, включаючи “Об'єкт “Укриття”.

Відсутність інструментальних методів ретроспективної дозиметрії внутрішнього опромінення ліквідаторів від радіонуклідів паливної компоненти.

Зв'язок з науковими програмами, планами, темами. Наведені в дисертації результати в основному отримані в рамках нижчезазначених науково-дослідних робіт, що проводилися в Науковому центрі радіаційної медицини АМН України і в НДІ радіаційного захисту АТН України. Тема НДР: “Розробка критеріїв реабілітації території Зони Відчуження на основі вивчення формування доз опромінення “самоселів” та персоналу за рахунок ТУЕ і стронцію-90 (у тому числі Поліський район)”, № ДР 0196U0022541, наук. керівник проф. В.С.Рєпін (відповідальний виконавець фрагмента по ТУЕ - О.О.Бондаренко) (1996 - 1998). Тема НДР: “Оптимізація контролю доз внутрішнього опромінення персоналу ЗВ при інгаляції радіоактивних аерозолів”, № ДР 019825003492, наук. керівник О.О.Бондаренко (1998 - 1999). Тема НДР: “Дозиметрична паспортизація населених пунктів України”, № ДР 0196U024326, наук. керівник проф. Ліхтарьов (відповідальний виконавець фрагмента по ТУЕ - О.О.Бондаренко) (1996-2000). Тема НДР: “Розробка методів ретроспективного відновлення рівня інгаляційного надходження радіонуклідів паливної компоненти в організм людини”, № ДР 0198U004908, наук. керівник О.О.Бондаренко (1998-1999). Тема НДР: “Методическая и программно-аппаратная поддержка дозиметрии внутреннего облучения персонала объекта “Укрытие”, № ДР 0196U024135, науч. рук. О.О. Бондаренко (1996-2000). Тема НДР: “Збір, зберігання, аналіз та узагальнення інформації з проблем розповсюдження, міграції та впливу на людину трансуранових елементів”, № ДР 0199U003272, наук. керівник О.О.Бондаренко (1999-2000).

Мета і задачі дослідження. Об'єкт дослідження. Радіобіологічні фактори формування доз і дози опромінення людини від трансуранових елементів.

Предмет дослідження. Шляхи формування і кількісна оцінка доз внутрішнього опромінення від довгоіснуючих альфа-випромінюючих трансуранових радіонуклідів на пізньому етапі Чорнобильської аварії. Методи і засоби радіологічного контролю трансуранових радіонуклідів.

Методи дослідження. Інструментальні методи вимірювання вмісту і визначення фізико-хімічних форм ТУЕ в об'єктах навколишнього середовища, в продуктах життєдіяльності і в організмі людини. Математичні і комп'ютерні методи моделювання формування доз внутрішнього опромінення і інтерпретації фактичних даних за результатами моделювання. Статистичні методи узагальнення отриманих результатів.

Мета: Обґрунтувати з радіобіологічних позицій єдину концепцію системи дозиметричного контролю техногенної компоненти довгоіснуючих альфа-випромінюючих трансуранових радіонуклідів на пізньому етапі Чорнобильської аварії і на всіх стадіях виробництва ядерної енергії, розробити і застосувати комплекс розрахункових, радіометричних і дозиметричних засобів та методів необхідних для ефективного функціонування всієї системи.

Основні задачі:

Аналіз вмісту ТУЕ в Чорнобильському викиді, співвідношення з іншими довгоіснуючими радіонуклідами (⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs) та співвідношення розповсюдження ТУЕ глобальних випадінь і Чорнобильського викиду на території України.

Розробка методів проведення віко-залежних дозових оцінок як важливого елемента розрахунку доз опромінення професіоналів та населення, що мешкає на забруднених територіях.

Обгрунтування і розробка системи вимірювання наднизьких рівнів активності у біопробах для визначення вмісту ТУЕ в організмі людини.

Обгрунтування можливості непрямої дозиметрії людини для ТУЕ на основі вимірювань вмісту ТУЕ в сечі.

Обгрунтування і експериментальне визначення фізичних параметрів газо-аерозольної суміші, що необхідні для коректних біокінетичних і дозиметричних розрахунків.

Обгрунтування і розрахунок дозових коефіцієнтів запасу, пов'язаних з невизначеністю вихідних даних і умов опромінення.

Порівняння внесків різних шляхів надходження ТУЕ в організм людини.

