Проблеми дозиметрії внутрішнього опромінення людини трансурановими радіонуклідами

Згідно з рекомендаціями МКРЗ при розрахунку дози від дочірніх радіонуклідів, що утворилися в організмі в процесі радіоактивного розпаду, прийнято, що енергія їх розпаду вивільнюється у місці їх утворення. Це пов'язано з тим, що розрахунок біокінетики дочірніх радіонуклідів з урахуванням метаболізму материнських радіонуклідів є складною технічною задачею. Проте реалізована схема розрахунку біокінетики дозволяє подолати цю трудність і моделювати динаміку вмісту дочірніх радіонуклідів у всіх камерах і відповідно розраховувати більш реалістичну дозу від дочірніх радіонуклідів.

Розроблено графічний інтерфейс (рис. 3) для введення початкових умов (параметрів) розрахунку і запуску дозиметричної моделі, що дозволяє проводити розрахунки для цілого набору значень певного параметра в пакетному режимі. Як приклад на рис. 4 наведено залежність дозового коефіцієнта від аеродинамічного діаметра (АД) при однократному інгаляційному надходженні аерозолів, що містять ²³⁹Pu.

Величина і положення цього максимуму дещо варіює в залежності від типу системного надходження, фізичного навантаження і інших параметрів. Але при будь-яких умовах незмінним залишається розташування цього максимуму в субмікронному діапазоні.

У зв'язку зі специфікою Чорнобильської аварії, яка полягає в тому, що ТУЕ потрапили у навколишнє середовище в основному в складі паливних гарячих часток, важливо оцінити виходячи з радіобіологічних критеріїв застосовність використовуваних підходів для дозиметрії альфа- і бета-випромінюючих гарячих часток. В рамках роботи проводилися оцінки відносної радіобіологічної дії гарячих часток. На рис. 5 подано дозові коригуючі коефіцієнти для еквівалентної дози на легені від опромінення окремою гарячою часткою.

Як видно з рисунка, у діапазоні доз на легені у кілька мЗв спостерігається деякий максимум відносного радіобіологічного впливу бета-випромінюючих гарячих часток (верхня крива). Цей підйом можна пояснити більш високою імовірністю утворення злоякісних клітин тканини під впливом високих доз, тобто за рахунок квадратичного члена в залежності доза-ефект. Проте, фактор обмеженого часу контакту за рахунок направленого руху гарячої частки по трахеобронхіальному дереву знижує її бласттрансформуючу ефективність.

З іншого боку, по нижній кривій видно, що для альфа-випромінюючих часток відносна радіобіологічна ефективність їх впливу зменшується із збільшенням активності. Це зменшення викликане як некротизацією прилеглих клітин, так і самопоглинанням альфа-випромінювання в матеріалі частки. Розрахований поправочний коефіцієнт показує істотне зниження дози для відносно великих часток. Як видно з рис. 6, наведеного нижче, такі велики частки із зниженим рівнем радіобіологічного впливу (тобто починаючи з 0.01 мЗв) перевищують за розміром поріг інгалібельності (тобто є більшими 10 мкм).

Результати, наведені на рис. 5, дозволяють на рівні сучасних знань прийняти твердження про відносну незначущість гарячих часток як фактора внутрішнього опромінення при інгаляційному надходженні. Таким чином на перший план виходить радіобіологічний вплив субмікронної компоненти аерозолів при інгаляційному надходженні.

Практична реалізація формалізму МКРЗ стикається з двома технічними проблемами. Перша з них пов'язана з математично необгрунтованим переходом від АД до медіанного за активністю АД (АМАД) при розрахунку відкладення в бронхіальному і бронхіолярному відділах легень. Інша проблема виникає на етапі розрахунку ефективної дози і має відношення до врахування внеску так званої “решти” органів (remainder). Залежність остаточного значення ефективної дози від співвідношення між величинами і , строго кажучи, не дозволяє в принципі застосовувати підхід, що використовує дозові коефіцієнти для окремих радіонуклідів при розрахунку ефективної дози. Крім того, стрибкоподібна залежність, що застосовується при розрахунку еквівалентної дози на інші органи, сама по собі порушує такі важливі для практики властивості цієї величини (і, отже, ефективної дози) як лінійність і адитивність.

Метод визначення малих активностей трансуранових елементів у пробах виділень людини. Практично реалізованим методом прижиттєвого визначення вмісту плутонію і інших альфа-випромінюючих ТУЕ в організмі людини є вимірювання її виділень і, у першу чергу, добової екскреції сечі. При цьому виникає складність вимірювання малих кількостей ТУЕ у біологічних субстратах. Так, наприклад, якщо задатися чутливістю виявлення ТУЕ в добовій екскреції сечі, що відповідає 1/10 допустимого річного надходження, то це потребує вимірювання величини альфа-активності на рівні 10^_5 Бк на пробу. У такій ситуації традиційні методи радіометрії виявляються непридатними, що, у свою чергу, змушує шукати або розробляти альтернативні підходи.

У зв'язку з цим розроблено новий нетрадиційний клас спектрометрії альфа-випромінювання на основі ТТДЯВ типу CR-39. Пластик CR-39 (поліаліль-дигліколь карбонат) був відкритий невдовзі після закінчення другої світової війни. Завдяки твердості і прозорості цей матеріал традиційно використовується як замінник скла у лінзах і окулярах. У 1978 р. було виявлено, що CR-39 ідеальний твердотільний детектор ядерного випромінювання і, у першу чергу, альфа-випромінювання. При проходженні крізь пластик CR-39 альфа-частки створюють приховані руйнування молекул його полімеру. Ці руйнування можуть бути виявлені і збільшені після травлення пластику, наприклад, у розчині каустичної соди - NaOH (рис. 7).

В результаті проходження альфа-частки крізь товщу пластику CR-39 так званий латентний трек (тобто приховане руйнування полімерних молекул вздовж траєкторії альфа-частки) практично є відрізком прямої (AE) (рис. 8). При цьому довжина пробігу альфа-частки визначається її початковою енергією і середнім значенням гальмівної здатності для даного матеріалу детектора:

. (1)

Весь процес травлення кожного трека послідовно проходить у три стадії (на рис. 8 зображено перші дві з них):

конічна стадія - здійснюється травлення вздовж трека зі швидкістю (вершина конуса у точці D);

перехідна стадія - трек протравлено до кінця. Процес травлення стінок лунки у всіх напрямках відбувається вже зі швидкістю . Дно лунки являє собою частину поверхні сфері діаметром з центром у точці E;

сферична стадія - трек вже перетравлено настільки, що вся лунка трека набуває характерної сферичної форми, коли визначити діаметр закруглення практично неможливо.