Проведення прямих і непрямих вимірювань фактичного вмісту ТУЕ в організмі мешканців забруднених територій. Інтерпретація і узагальнення даних.

Оцінка динаміки внеску різних ТУЕ в загальну дозу опромінення населення, що мешкає на забруднених територіях.

Наукова новизна одержаних результатів. 1. Вперше розроблено методичні основи спектрометрії альфа-випромінювання за допомогою твердотільних детекторів ядерного випромінювання (ТТДЯВ) типу CR-39, що дало можливість на 1 порядок знизити мінімально детектовану альфа-активність у біологічних зразках.

Кількісно показано, що модифікація радіобіологічних ефектів від внутрішнього опромінення гарячими частками (по відношенню до тієї же величини гомогенно розподіленої активності) може очікуватися тільки для крупних часток поза діапазоном інгалібельності. З іншого боку, показано, що чітко виражений максимум радіобіологічної дії трансуранових аерозолів припадає на субмікронний діапазон.

Вперше експериментально виявлено окрему субмікронну складову аерозолів всередині “Об'єкта “Укриття”. Подальше продовження досліджень окремої субмікронної складової аерозолів, виявленої всередині “Об'єкта “Укриття”, дозволить отримати нові фундаментальні знання 1) про фізико-хімічні і біокінетичні властивості цього невивченого класу аерозолів і 2) про механізми саморуйнування високоактивних трансуранових радіоактивних відходів (РАВ).

Обгрунтовано і розроблено повний набір параметрів для розрахунку доз внутрішнього опромінення, пов'язаного з інгаляційним надходженням, що дозволило реалізувати систему індивідуального дозиметричного контролю персоналу “Об'єкта “Укриття”.

Обгрунтовано набір і спосіб застосування коефіцієнтів запасу з метою індивідуального дозиметричного контролю внутрішнього опромінення персоналу в умовах невизначеностей вихідних даних. Розраховано значення коефіцієнтів запасу для інгаляційного надходження суміші радіонуклідів, включаючи ТУЕ. На основі отриманих коефіцієнтів запасу реалізовано методологію оперативного контролю внутрішнього опромінення на прикладі “Об'єкта “Укриття”.

На основі аналізу динаміки співвідношення окремих ТУЕ здійснено остаточну калібровку комплексної екологічної моделі, що включає у кінцевій ланці людину. Проведена калібровка надала підстави для корекції значення сумарного трансфер-фактора ТУЕ при переході з грунту в організм людини (для півночі України).

Узагальнено шляхи надходження ТУЕ в організм людини і їх внески у формування доз для населення, що мешкає на забруднених територіях. Проведено перспективну оцінку довгострокової динаміки внеску різних ТУЕ у загальну дозу опромінення.

Практичне значення одержаних результатів. 1. Енергетична роздільна здатність методу спектрометрії альфа-випромінювання за допомогою ТТДЯВ типу CR-39 в поєднанні з іншими його характеристиками забезпечує можливість ефективного застосування методу для вимірювань наднизьких активностей, наприклад, вмісту плутонію в організмі людини, у дослідженні зразків біопроб, у вимірюванні різних найчистіших конструкційних матеріалів, для детектування гарячих часток, спектрометрії радону і торону, дозиметрії нейтронного потоку та ін. Можливість застосування багатьох різноманітних методик дозиметричного контролю на базі єдиного інструментального підходу істотно збільшило б економічну ефективність від впровадження ТТД технології в практику радіаційної безпеки (РБ) АЕС і підприємств атомної промисловості України.

В рамках виконання державної програми дозиметричної паспортизації України розроблено єдиний методологічний підхід до радіологічного контролю довгоіснуючих ТУЕ на пізньому етапі аварії на ЧАЕС. У подальшому цей підхід може бути застосований для радіаційно-гігієнічного контролю якості радіаційно-ядерних технологій, що використовуються, на всіх етапах їх впливу на людину.

В процесі створення системи програмно-апаратної підтримки дозиметрії внутрішнього опромінення при проведенні робіт на “Об'єкті “Укриття” обгрунтовано і розроблено єдиний підхід до проведення індивідуального дозиметричного контролю внутрішнього опромінення персоналу. На основі запропонованого підходу розроблено і впроваджено в практику радіаційної безпеки “Об'єкта “Укриття” методичні вказівки “Методика розрахунку доз внутрішнього опромінення персоналу “Об'єкта “Укриття” (за результатами оперативного контролю)”. Отримані результати і напрацьований досвід може бути успішно застосований у ядерно-енергетичній галузі України.

Отримані в роботі довгострокові перспективні оцінки формування (як фактичних, так і прогнозних) доз населення від ТУЕ як радіологічні критерії можуть лягти в основу формування політики реабілітації територій Зони відчуження і безумовного (обов'язкового) відселення.

Апробація результатів. Результати дисертації подано більш ніж на 20 національних і міжнародних конференціях, частина з яких зазначена нижче: Конференция молодых ученых и специалистов НПО "Тайфун". Обнинск, апрель,1988; Всесоюзная конференция, посвященная проблемам Чернобыля. Обнинск, июнь,1988; Всесоюзное совещание, посвященное проблемам Чернобыля. Обнинск, июнь, 1988; 1-й Всесоюз. радиобиол. съезд: Тез. докл., Москва, 21-27 авг. 1989 г. - Пущино, 1989; Актуальн. вопросы радиац. медицины: Мат. респ. научн. конф., Киев, 15-19 окт. 1989; Symposium 'Environmental Contamination Following a Major Nuclear Accident', Vienna, 16-20 Oct 1989; Актуальн. проблемы ликвидации медицинских последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Украинск. научно-практич. конфер. Киев, 21-23 апреля 1992 г.; Актуальн. вопросы ретроспективной текущей и прогнозной дозиметрии облучения в результате Чернобыльской аварии. Укр. научн. конфер., Киев, 27-29 окт. 1992 г.; IAEA Research Programme on The Radiological Impact of Hot Beta-particles from the Chernobyl Fallout: Risk Assessment held in Sofia, Bulgaria, 6-10 September 1993; British and Irish Radiologist Societies Conf. held on 23-26 June 1994 at Dublin; 17th Internat. Conf. on Nuclear Tracks in Solids held on 16-20 August 1994 at the Joint Inst. for Nucl. Res., Dubna, Russia; Conf. of Internat. Committee of Radionuclide Metrology held on 15-19 May 1995 at Paris, France; Proc. of the 1^st intern. conf. "The radiological consequences of the Chernobyl accident" held at Minsk, Belarus on 18-22 March 1996; Intern. Symp. on Ionising Radiation: Protection of the Natural Environment held on May 20-24, 1996 at Stockholm, Sweden; "Plutonium Futures - The Science" Topical Conf. on Plutonium and Actinides, Santa Fe, New Mexico (USA), August 25-27, 1997; Чернобыльский семинар по фиторемедиации и преобразовании биомассы в энергию, 23-25 февраля 1998, Славутич, Украина; Международн. конф. “Укрытие-98” 24-27 ноября 1998 в г. Славутич; 7^th Intern. Conf. On Low Level measurements of Actinides and Long-Lived Radionuclides in Biological and Environmental Samples, Sept 21-25, 1998, Salt-Lake City, Utah, USA; Научн. конф. “Актуальные проблемы эпидемиологии и первичной профилактики медицинских последствий аварии на ЧАЭС”, г.Киев, 15-16 октября 1997 г., Киев, Чернобыльинтеринформ, 1999, с. 63-70; 5^th Intern. Conf. on Nuclear and Radiochemistry held at Pontresina, Switzerland on September 3-8, 2000; "Plutonium Futures - The Science" Topical Conf. on Plutonium and Actinides, Santa Fe, New Mexico (USA), July 10-13, 2000; Совместное заседание НКРЗ Украины и НТС при Государственном департаменте - Администрации Зоны отчуждения и безусловного (обязательного) отселения, 8 февраля 2001 года, г. Чернобыль.

Публікації результатів досліджень. Результати дисертації опубліковано: 1 - у монографії, 21 - у статтях в наукових журналах, 3 - у нормативних документах, 7 - у збірках наукових праць і матеріалів конференцій, 1 - у збірках тез наукових конференцій, 1 - препринт.

Структура роботи. Дисертація складається із вступу, семи розділів (які умовно можна поділити на три частини: I - літературний огляд та аналіз стану проблеми (розділи 1-2); II - теорія та методи дослідження, включаючи власні розробки (розділи 3-5); III - експериментальні результати та їх інтерпретація (розділи 6-7)), висновків та списку цитованої літератури. Дисертація викладена на 348 сторінках машинописного тексту і містить 90 таблиць і 90 ілюстрацій. Список використаних джерел включає 206 найменувань, у тому числі 122 зарубіжних.