Швидкість травлення вздовж трека більша, ніж швидкість травлення об'єму . Також залежить від у кожній окремій точці трека. У гіпотетичному випадку, коли постійна, фронт травлення вздовж трека має вигляд конуса. Вісь конуса співпадає з самим треком, і кут конуса можна знайти з наступного виразу:

. (2)

Рис. 8. Спрощена схема формування трека альфа-частки по мірі травлення пластику

Коли трек протравлено до кінця, тобто впритул до точки E, тоді повний час травлення можна виразити у вигляді двох доданків, а саме: час травлення латентного трека (від точки A до точки E) з середньою швидкістю і час травлення об'єму (з моменту досягнення кінця трека і до закінчення процесу травлення) зі швидкістю травлення об'єму :

. (3)

З формули (3) можна вивести просте лінійне співвідношення типу, пов'язавши пробіг альфа-частки з діаметром закруглення кінця трека :

. (4)

Таким чином, при заданому часі травлення довжину пробігу можна визначити тільки для треків, що знаходяться на перехідній стадії травлення, тобто коли параметр може бути визначеним. У подальшому відповідну енергію альфа-частки можна розрахувати з виразу (4) із використанням рівняння (1).

В результаті аналізу образу трека найбільш достовірна інформація може бути отримана лише для двох його параметрів. Це мала вісь трека і діаметр закруглення кінця трека (рис. 7). На рис. 9 окремими точками відкладені значення цих двох параметрів, виміряні для деякої кількості оброблених треків після опромінення детектора альфа-джерелом, що містить три ізотопи - ²³⁹Pu, ²⁴¹Am і ²⁴⁴Cm (з енергією 5.16, 5.49 і 5.81 МеВ, відповідно). Як видно з рисунка, точки групуються вздовж певних гладких кривих (майже прямих ліній), що добре розрізняються і відповідають кожній енергії альфа-випромінювання. У відповідності до виразу (4) більше значення при фіксованому відповідає меншій енергії альфа-випромінювання. Застосувавши конформне перетворення координат і підсумувавши відліки (точки) вздовж енергетичних діапазонів, що утворені відповідними ізолініями, можна отримати енергетичний спектр у традиційному представленні.

Ефективне застосування ТТД альфа-спектрометрії, зокрема, при вимірюванні понаднизьких активностей, грунтується на енергетичній роздільній здатності, що складає 2% для енергії 5.5 МеВ, і на дуже низькому фоні (одиниці треків на см² за рік). За рахунок спектрометричної роздільної здатності і низького фону, а також можливості проведення тривалої експозиції зразків мінімально детектована активність, що досягнута за допомогою ТТДЯВ типу CR-39 марки Tastrak за 2 місяці експозиції, склала 30 мкБк.

Незважаючи на те, що найбільш чутливим методом реєстрації довгоіснуючих ТУЕ є мас-спектрометрія, яка за нижньою межею реєстрації досягає практично недоступних для радіометрії рівнів вимірювань кількості речовини (10⁷ атомів ²³⁹Pu або 13 мкБк), у той же час показано, що існує ряд важливих для моніторингу радіонуклідів, таких як ²³⁸Pu і ²⁴¹Am, для яких навіть така висока чутливість реєстрації за масою недостатня із-за їх відносно короткого періоду напіврозпаду (Т_1/2=87.7 років і 432 роки, відповідно). Так, тому ж рівню реєстрації 10⁷атомів, але вже атомів ²³⁸Pu, відповідає активність цього ізотопу в 4 мБк, що приблизно на порядок гірше, ніж при добовій експозиції за допомогою напівпровідникового детектора (НПД) альфа-спектрометра. Таким чином, для радіонуклідів ²³⁸Pu і ²⁴¹Am найвищу чутливість з усіх відомих методів має ТТД альфа-спектрометрія.

Підсумовуючи переваги ТТДЯВ, треба відзначити, що ці детектори дешеві, легкі за вагою (частки грама), мають тривалу часову стабільність, негігроскопічні і відносяться до типу приладів пасивного накопичування (тобто без енергоспоживання). Енергетична роздільна здатність методу ТТД альфа-спектрометрії вкупі з іншими його характеристиками забезпечує можливість ефективного застосування методу для вимірювань наднизьких активностей, наприклад, вмісту ТУЕ у біопробах людини, а також 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 збільшить економічну ефективність ТТД технології при її використанні у практиці РБ АЕС і підприємств уранодобувної та уранопереробної промисловості.

Інші інструментальні методи, що застосовуються в дозиметрії внутрішнього опромінення трансуранових радіонуклідів. У практиці контролю концентрації радіоактивності в повітрі важливого значення набувають інструментальні методи отримання інформації з розподілу активності аерозолів за аеродинамічним діаметром. Найбільш розповсюджений прилад для сортування аерозолів за аеродинамічним діаметром часток - це каскадний імпактор. Більшість промислових імпакторів має робочий діапазон діаметрів часток у межах 0.5 < < 12 мкм. Незважаючи на те, що використання імпакторів підтверджене практикою радіаційного захисту у всьому світі, їх серйозним обмеженням є неспроможність аналізувати розподіл АД у субмікронному діапазоні. Саме в цій області дозовий коефіцієнт досягає свого абсолютного максимуму (рис. 4). Аналіз часток у субмікронному діапазоні потребує розвитку і застосування нових методів, що використовують альтернативні фізичні принципи збирання і вимірювання характеристик аерозолю.