Основний зміст роботи

Плутоній та інші ТУЕ відносять до списку найбільш токсичних, в тому числі і радіотоксичних речовин, які людина використовує у своїй діяльності. Висока радіотоксичність ТУЕ зумовлена їх органотропними властивостями і переважаючим типом ядерного випромінювання у вигляді альфа-часток.

Із-за своєї високої радіотоксичності сучасні (міжнародні і національні) нормативні рівні по надходженню ТУЕ в організм людини встановлено на настільки низькому рівні, що це робить утрудненим його прижиттєве виявлення в організмі людини навіть на рівні, що відповідає допустимій дозі.

У той же час плутоній є невід'ємною частиною ядерного циклу виробництва електроенергії - майже 40% енергії, виробленої тепловим реактором на урановому паливі, виробляється за рахунок поділу ізотопів плутонію, що накопичилися при “спалюванні” урану. При цьому динаміка енергоспоживання і розвитку світової енергетики не залишає у даний час альтернатив розвитку ядерній енергетиці.

Вищезазначене чітко визначає основну мету і коло задач даної роботи, що полягають в обгрунтуванні, розробці і застосуванні комплексу розрахункових, радіометричних і дозиметричних засобів і методів для підвищення ефективності радіологічного контролю техногенної компоненти довгоіснуючих альфа-випромінюючих трансуранових радіонуклідів як на пізньому етапі Чорнобильської аварії так і на всіх стадіях виробництва ядерної енергії.

Глобальні проблеми використання плутонію та інших ТУЕ

Тренд світових подій поставив міжнародне співтовариство перед новою серйозною проблемою - збільшенням накопичення плутонію, одержуваного як в цивільних, так і в військових ядерних програмах. Подвійність проблеми полягає в тому, що плутоній - цінне джерело енергії і предмет загальної пильної уваги із-за його потенційної небезпеки здоров'ю і можливого використання для виробництва ядерної зброї.

Для відповіді на питання про необхідність обороту плутонію спершу потрібно задатися питанням про структуру наявних джерел енергії людства. З метою класифікації доступних людству енергетичних ресурсів їх зручно поділити на дві категорії: первинні і вторинні ресурси. До первинних ресурсів відносяться ті форми енергії, що надходять у біосферу природним шляхом і можуть відразу ж використовуватись людиною. До вторинних ресурсів потрібно віднести форми енергії, перетворені з первинних ресурсів у форми довгочасного збереження (наприклад, кам'яне вугілля). Отже, вторинні джерела можуть використовуватися людиною через тривалий час після їх утворення. Важливо зазначити, що вторинні ресурси відносять до категорії непоновлюваних, що пов'язано з періодом їх формування за рахунок природних процесів, які відбуваються на протязі, як правило, багатьох мільйонів років. Первинні енергетичні ресурси можна поділити на наступні категорії:

зовнішні джерела:

сонячне и космічне випромінювання;

гравітаційна дія Сонця та Місяця;

внутрішні джерела:

внутрішнє тепло Землі;

обертання і гравітаційне поле Землі.

Щорічний оборот первинних енергетичних ресурсів згідно з цією класифікацією складає за категоріями:

сонячне випромінювання - 5.410²⁴ Джрік^_1;

внутрішнє тепло Землі - 10²¹ Джрік^_1;

гравітаційна енергія - 10²⁰ Джрік^_1.

Викопне паливо - вугілля, нафта, природний газ - відноситься до вторинних ресурсів, тому що воно є запасеною формою (в даному випадку сонячної) енергії. При такій класифікації уран, що використовується як ядерне паливо, відноситься до вторинних енергетичних ресурсів: він являє собою запасену з часів утворення Землі форму (в даному випадку ядерної) енергії.

Найбільш важливим енергетичним ресурсом людства у даний час є запаси викопного палива, що акумулювалися за останні сотні мільйонів років. Ці запаси містять біля 10²³Дж. Швидкість їх щорічного приросту за рахунок фосилізації складає приблизно 10¹⁷-10¹⁸ Джрік^_1. Проте, більша частина матеріалу, що складається з покладів рослинного і тваринного походження і є основою приросту викопних запасів, ніколи не стане придатна для комерційного (практичного) використання.

Історично за останні десятиліття спостерігається експоненційне зростання потреб людства в енергії. У 1954 р. загальне споживання енергії склало близько 10²⁰ Джрік^{_ 1}, збільшившись до 210²⁰ Джрік^_1 вже до 1969 р. Тобто подвоєння енергоспоживання, що відбулося, майже за 15 років еквівалентно щорічному приросту близько 4.7%. До 1999 року очікувалося зростання виробництва енергії до 810²⁰ Джрік^{_ 1}, а з врахуванням зменшення приросту населення Землі ця величина повинна була становити менше 510²⁰ Джрік^{_ 1}.

Чи можуть наявні запаси викопного палива, включаючи ще нерозвідані, забезпечити таку зростаючу динаміку потреб? Оцінки показують, що сумарний видобуток і споживання викопного палива до 2010 року може скласти 17510²⁰ Дж, що становить 17.5% від оцінених його запасів (10²³ Дж). Навіть при стабілізації споживання енергії на деякому рівні останніх років (скажімо, 510²⁰ Джрік^{_ 1}) цих запасів повинно вистачити на 165 років (це вторинні або ж непоновлювані енергетичні ресурси за винятком ядерної енергії).

Привабливою залишається ідея використання первинних, як правило, поновлюваних енергетичних ресурсів. Але їх обсяг строго обмежений, у першу чергу, енергією Сонця, яка досягає Землі. Другий ряд обмежень викликаний фундаментальними фізичними процесами, що використовуються під час утилізації цієї енергії. Отже, теоретично максимально можливий обсяг первинної енергії, яку людство може утилізувати, оцінюється на рівні 4.410²⁰ Джрік^{_ 1}. Цю величину можна розглядати швидше як верхню теоретичну границю для даної категорії енергоресурсів.

Якщо на початку своєї історії людина користувалась винятково первинними джерелами енергії і вони здавались у той час невичерпними, на даний момент одні ці ресурси не в змозі задовольнити енергетичні потреби людства. У процесі індустріально-промислового розвитку людство перейшло до широкомасштабного застосування вторинних енергетичних ресурсів.

Зазначені вище фундаментальні обмеження, що накладаються на енергоспоживання людства як первинними, так і вторинними (на основі вуглеводневого викопного палива) енергоресурсами, призвели до необхідності одержання енергії з альтернативних джерел. Таким джерелом на даний момент є ядерна енергетика. У даний час ядерна енергетика дає значний внесок у загальне виробництво енергії у світі. Наприклад, в Україні внесок ядерної енергетики на протязі кількох останніх років тримається на рівні 45%.

Відкриття і подальше використання плутонію й інших ТУЕ в ХХ сторіччі для військових і цивільних потреб призвело до широкого поширення цих матеріалів по Земній кулі як у контрольованій, так і в неконтрольованій формах. Так, за весь час ядерних випробовувань з 1945 р. по 1976 р. загальна потужність усіх здійснених атмосферних вибухів склала 230 Мт, в результаті чого в атмосферу було викинуто 13 ПБк активності ^239,240Pu, що рівнозначно приблизно 4 т плутонію. Чорнобильська аварія додала до цієї величини плутонію, що був викинутий в навколишнє середовище (тобто без врахування того, що знаходиться в “Об'єкті “Укриття”), менше 1%. Ядерні випробування безпосередньо над поверхнею землі також внесли значну кількість ТУЕ в біосферу. В результаті близько 4 ПБк плутонію розподілено по більше ніж 400 місцях ядерних випробовувань у США, Британії і Радянському Союзі між 1945 і 1963 рр.

До 80-х років 35 ПБк ²³⁸Pu і 0.026 ПБк ²³⁹Pu було запущено у космос. З них 40% - на тривалі орбіти, 50% на поверхню Місяця, Марса чи виведено за межі Сонячної системи і останні 10% повернулися на Землю в результаті аварійних випадків припинення польоту.

Радіонуклід ²⁴¹Am успішно застосовується в побутових і промислових детекторах диму. Сучасна конструкція такого детектора містить альфа-джерело у вигляді оксиду америцію активністю близько 20 - 40 кБк. У середині 80-х років щорічно продавалося близько 12 млн. таких детекторів і сумарна активність америцію в них склала до цього часу 315 ГБк.

Наприкінці 1997 р. у світі зберігалося більше 130 тис. тон відпрацьованого палива ядерних реакторів, що містить близько 1000 тон плутонію. Ще 170 тон виділеного плутонію знаходилось у сховищах цивільних переробних систем (близько 1/3 - у США і близько 2/3 у країнах колишнього СРСР) і біля 100 тон надлишкового плутонію з демонтованих боєголовок, не потрібних більше в оборонних цілях, планувалося вивільнити з військового сектора Росії і Сполучених Штатів.