З метою підвищення оперативності контролю внутрішнього опромінення персоналу ОУ розглянуто метод так званих парних ЛВЛ-вимірювань, запропонований канд. фіз.-мат. наук А.К.Сухоручкіним. Відзначено, що метод є практично єдиним, що дозволяє оперативно визначати вміст ¹³⁷Cs в організмі відразу ж після проведення робіт. При цьому відзначено, що вимоги до чутливості методу зростають по мірі збільшення кількості відвідувань об'єкта конкретним робітником. Аналіз розглянутих невизначеностей методу парних вимірювань разом з широким розкидом співвідношення ¹³⁷Cs/ТУЕ дає підстави рекомендувати цей підхід як допоміжний при проведенні індивідуального дозиметричного контролю (ІДК) внутрішнього опромінення. У зв'язку зі складністю задачі ІДК внутрішнього опромінення в умовах ОУ і відсутністю достатньо надійного для цієї мети єдиного методу, як вихід із ситуації, що склалася, пропонується застосування кількох альтернативних за своїми принципами, а отже взаємодоповнюючих, методів. Серед таких альтернативних методів контролю інгаляційного надходження ТУЕ в організм людини можна назвати застосування низькофонових скануючих ЛВЛ з можливістю вимірювання співвідношення ⁴⁰K/¹³⁷Cs вздовж профілю сканування і водночас високочутливі вимірювання плутонію і америцію у виділеннях людини.

Обгрунтування системи дозиметричного контролю внутрішнього опромінення в умовах “Об'єкта “Укриття”

Радіонуклідна композиція аерозолів “Об'єкта “Укриття”. З метою підвищення технологічності рутинних розрахунків доз внутрішнього опромінення від суміші радіонуклідів обгрунтовано введення референтної радіонуклідної композиції на основі існуючої кореляції активності окремих радіонуклідів між собою. Фіксація радіонуклідних співвідношень на протязі календарного року дозволяє діставати кількісну придатну для нормування внутрішнього опромінення інформацію про радіонукліди, яких недостає і які важко вимірювати, з їх відомого співвідношення до виміряних радіонуклідів. На основі літературного огляду і власних результатів запропоновано референтне відношення активності радіонуклідів суміші аерозолів ОУ до ^239+240Pu і референтна радіонуклідна композиція, приведені на початок аварії і на 1999 - 2003 рр. для основних дозоформуючих радіонуклідів (табл. 4). Як видно з таблиці, сумарний внесок активності альфа-випромінюючих ТУЕ на 2001 рік становить близько 1%. При цьому треба також відзначити зростаючий внесок активності ²⁴¹Am.

В результаті розгляду питань статистичної невизначеності співвідношень активності радіонуклідів для аерозолів ОУ показано, що кореляційний зв'язок найбільш значущий для ізотопів плутонію і убуває в наступному порядку: плутоній > ²⁴¹Am > ⁹⁰Sr > ¹³⁷Cs. Відкритим питанням залишається застосування співвідношення ¹³⁷Cs/^239+240Pu. Розрахунки показують, що з чотирьох вищезазначених компонент внесок ¹³⁷Cs у дозу внутрішнього опромінення мінімальний. Проте цей радіонуклід є репером загальної композиції, який найбільш точно ідентифікується і вимірюється. Тому, у зв'язку з загальною трудністю отримання оперативної інформації про основні дозоутворюючі радіонукліди (ТУЕ), дані по ¹³⁷Cs або по бета-компоненті в аерозолях обов'язково повинні бути використані при поточному контролі РБ. У той же час, в зв'язку з максимальною невизначеністю співвідношення ¹³⁷Cs / ТУЕ розрахунок індивідуальних доз внутрішнього опромінення не може бути оснований виключно на вимірюванні ¹³⁷Cs або бета-компоненти. Іншими словами, вимоги до високої надійності результатів контролю внутрішнього опромінення призводять до обов'язкового ведення контролю ТУЕ, а саме: 1) ²⁴¹Am при проведенні оперативного контролю повітряного середовища і 2) альфа-випромінюючих ізотопів плутонію і/або ²⁴¹Am при контролі методами непрямої дозиметрії.

Визначення типу системного надходження аерозолів ОУ. З метою розрахунку дозових коефіцієнтів при інгаляційному надходженні однією з істотних характеристик аерозолів є тип їх системного надходження. Особливо цей параметр важливий при інтерпретації результатів методами непрямої дозиметрії. Публікація 66 МКРЗ визначає лише загальні критерії по віднесенню речовини до того або іншого типу системного надходження. У той же час в Публікації пропонується, що (де тільки можливо) така інформація про параметри системного надходження радіонуклідів повинна бути отримана експериментально для конкретних умов. На цій підставі проведено літературний огляд зарубіжних експериментальних даних по визначенню параметрів системного надходження і наведено результати таких досліджень, що найбільш близько відповідають умовам ОУ.

МКРЗ рекомендує для окислів плутонію тип системного надходження - S, а для сполук америцію - M. На основі наведених даних найбільш вірогідно очікуваний тип системного надходження знаходиться між класами S і M. Більш висока очікувана розчинність пояснюється, по-перше, результатами модельних експериментів in vitro, де в більшості розглянутих випадків спостерігається більш високий рівень розчинності, ніж для класу S. По-друге, в результаті аварії ядерне паливо в реакторі знаходилось під впливом багатьох факторів (у першу чергу це підвищена температура, розгерметизація і контакт з атмосферним повітрям), що у підсумку повинно було призвести до утворення сполук кисню з ураном і ТУЕ з більш високою валентністю останніх (наприклад, U₃O₈), які, у свою чергу, мають більш високу розчинність.

У будь-якому випадку, у даний момент дається взнаки відсутність прямих експериментальних результатів, отриманих на аерозолях ОУ, для того щоб робити які-небудь остаточні висновки. Тому, у даний час ведеться постановка і заплановано виконання експерименту по визначенню параметрів розчинності аерозолів у модельних розчинах з наступним переносом отриманих даних на параметри розчинності аерозолів у респіраторному тракті людини. За основу такого експерименту прийнято досвід філії №1 Інституту Біофізики (м. Озерськ, відоме як Челябінськ-40, Росія) по забезпеченню дозиметричного контролю внутрішнього опромінення персоналу підприємства з переробки плутонію “Маяк”.

Розподіл активності аерозолів за аеродинамічним розміром. Наведений огляд даних по дисперсності аерозолів чорнобильського походження і безпосередньо аерозолів ОУ демонструє явний дефіцит результатів з вимірювань, проведених безпосередньо всередині ОУ. Крім того, для більшої частини вимірювань відсутня необхідна, супутня відборам, інформація. Наявна інформація не дає підстав для того, щоб зробити певний висновок про дисперсний склад аерозолів ОУ. За всіма наведеними даними діапазон АМАД складає 0.4 - 12 мкм. Проведений літературний огляд дозволяє зробити оцінку АМАД аерозолів ОУ у відсутності робіт. Найбільш імовірний (очікуваний) АМАД для цих умов знаходиться в діапазоні 2-6 мкм. Аналіз залежності стандартного геометричного відхилення (СГО) від АМАД за всіма наведеними чорнобильськими даними не підтверджує теоретичної залежності, наведеної в Публікації 66 МКРЗ. Наявні дані дають діапазон від 1.2 до 6. Крім того, фактичні розподіли, отримані за допомогою імпакторів, не мають явного логнормального характеру.