Ризики від застосування плутонію як ядерної зброї можуть бути доповнені ризиками від негативного впливу ТУЕ на людину. Треба враховувати, що ТУЕ є переважно альфа-випромінювачами, і ту обставину, що інтенсивність їх транспорту за екологічними ланцюгами у навколишньому середовищі та біокінетичний транспорт в організмі людини істотно нижчі, ніж, наприклад, для цезію, стронцію і йоду.

Крім того ТУЕ, як правило, використовуються у високотехнологічних галузях, де рівень їх контролю досить високий. Наприклад, оцінки ризиків, наведені у літературі, показують імовірність надходження (витоку) плутонію з деяких основних джерел у біосферу (табл. 2). Самі по собі абсолютні цифри надходження в біосферу, які можна вивести з табл. 2 чи інших подібних даних, дають дуже малі значення середніх доз у перерахуванні на одного члена популяції. Підтвердженням цьому може бути розрахунок річної дози за 1998 рік від чорнобильських випадінь для мешканця Народицького району Житомирської області, де щільність таких випадінь на порядок вища від рівня глобальних випадінь. Розрахована величина цієї дози становитиме 3 мкЗв.

Проте важливо відзначити, що ТУЕ становлять суттєву небезпеку для здоров'я людини при безпосередньому потраплянні і наступному тривалому утриманні в організмі людини. Також важливо врахувати факт значної нерівномірності розподілу ТУЕ як дозоформуючого джерела. При такому підході виявиться “критична група”, вплив на яку від ТУЕ максимальний. До цієї групи, у першу чергу, можна віднести професіоналів, робота яких пов'язана з поводженням з ТУЕ в режимі нормальної експлуатації. Ризики в таких ситуаціях відносяться до контрольованих. В Україні ця категорія професіоналів включає насамперед частину персоналу “Об'єкта “Укриття” і деякі категорії працівників Зони відчуження.

Також до критичної групи відносяться категорії як професіоналів, так і населення, що потенційно можуть зазнавати впливу ТУЕ, які знаходяться у слабо контрольованому чи ж зовсім неконтрольованому стані. Ризики, яким піддаються люди в таких ситуаціях, відносяться до умовно контрольованих і пов'язані з:

радіаційними чи радіаційно-ядерними аваріями;

наявністю ТУЕ в біосфері у відносно доступній формі (місця минулих аварій, колишні військові полігони та ін.).

Так, наприклад, до такої критичної групи потрібно відносити населення, що зазнало додаткового опромінення в результаті випробовувань ядерної зброї чи в результаті Чорнобильської аварії.

Поділ ризиків на категорії контрольованих і неконтрольованих передбачає відмінність у підходах до управління цими ризиками, а також відмінність у нормативно-законодавчій базі, за якою оцінюються ці ризики.

Як було показано вище, самозабезпечення людства достатніми енергетичними ресурсами і запобігання при цьому надмірного глобального хімічного забруднення і парникового ефекту вимагатиме адекватного розвитку ядерно-енергетичного комплексу. У свою чергу, ця тенденція призводить до збільшення кількості персоналу виробництв, пов'язаних з ТУЕ. В межах України ця тенденція призводить до необхідності створення загальнонаціональної системи контролю плутонію в навколишньому середовищі і в людині.

Історично склалося так, що Україна на момент становлення своєї незалежності виявилась відрізаною від науково-технічного і промислового потенціалу колишнього Радянського Союзу, необхідного для створення подібної системи радіаційної безпеки. У цьому розумінні, подібні роботи в Україні є піонерськими і унікальними.

Труднощі створення системи радіаційно-дозиметричного контролю ТУЕ знаходять своє віддзеркалення в роботах, що проводяться у даний час на обєкті "Укриття" (ОУ). Унікальність ОУ полягає в тому, що вперше у світовій практиці проводяться роботи в умовах відкритого джерела випромінювання, яке містить велику кількість диспергованого ядерного палива. При проведенні таких робіт визначальним фактором формування дози внутрішнього опромінення є ТУЕ, внесок від яких у цю дозу може досягати 95%. Дисперговане паливо знаходиться всередині ОУ в слабко контрольованих умовах - за офіційно визнаними оцінками близько 10 т палива знаходиться всередині ОУ у вигляді нефіксованого пилу. Це, як показують розрахунки і практичний досвід, є потенційним джерелом високих рівнів надходження ТУЕ і відповідних їм високих доз.

Основною технічною проблемою радіаційного і дозиметричного контролю ТУЕ є складність їх кількісного визначення як під час контролю робочого середовища так і під час контролю індивідуального вмісту ТУЕ в організмі працівників. У світовій практиці на даний момент існують системи дозиметричного контролю ТУЕ такі як, наприклад, BNFL (Англія), “Маяк” (Росія), Хенфорд (США) та ін., що створювалися в цих країнах протягом десятків років в результаті інтенсивних наукових розробок на національному рівні (в Україні ці розробки не пройшли ще й половини свого шляху).

Характеристика джерела опромінення

Загальний баланс ТУЕ в результаті Чорнобильської аварії. В результаті атмосферного переносу радіоактивності великі території зазнали значного забруднення. На сьогодні площа територій Зони відчуження і безумовного (обов'язкового) відселення складає біля 4000 км² або біля 0.7% від всієї території України. Через 16 років після аварії до основних ТУЕ, що виявлені на даний момент в значущих кількостях, відносяться ізотопи плутонію-238-241, а також ²⁴¹Am і ²⁴²Cm. Уран являє собою суміш ізотопів урану-235 і -238, збагачену по ²³⁵U в 1.5-2 рази по відношенню до його природного складу. Крім того, із зазначених радіонуклідів ²³⁹Pu і ²³⁵U відносяться до ядерно-подільних матеріалів (ЯПМ).

В результаті руйнування 4-го блока Чорнобильської АЕС згідно з офіційними даними біля 3.5% палива реактора було викинуто до навколишнього середовища. Проведена в роботі оцінка розподілу альфа-випромінюючих ізотопів плутонію у 4-му блоці ЧАЕС після аварії і на найближчій території Зони відчуження, а також на території України, що зазнала забруднення, дасть величину викиду за межі блока до 10% , що у три рази вище офіційних даних.

ТУЕ і уран є високотоксичними та радіотоксичними елементами. При цьому із-за своїх великих періодів напіврозпаду ТУЕ, у першу чергу ²³⁹Pu (Т_1/2=24110 років) і ²⁴¹Am (Т_1/2=458 років), будуть визначати радіаційний стан на протязі багатьох поколінь.

Транспорт ТУЕ в навколишньому середовищі. Літературний огляд транспорту ТУЕ в навколишньому середовищі виділяє основні особливості, що визначають низьку міграційну швидкість ТУЕ. До цих особливостей відносяться знаходження ТУЕ у складі паливних гарячих часток (ПГЧ) і низькі величини значення коефіцієнтів переходу з грунту в рослини. Проте при цьому треба відзначити, що діапазон невизначеності коефіцієнтів переходу дуже широкий і досягає 6 порядків, що ускладнює отримання достовірних оцінок надходження ТУЕ з продуктами, які грунтуються винятково на розрахунках. Однак, незважаючи на широкий розкид оцінок у коефіцієнтах переходу, відзначено систематичне перевищення останніх для америцію у порівнянні з плутонієм приблизно на один порядок. Найбільш важливими дозооутворюючими рослинами є картопля і овочі. Вони формують до 40-60% (картопля) і 30% (овочі) сумарної пероральної дози ТУЕ.

Фізико-хімічні властивості ТУЕ. За своїми фізико-хімічними властивостями ТУЕ відносяться до важких високотоксичних металів. Серед них немає стабільних ізотопів. Переважний вид радіоактивності - альфа-розпад. ТУЕ мають широкий діапазон ступеня окиснення від +2 до +7. Гідроліз, полімеризація і утворення комплексних іонів мають важливе значення для характеристики поведінки ТУЕ. Гідроліз призводить до утворення полімерів і колоїдних часток. У водних розчинах всі позитивно заряджені іони мають тенденцію до гідратації. Більша частина таких іонів має здатність асоціюватися з іншими групами і утворювати комплексні іони. При проникненні ТУЕ в організм у вигляді стабільних комплексів, їх тенденція до гідролізу виявляється мінімальною, а поведінка в організмі істотно модифікується. Вони взаємодіють з різними біологічними лігандами, у тому числі білками, амінокислотами, фосфоліпідами, оксикислотами та іншими метаболітами, зокрема з сироватковим білком трансферином, що має більшу стабільність, сіалопротеїном кісток, з білком печінки (феритином), що містять залізо. Точні хімічні форми ТУЕ в різних компонентах харчових ланцюгів все ще не відомі. Але у той же час, очевидно, що хімічна форма актиноїдів є одним з основних факторів, що впливають на процеси всмоктування у шлунково-кишковий тракт (ШКТ).