В рамках виконання роботи проведено власні відбори проб аерозолів у “Об'єкті “Укриття” за допомогою імпакторного обладнання. Результати вимірювань виявили систематичний високий внесок субмікронної фракції аерозолів. У зв'язку з цим було проведено порівняння різних методів обробки наборів даних імпакторних вимірювань. Серед розглянутих методів - метод імовірнісно-логарифмічної шкали, запропонований автором метод функції правдоподібності, нелінійна апроксимація сумою кількох логнормальних розподілів і відновлення найбільш імовірного вихідного розподілу з урахуванням функції утримання каскаду. Порівняння методів показало, що метод імовірнісно-логарифмічної шкали, який традиційно застосовується, значно применьшує внесок субмікронної компоненти і тому повинен бути доповнений альтернативними методами аналізу розподілу аерозолів. Результати апроксимації за допомогою суми кількох логнормальних розподілів показали, що практично у всіх отриманих наборах даних з розподілу аерозолів всередині ОУ спостерігалася окремо виражена субмікронна компонента (рис. 11). Внесок цієї субмікронної компоненти у сумарну активність аерозолів ОУ оцінюється у 35%.

Для врахування імовірнісного процесу осадження часток аерозолю на каскадах імпактора було розроблено підхід і проведено розрахунки по відновленню найбільш імовірного вихідного розподілу з урахуванням функції проскакування каскаду. Результати розрахунків показали, що різниця між розподілом, що спостерігається і відновленим, незначна в робочому діапазоні імпактора 0.5 - 10 мкм, що демонструє адекватність даного інструментального методу для аналізу розподілу аерозолю в означеному діапазоні.

Для оцінки впливу розподілу аерозолів на величину дозового коефіцієнта від інгаляційного надходження було проведено відповідні розрахунки, результати яких подано в табл. 5. Розрахунок із застосуванням референтних параметрів аерозолів ОУ було проведено за трьома схемами з використанням: 1) максимального значення дозового коефіцієнта по імпакторному діапазону, 2) середнього значення по імпакторному діапазону і 3) двокомпонентного логнормального розподілу з АМАД 0.17 і 2.9 мкм і внесками 35 і 65%, відповідно. Найбільш реалістична оцінка значення дозових коефіцієнтів для заданого типу системного надходження припускається між середньою і максимальною оцінкою за імпакторними діапазонами. Саме цьому критерію зваженості відповідає оцінка, отримана для двокомпонентного подання.

Підходи до контролю доз внутрішнього опромінення в умовах невизначеностей. Результати вимірювання концентрації радіоактивних речовин у повітрі, як правило, не можуть дати точної кількісної оцінки фактичного надходження. У кращому випадку результати таких вимірювань можуть служити для оцінки верхньої границі можливих значень індивідуальних доз внутрішнього опромінення. Така оцінка завжди носить імовірнісний характер і в силу специфіки об'єкта контролю супроводжується значною похибкою, що вимагає введення більших коефіцієнтів запасу для гарантії судження про безпечні умови праці:

. (5)

Серед цих коефіцієнтів є такі, які можна зарахувати до розряду апаратурних і тому порівняно точних. Але специфіка контролю радіоактивного забруднення повітря полягає в тому, що у формулі (5) присутні також і коефіцієнти перерахунку, пов'язані зі статистичною природою проміжних явищ переходу від фізичної величини, що вимірюється, до розрахункової величини .

З метою ведення ІДК внутрішнього опромінення в умовах невизначеностей величин, що вимірюються, розроблено і запропоновано підхід до контролю, виходячи з вимоги гарантованого неперевищення індивідуальної дози внутрішнього опромінення. З цією метою обгрунтовано структуру і конкретні значення коефіцієнтів запасу, а також спосіб їх застосування. Окрім цього введено величину попередньої дозової оцінки (ПДО) для використання при оперативному контролі внутрішнього опромінення.

Запропонований підхід значно поширює джерела вихідної інформації, придатної для отримання індивідуальних дозових оцінок, особливо при оперативному контролі. Таким чином, по мірі необхідності, можна розробити окремі методики, що використовують результати 1) контролю об'ємної концентрації аерозолів або же величин, що прямо пов'язані з нею, 2) інтегральної концентрації аерозолів, а також 3) активності, що відклалася (як в легенях або носовій порожнині людини, так і на різних поверхнях).

На основі запропонованого підходу розроблено і впроваджено у практику РБ ОУ методичні вказівки “Методика розрахунку доз внутрішнього опромінення персоналу “Об'єкта “Укриття” (за результатами оперативного контролю)”.

З огляду на те, що жоден з існуючих способів вимірювання вмісту радіоактивної речовини в повітрі робочого приміщення не може забезпечити прийнятної точності оцінки індивідуального внутрішнього опромінення, головним критерієм оцінки опромінюваності персоналу є прямі вимірювання вмісту речовин в організмі, так званий основний контроль.

Основний контроль внутрішнього опромінення повинен включати в себе прямі і/або непрямі вимірювання вмісту радіоактивності в тілі людини. При цьому в умовах “Об'єкта “Укриття” основна увага повинна приділятися контролю ТУЕ як основній складовій дози внутрішнього опромінення. Такий контроль може грунтуватися на наступних видах вимірювання:

важкорозчинної компоненти ¹³⁷Cs, супутньої ядерному паливу, у легенях людини (пряма радіометрія);

гамма-випромінювання ТУЕ, у першу чергу, ²⁴¹Am (пряма радіометрія, застосовується у випадку аварійно високих рівнів надходження);

концентрації ТУЕ у добовій екскреції сечі людини (непряма радіометрія вмісту).

У будь-якому вищенаведеному випадку потрібно буде враховувати біокінетику ТУЕ в організмі людини, тому схема основного ІДК внутрішнього опромінення буде мати вигляд згідно з рис. 13. Важливою особливістю запропонованої схеми є нерозривний зв'язок методів і результатів оперативного і основного контролю, що істотно підвищує в цілому надійність контролю внутрішнього опромінення.

Підходи до контролю внутрішнього опромінення населення трансурановими елементами

Порівняльний аналіз накопичення америцію і плутонію. Динаміка формування доз через 16 років після аварії демонструє неухильне відносне зростання внеску внутрішнього опромінення. Структура доз внутрішнього опромінення також зазнає постійних змін. На першу позицію за останні роки виходить ⁹⁰S. За ним, з точки зору тривалої перспективи, все більшу роль починають відгравати ТУЕ (ізотопи плутонію і ²⁴¹Am). У даний момент по відносному приросту очікуваного внеску у внутрішнє опромінення від ТУЕ на першому місці знаходиться ²⁴¹Am. Очікується, що у найближчі роки ²⁴¹Am перевищить річну дозу від ізотопів плутонію. Проте, за винятком нечисленних робіт з прогнозу динаміки вмісту і доз, досі практично всі роботи по вивченню вмісту ТУЕ в організмі людини були присвячені плутонію.

Глобальні і Чорнобильські випадіння є основними джерелами двох якісно різних типів надходження для населення України - інгаляційного і перорального. Такі фактори як динаміка випадінь, їх результуюча щільність і співвідношення радіонуклідів визначають надходження ТУЕ в організм людини. На основі існуючих даних прийнята в роботі модель надходження подана наступним чином:

Для осіб, народжених у 1961 році, відбувалося початкове інгаляційне надходження від глобальних випадінь, що далі розглядається як однократне (у порівнянні з тривалістю життя) надходження у 1961 році. Після цього надходження відбувалося пероральним шляхом з продуктами харчування. Приймалося, що воно почалося у 1961 році відразу після випадіння аерозолів на грунт і тривало все життя.

Первинне інгаляційне надходження від Чорнобильської катастрофи розглядається як однократне надходження у 1986 році. Аналогічно глобальним випадінням відбувалось постійне пероральне надходження з продуктами харчування вже від чорнобильських випадінь.

Додатково відбувалося постійне інгаляційне надходження як від чорнобильських випадінь, так і від глобальних, пов'язане з вторинним вітровим підніманням часток, що випали. Це надходження дасть незначний внесок у вміст ТУЕ в скелеті - менше 0.1%.

Оцінка надходження плутонію в організм людини традиційно проводиться за даними забруднення території (так званий радіоекологічний підхід). У випадку перорального надходження такий підхід очевидний, і для зв'язку надходження і щільності забруднення використовується так званий трансфер-фактор (ТФ) грунт-раціон. У випадку ж інгаляційного надходження такий підхід грунтується на тому, що розрахунок величин надходження і щільності утвореного забруднення в результаті проходження радіоактивної хмари може бути проведений ідентичним способом з залученням величин середньої концентрації радіоактивних аерозолів і часу, на протязі якого відбувалися випадіння, наступним чином:

, (6)

де - швидкість легеневої вентиляції людини, м³год^_1 і - середня швидкість осадження аерозолів, см³с^_1. За допомогою рівнянь (6) можна встановити лінійне співвідношення між поверхневою щільністю грунтових випадінь і величиною інгаляційного надходження для індивідуума, що знаходився на цій території:

. (7)

Таким чином, це надходження (Бк) розраховується з формули:

, (8)

де фактична щільність грунтових випадінь взята в Бкм^-2 і розрахунок множника дає значення 0.0021 м².

Проведений порівняльний аналіз динаміки накопичення ²⁴¹Am і сумарної активності альфа-випромінюючих ізотопів плутонію в скелеті людини підтверджує провідну дозоутворюючу роль америцію серед ТУЕ на пізньому етапі аварії. Більш точне кількісне визначення відносного і абсолютного внесків окремих компонент ТУЕ можна отримати в результаті подальших досліджень з використанням автопсії кісткової тканини людини.

Отримано перші дані пілотного проекту по співвідношенню америцію і плутонію в скелеті людини на території з високим рівнем чорнобильського забруднення (740 Бкм^-2 за сумарною активністю альфа-випромінюючих ізотопів плутонію). Показано, що вміст ²⁴¹Am в скелеті більше ніж у 2 рази перевищує вміст альфа-випромінюючих ізотопів плутонію. Більш високе співвідношення ²⁴¹Am і альфа-випромінюючих ізотопів плутонію в скелеті людини пояснюється істотно більшим внеском кореневого надходження у загальний вміст за умови більше 1.

Ретроспективна декомпозиція надходження плутонію. Ізотопний склад плутонію істотно відрізняється для чорнобильських і глобальних випадінь (табл. 6). На основі цієї стійкої відмінності було запропоновано метод ретроспективної декомпозиції надходження плутонію в результаті глобальних випадінь і Чорнобильської аварії на базі аналізу ізотопного співвідношення. Як найбільш характерне бралося відношення активності ²³⁸Pu/^239+240Pu.

Для визначення внесків різних джерел у надходження плутонію в організм людини за допомогою аналізу автопсійного матеріалу було отримано дані по вмісту в скелеті плутонію у мешканців Овруцького району Житомирської області. У зв'язку з тим, що вміст ізотопу ²³⁸Pu у пробах не вдалося виявити за допомогою НПД альфа-спектрометрії за 2-5 діб експозиції, був застосований авторський метод ТТД альфа-спектрометрії. За допомогою ТТД альфа-спектрометрії в результаті 2-х місячної експозиції виміряли вміст ²³⁸Pu. Середній внесок активності ізотопу ²³⁸Pu у сумарну активність ^238,239,240Pu - склав 0.140.03, що еквівалентно вмісту чорнобильської компоненти в дослідному зразку - 35%. На основі цього розраховувалося інгаляційне надходження для паливної і глобальної компонент сумарної активності ^239,240Pu і , що склало 4.2 і 8.1 Бк, відповідно. Дані, основані на вимірюванні автопсії кісткової тканини людини, порівнювалися з оцінкою надходження плутонію з даних по забрудненню території (радіоекологічний підхід).