Інструментальні та розрахункові методи дозиметрії внутрішнього опромінення

Теорія транспорту радіонуклідів в організмі. Для формалізації та алгоритмізації процесів транспорту радіонуклідів в організмі останній можна уявити у вигляді складної просторово і функціонально гетерогенної системи, що описується так званою камерною моделлю. Під узагальненим поняттям “камера” розуміється будь-яка частина біологічної системи або будь-який хімічний стан у ній стабільного елементу або його радіоактивного ізотопу. При такому визначенні, коли не робиться відмінностей між просторовою локалізацією і хімічною формою радіонукліду, можна вважати, що біологічна система складається з узагальнених камер.

Стан всієї системи описується вектором вмісту в кожній камері. Динаміка стану системи у матричній формі повністю описується за допомогою системи лінійних диференціальних рівнянь першого порядку:

,

де - так звана транспортна матриця (або -матриця), що визначається з елементів комунікаційної матриці . Недіагональні елементи (при ) комунікаційної матриці суть швидкість (інтенсивність, імовірність) переходу між різними камерами (станами), а діагональні елементи визначаються наступним чином:

,

де - константа радіоактивного розпаду радіонукліду, який розглядається; - зовнішня комунікаційна константа, тобто інтенсивність зовнішнього по відношенню до системи джерела (приймача) для -ої камери.

Система диференціальних рівнянь має розв'язок

.



Для відкритої стаціонарної системи встановлено зв'язок між зовнішніми потоками і внутрішніми фондами системи. Для систем, що знаходяться у стаціонарному стані, значення внутрішніх стаціонарних фондів і потоків однозначно визначувані, якщо дано -матрицю системи і величини зовнішніх потоків. Розглянуто фізичні і біологічні обмеження на системи, що накладаються на елементи - матриці. Камерні моделі, що описують біокінетичні процеси, можуть давати тільки стійкі розв'язки. Якщо в системі виникають коливання, то вони неодмінно затухаючі. Кінцевий найповільніший транспортний процес в системі розвивається за суто експоненціальним законом.

Дозиметрична модель людини. У зв'язку з тим, що формування дози внутрішнього опромінення визначається потоками радіонуклідів з навколишнього середовища до людини дозиметрична модель людини включає три основних рівня транспорт радіонуклідів з навколишнього середовища до людини (радіоекологічні моделі різних масштабів - від мезомасштабного атмосферного переносу до локального транспорту на робочому місці, на основі яких синтезуються моделі надходження);

транспорт радіонуклідів в організмі людини (біокінетичний транспорт радіонуклідів в організмі людини, що включає у тому числі і механічне переміщення, наприклад, часток аерозолів по стінках трахеї за допомогою війчастого епітелію);

транспорт і поглинання енергії ядерних випромінювань в організмі людини (з урахуванням взаємного опромінення органів, типу випромінювання - альфа-, бета- або гамма-, а також вагового внеску окремих органів і тканин в ефективну дозу).

На базі публікацій Міжнародної комісії з радіаційного захисту (МКРЗ) №№ 30, 60, 66 і 67 розроблено узагальнену блок-схему вік-залежного розрахунку доз внутрішнього опромінення людини (рис. 2). В свою чергу означена блок-схема стала основою для створення комп'ютерної програми для розрахунку динаміки вмісту заданого радіонукліду в усіх органах і тканинах, які розглядаються. Як інструмент реалізації узагальненої камерної моделі використовувався програмний засоб моделювання і аналізу складних динамічних систем Simulink Matlab версія 5.3.

В реалізацію включено моделі легень, ШКТ, системного метаболізму і власне дозиметричну модель. На основі цього інструментарію розроблено програмне забезпечення для розрахунку біокінетики і доз внутрішнього опромінення від інгаляційного, перорального і прямого (системного) надходження для основних радіонуклідів чорнобильського походження, що мають значення на пізньому етапі після аварії. Програмне забезпечення спроектовано таким чином, що дозволяє легко розширювати перелік радіонуклідів і при необхідності змінювати важливі параметри моделі. Результати тестового моделювання пройшли порівняння з результатами інших дослідних груп і показали задовільний збіг.

...