Істотна відмінність у внесках від глобального і чорнобильського джерел плутонію, отримане на підставі вимірювання автопсії людини і радіоекологічного підходу, призводить до корисних припущень і висновків. Так, спостережуваний підвищений внесок від глобального джерела в накопичену активність у кістковій тканині може означати недооцінку шляхів хронічного надходження, передусім за харчовими ланцюжками. Спостережуване співвідношення ізотопів плутонію в умовах домінування хронічного шляху надходження призводить до наступних припущень про його можливі причини:

Вміст у скелеті як функція від часу з моменту початку надходження повинен мати так званий “надлінійний” характер, тобто швидкість надходження повинна зростати з часом з моменту випадіння. Такий вигляд функції вмісту можливий в основному за рахунок позитивної динаміки зростання коефіцієнта переходу “грунт-продукти харчування”.

Коефіцієнт переходу “грунт-продукти харчування” для глобальних випадінь істотно перевищує (приблизно на порядок) ту ж величину для чорнобильських випадінь.

Наведених фактичних даних з ізотопного складу плутонію в автопсії кісткової тканини людини поки що не достатньо для остаточного підтвердження однієї з гіпотез: або про зростаючу динаміку зростання коефіцієнта переходу для плутонію, або про більш високий коефіцієнт переходу “грунт-продукти харчування” для глобальних випадінь. Проте, важливо зазначити, що застосований метод аналізу ізотопних співвідношень як альтернативний підхід придатний для верифікації інших методів і моделей і, в будь-якому випадку, накладає надійні обмеження на їх результати.

Відновлення інгаляційних доз ліквідаторів від паливної компоненти. На основі проведених порівнянь вимірювань і розрахунків вмісту ТУЕ в організмі людини запропоновано і обгрунтовано підхід до ретроспективного відновлення індивідуальних доз внутрішнього опромінення від інгаляційного надходження на ранньому етапі аварії на ЧАЕС за допомогою інструментального методу. Подано оцінки чутливості методу ретроспективного відновлення доз внутрішнього опромінення від інгаляційного надходження на ранній стадії аварії на ЧАЕС для різних АМАД і нуклідного складу. Запропонований підхід можна реалізувати для підтримки епідеміологічних програм з ретроспективної дозиметрії ліквідаторів, евакуйованого населення та інших категорій опромінених, що отримали основну частину дози у перші дні і тижні після аварії на ЧАЕС.

Як видно з таблиці, метод дозволяє визначати дози понад 30-40 мЗв для повної чорнобильської суміші, що відповідає сумарній інгальованій активності понад 3_5 МБк.

Модель паспортних доз від ТУЕ для території України. На основі літературних і власних даних, розроблених розрахункових методів та за результатами порівняння розрахункових і фактичних даних вимірювань різних об'єктів розроблено паспортну модель формування доз від трансуранових елементів для використання при паспортизації території України.

Модель враховує складну структуру надходження ТУЕ, що включає до себе:

радіонукліди: альфа-випромінюючі ізотопи плутонію (238, 239, 240); ²⁴¹Pu як джерело органогенного ²⁴¹Am;

джерело: глобальні і чорнобильські випадіння;

тип надходження: інгаляційний від первинних випадінь і процесів дефляції грунту; пероральний - біологічно доступні форми та поверхневе забруднення.

З використанням даної дозиметричної моделі проведено прогноз очікуваної ефективної дози населення і внеску різних її компонент за рахунок наступних основних факторів:

зовнішнє гамма-опромінення від радіоактивних випадінь ¹³⁷Cs на грунт;

внутрішнє опромінення від ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr, що надходять в організм із забрудненими продуктами харчування, а також в результаті інгаляційного надходження внаслідок вторинного вітрового піднімання;

внутрішнє опромінення від трансуранових радіонуклідів, що надійшли в організм за рахунок факторів, перерахованих у пункті 2.

Показано, що внесок у річну “чорнобильську” дозу, пов'язаний з надходженням ТУЕ, складе 50% через 50 років після аварії, тобто приблизно у 2035 р.. При цьому сумарна доза за цей період зменшиться більше, ніж на порядок. Фактично перерозподіл джерел доз відбувається за рахунок зменшення внеску дози від ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr і при цьому навіть деякого збільшення внеску дози від ТУЕ за рахунок ²⁴¹Am.

Висновки

За допомогою розробленого в роботі комплексу розрахункових, радіометричних і дозиметричних засобів та методів, а також проведеного за допомогою цього комплексу аналізу отриманих експериментальних даних по концентрації і фізико-хімічних формах трансуранових радіонуклідів в різних обєктах навколишнього середовища та в організмі людини був ідентифікований та вирішений ряд ключових проблем дозиметрії внутрішнього опромінення людини цими радіонуклідами, що дозволило обгрунтувати єдину концепцію системи контролю довгоіснуючих альфа-випромінюючих трансуранових радіонуклідів і практично реалізувати основні елементи цієї системи.

Трансуранові радіонукліди є головним чинником формування доз внутрішнього опромінення критичних груп професійних контингентів підприємств Зони відчуження за рахунок інгаляції на пізньому етапі Чорнобильської аварії. Так річна доза внутрішнього опромінення персоналу на майданчику “Об'єкта “Укриття” при відсутності активних робіт може досягати 400 мкЗв на рік винятково за рахунок інгаляції аерозолів. Водночас у річній дозі внутрішнього опромінення від трансуранових радіонуклідів середньостатистичного мешканця півночі Житомирської області (6 мкЗв) внесок інгаляційної компоненти складає лише 5%.

Високий вміст субмікронної компоненти у складі промислових радіоаерозолів, що містять трансуранові радіонукліди, може призводити до ефекту від 4- до 10-кратного зростання доз опромінення персоналу у порівнянні з дозоутворюючою здатністю референтних розподілів аерозолів, аеродинамічний медіанний по активності діаметр яких прийнятий рівним 1 і 5 мкм.

Модифікація радіобіологічного ефекту (у порівнянні з ефектами гомогенного опромінення легенів) виникає для так званих “гарячих” часток Чорнобільського походженя з високою питомою активностю, аеродинамічний діаметр яких більший за 30 мкм. Радіоаерозолі таких розмірів відносяться до класу “неінгалібельних”і повинні розглядатися як точкове джерело зовнішнього контактного альфа- і бета-опромінення.

Новий принцип спектрометрії альфа-випромінювання, що розроблений і реалізований в рамках даного дослідження, грунтується на використанні твердотільного трекового детектора ядерного випромінювання (ТТДЯВ) типу CR-39, що дозволило (за рахунок покращанної енергетичної роздільної здатності методу у 2% для енергії альфа-часток у діапазоні 4-6 МеВ) знизити мінімально детектовану альфа-активність до 510^-5 Бк. 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, парметри системного надходження аерозолів, розподіл активності аерозолів по аеродинамічному діаметру, ефективність засобів індивідуального захисту органів дихання.

Довірчий інтервал дозових оцінок (замість значень “точкових” середніх доз, що застосовувалися раніше) за допомогою отриманого в роботі набору необхідних і достатніх коефіцієнтів запасу (діапазон від 3 до 375) дозволяє отримати верхні значення доз в залежності від умов середовища і технології контролю. На базі цих коефіцієнтів в регламенті оперативного дозиметричного контролю внутрішнього опромінення використовується нова величина - “попередня дозова оцінка” (ПДО), що практично відображає вимогу до гарантованого неперевищення дозою допустимих (або контрольних) рівнів.

Пряме визначення вмісту ізотопів плутонію і ²⁴¹Am в скелеті людини дозволило здійснити калібровку екологічної моделі транспорту трансуранових елементів (для північних регіонів України). Отримане в результаті скоректоване значення узагальненого трансфер-фактора, що використовується у цій моделі (коефіцієнт переходу трансуранових елементів “грунт - організм людини”), виявилося вищим у 8 разів, ніж рекомендовані середні значення. Показана зростаюча динаміка відносного внеску трансуранових елементів чорнобильського походження у сумарну річну дозу опромінення населення за рахунок розпаду ¹³⁷Cs і ⁹⁰Sr, а також накопичення активності ²⁴¹Am. Цей внесок (для мешканців півночі Житомирської області) може досягти 50% до 2035 р., причому внесок власне ²⁴¹Am складе 43%, з них 95% - за рахунок перорального надходження.

Список опублікованих праць за темою дисертації

1. Бондаренко О.А. Методы изучения формирования доз облучения от трансурановых элементов.- К.: Наукова Думка, 1998.- 134 с.

2. Бондаренко О.А. Особенности формирования доз от ТУЭ для жителей территории Зоны отчуждения //Проблемы Чернобыльской зоны отчуждения.- 1998.- Вып. 5.- С. 88-97.

3. Пути практической реализации индивидуального дозиметрического контроля внутреннего и внешнего облучения при проведении работ на Объекте “Укрытие” (ОУ) /Лихтарев И., Корнеев А., Бондаренко О., Берковский В., Чумак В., Дмитриенко А. //Проблемы Чернобыля: Науч.-технич. сб. - 1999- Вып. 5.- С. 109-116.

4. Бондаренко О.О., Арясов Б.Б., Циганков М.Я. Порівняльний аналіз накопичення америцію та плутонію в організмі людини в результаті Чорнобильської аварії //Довкілля та здоров'я.- 1999.- № 3 (10).- С. 46-50.

5. Особенности интерпретации результатов косвенной дозиметрии ⁹⁰Sr при оценке уровней поступления радиостронция работникам Объекта “Укрытие” /Репин В.С., Новак Н.Ю., Бондаренко О.А., Цыганков Н.Я., Розумный В.П. //Проблемы Чернобыля: Науч.-технич. сб.- 1999- Вып. 5.- С. 374-378.

6. Ліхтарьов І., Ковган Л., Бондаренко О. Чи є майбутнє у зони відчуження й відселених територій? (Погляд радіолога) //Бюл. екол. стану зони відчуження та Зони безумовного (обов'язкового) відселення.- 2000.- №15.- С. 44-49.

7. Розумный В.П., Бондаренко О.А. Оптимизация радиационной защиты //Проблемы Чернобыля: Науч.-техн. сб. Вып. 7 /НАН Украины, МНТЦ "Укрытие".- Чернобыль, 2001.- С. 79-82.

8. Бондаренко О.О. Глобальні перспективи використання плутонію та проблеми дозиметрії трансуранових елементів //Бюл. екол. стану зони відчуження та Зони безумовного (обов'язкового) відселення.- 2001.- № 4.- С. 62-66.

9. Do Chernobyl Particles Represent a Public Health Hazard? /I.A.Likhtariov, V.S.Repin, O.A.Bondarenko, S.Ju.Nechaev //Risk Assessment: Working Material for the IAEA Research Programme on The Radiological Impact of Hot Beta-particles from the Chernobyl Fallout, Sofia, Bulgaria, 6-10 September 1993.- Vienna: J1-RC-478.2, IAEA, 1994.- Р. 1-81.

10. The Distribution of ²¹⁰Po at Endosteal Surfaces of Bone from Canadian Caribou /Salmon P.L., Henshaw D.L., Bondarenko O.A., Thomas P.A., McDonald C.R. and Goodall C. // Int. J. Radiat. Biol.- 1995.- № 68 (6).- Р. 655-662.

11. Radiological Effects After Inhalation of Highly Radioactive Fuel Particles Produced by the Chernobyl Accident /I.A. Likhtariov, V.S. Repin, O.A. Bondarenko, S.Ju. Nechaev //Radiat. Protect. Dosimetry.- 1995.- Vol. 59, № 4.- Р. 247-254.

12. The Method of Simultaneous Size and Activity Measurement of Alpha Emitting Hot Particles Using Multiple Track Analysis of Solid State Nuclear Track Detectors / O.A. Bondarenko, D.L. Henshaw, P.L. Salmon, A.N. Ross //Radiat. Meas.- 1995.- Vol. 25, № 1-4.- Р. 373-376.

13. Hot Particle Factor in Radiation Dose Formation after the Chernobyl Accident /O.Bondarenko, V.Demchuk, V.Tepikin, V.Nagorsky //The radiological consequences of the Chernobyl accident: Proc. of the 1st intern. conf., Minsk, Belarus on 18-22 March 1996.- Brussels-Luxembourg: ECSC-EC-EAEC, 1996.- Р. 547-550.

14. Possibility of monitoring internal irradiation doses in the heavily contamibated Zone at the late stage of Chernobyl accident /Repin V.S., Bondarenko O.A., Novak N.Yu., Tsygankov N.I., Aryasov B.B. //Radiat. Prot. Dosimetry.- 1998.- Vol. 79, № 1-4.- Р. 183-186.

15. Performance of Alpha Particle Spectroscopy Using a TASTRAK Detector /Bondarenko O.A., Salmon P.L., Henshaw D.L., Fews A.P. and Ross A.N. //Radiat. Meas.- 1996.- Vol. 26, № 1.- Р. 59-64.

16. Peculiarities of dose formation from alpha-emitting aerosol /Berkovski V., Bondarenko O., Bonchuk Y., Ratia G., Onishchuk Y. //Radiat. Prot. Dosimetry.- 1998.- Vol. 79, № 1-4.- Р. 387-390.

17. Salmon P.L., Bondarenko O.A., Henshaw D.L. DOSE210, A Semi-empirical Model for Prediction of Organ Distribution and Radiation Doses from Long Term Exposure to ²¹⁰Pb and ²¹⁰Po //Radiat. Prot. Dosim.- 1999.- № 82 (3).- Р. 175-192.

18. Application of SSNTD for maintenance some aspects of radiation and nuclear safety of the Sarcophagus /Bondarenko O.A., Korneev A.A., Onishchuk Yu.N., Berezhnoy A.V., Aryasov P.B., Antonyuk D.V., Dmitrienko A.V. //Radiat. Meas.- 1999.- № 30.- Р. 709-714.

19. Alpha-Particle Doses to Cells of the Bone Remodelling Cycle from Alpha-Particle-Emitting Bone-Seekers: Indications of an Antiresorptive Effect of Actinides /P.L.Salmon, Y.N. Onischuk, O.A. Bondarenko, L.E.Lanyon //Radiat. Research.- 1999.- Vol. 152, № 6.- Р. S43-S47.

20. Bondarenko O.A., Aryasov B.B., Tsygankov N.Ya. Evaluation of the plutonium content in the human body due to global and chernobyl fallout / J. Radioanal. Nucl. Chem.- 2000.- Vol. 243, № 2.- Р. 205-209.

21. An approach to retrospective decomposition of Plutonium intake in result of the global fallout and the Chernobyl accident based on isotope analysis /O.Bondarenko, Yu.Onishchuk, D.Melnichuk, N.Tsygankov //Nuclear and Radiochemistry, PSI, 2000.- Vol. 2.- Р. 440-443.

22. Low level measurement of plutonium content in bioassay using SSNTD alpha spectrometry /Bondarenko O.A., Onishchuk Yu.N., Berezhnoy A.V., Aryasov P.B., Antonyuk D.V. /J. Radioanal. Nucl. Chem..- 2000.-Vol. 243, № 2.- Р. 210-215.

23. Analysis of aerosol distribution inside the object Shelter. Plutonium Futures - The Science /O.A.Bondarenko, P.B.Aryasov, D.V.Melnichuk, S.Y.Medvedev //American Institute of Phys. Proc. /Ed. by K.K.S. Pillay and K.C. Kim.- Springer-Verlag NY.- 2000.- Vol. 532.- Р. 315-321.

24. Analysis of aerosol distribution inside the object “Shelter” at the Chornobyl nuclear reactor site /O.A.Bondarenko, P.B.Aryasov, D.V.Melnichuk, S.Yu.Medvedev //Health Phys.- 2001.- Vol.21, N 2.- P. 114-123.

25. Сухоручкин А.К., Бабенко В.В., Бондаренко О.А. Алгоритмы расчета ингаляционного поступления ¹³⁷Cs по результатам измерений его содержания в организме: Препр. /НАН Украины. Межотрасл. науч.-техн. центр "Укрытие", 01-1.- Чернобыль, 2001.- 13 с.

26. Подход к восстановлению и верификации индивидуальных доз внутреннего облучения участников ликвидации аварии на ЧАЭС /О.А. Бондаренко, Д.В. Мельничук, И.М. Несмиян, В.Г. Рынденко /Тез. докл. 3-й междунар. конф. "Медицинские последствия чернобыльской катастрофы: итоги 15-летних исследований" 4-8 июня 2001 г., Киев, Украина //Междунар. журнал радиац. медицины.- 2001.- Т. 3, № 1-2.- С. 167.

27. Репин В.С., Бондаренко О.А., Фризюк М.А. Ретроспективная оценка доз бета-облучения кожи и хрусталика глаза //Актуальные вопросы ретроспективной текущей и прогнозной дозиметрии облучения в результате Чернобыльской аварии: Материалы укр. науч. конф., Киев, 27-29 окт. 1992 г. - К., 1993.-С. 111-117.

28. Проблемы дозиметрии и оценка риска, связанные с ингаляцией топливных частиц /Репин B.C., Бондаренко O.A., Нечаев С.Ю., Быкорез А.И., Кононенко Л.И. //Актуальные вопросы ретроспективной текущей и прогнозной дозиметрии облучения в результате Чернобыльской аварии: Материалы укр. науч. конф., Киев, 27-29 окт. 1992 г.- K., 1993.- С. 23-34.

29. Бондаренко О.А. Дозиметрические критерии реализации проекта //Материалы Чернобыльского семинара по фиторемедиации и преобразовании биомассы в энергию, Славутич, Украина, 23-25 февраля 1998 /PNNL, Министерство Энергетики США.- 1998.- С. 123-132.

30. Оценка возможности мониторинга доз внутреннего облучения в зоне отчуждения на позднем этапе Чернобыльской аварии /Репин В.С., Бондаренко О.А., Новак Н.Ю., Цыганков Н.Я., Арясов Б.Б. //Актуальные проблемы эпидемиологии и первичной профилактики медицинских последствий аварии на ЧАЭС: Материалы науч. конф., Киев, 15-16 окт. 1997 г.- К.: Чернобыльинтеринформ, 1999.- С. 63-70.

31. Cost-effective Alpha Activity Monitoring in Lakes and Rivers Using TASTRAK (CR-39 type) alpha track detectors /Salmon P.L., Arshavskiy D.S., Brown J., Bondarenko O.A., Bollinger T. //Report of the European Environmental Research Organisation.- Vienna, 1995.- Р. 213-217.

32. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97) /МОЗ України.- Київ, 1997.- 121 с.

33. Методика расчета доз при ингаляционном поступлении радионуклидов от техногенных источников с применением импакторов: Метод. рекомендации.- Киев: Чернобыльинтеринформ, 1996.- 16 с.

34. Методика расчета доз внутреннего облучения персонала “Объекта “Укрытие” (по результатам оперативного контроля): Метод. указания /Научн. рук. О.А.Бондаренко /НАЭК, ОП ЧАЭС, “Объект “Укрытие”.- 2000.- 25 с.

Размещено на Allbest.ru