Дозы облучения - патология органов дыхания у ликвидаторов аварии на чаэс

Исходные данные

Наиболее острой проблемой в общем комплексе проблем ликвидации последствий аварии (ЛПА) на Чернобыльской АЭС для России является задача восстановления и верификации доз облучения участников ЛПА 1986—1987 гг. — этой наиболее облученной в результате Чернобыльской аварии категории населения России. Среди участников ЛПА нет значительной по численности группы лиц, для которой в полном объеме осуществлялся контроль доз облучения от суммы всех действовавших радиационных факторов: внешнего фотонного облучения, контактного и дистанционного бета- и низкоэнергетического фотонного облучения, внутреннего облучения от поступления с вдыхаемым воздухом аэрозолей. Группой участников ЛПА, для которых имеется наиболее полный объем информации, пригодной для восстановления доз внутреннего облучения, являются работники Чернобыльской АЭС — &ldquo-свидетели аварии&rdquo-. Эта группа участников ЛПА и была выбрана в качестве контрольной для отработки методов и средств ретроспективного восстановления доз, обусловленных поступлением с вдыхаемым воздухом радиоактивных аэрозолей, образовавшихся в результате аварии.
В 1986—1988 гг. сотрудниками Института биофизики Минздрава СССР и Управления дозиметрического контроля ПО &ldquo-Комбинат&rdquo- (город Чернобыль) были проведены измерения прижизненного содержания гамма- и бета-излучающих продуктов деления, а также посмертного содержания альфа-излучающих трансурановых изотопов у нескольких групп свидетелей Чернобыльской аварии, к которым были отнесены работники Чернобыльской АЭС и пожарные, работавшие 26—27 апреля 1986 г. на промплощадке и в помещениях ЧАЭС. Эти люди были профессиональными работниками, проходившими обязательный медицинский отбор при приеме на работу, а в процессе работы — периодический контроль состояния здоровья. Они образуют относительно однородную по полу и физическому развитию группу практически здоровых лиц (все обследованные — мужчины в возрасте 48±10 лет), близкую по своим параметрам к условному взрослому работнику (ICRP, 1994).
Общая численность персонала, принимавшего участие в работах на территории станции 26—27 апреля 1986 г. по оценкам администрации ЧАЭС не превышала 1500 человек. Около 920 человек из них в 1986—1988 гг. были обследованы на спектрометре излучения человека (СИЧ) Управления дозиметрического контроля ПО &ldquo-Комбинат&rdquo- (город Чернобыль). В1986 г. еще около 200 свидетелей аварии были обследованы на СИЧе в клиническом отделе Института биофизики. Оба указанных СИЧа имели полупроводниковые блоки детектирования, обладали хорошим энергетическим разрешением и высокой чувствительностью. В теле примерно 750 человек из этих двух групп были обнаружены гамма-излучавшие маркеры топливных частиц: 95Zr, 95Nb, 141Се, ¹⁴⁴Ce (Кутьков В. А. с соавт., 1996а). Примерно у 65% свидетелей аварии на ЧАЭС содержание гамма-излучающих топливных маркеров на момент измерения превышало уровень минимально детектируемой активности. Примерно у такой же части обследованных жителей Гомельской области содержание альфа-излучающих изотопов плутония чернобыльского происхождения превышало фоновое, доаварийное содержание этих изотопов в теле адекватной контрольной группы (Кутьков В. А. с соавт., 1995- 1996).
Гомельский филиал НИИ радиационной медицины Минздрава Беларуси в 1990—1991 гг. провел сбор и исследование материалов аутопсии жителей 17 районов Гомельской области, подвергшихся радионуклидному загрязнению в результате аварии на ЧАЭС. Был проанализирован материал от 125 человек, умерших от различных причин. Возраст этих людей 20 — 86 лет (56± 14 лет).
Свидетели аварии на Чернобыльской АЭС и участники ее ликвидации были поделены на четыре группы.
Группа 1 — погибшие свидетели аварии. В течение двух первых суток после аварии 129 работников станции и пожарных, подвергшихся наибольшему облучению, были доставлены из города Припять в клинический отдел Института биофизики, дислоцировавшийся на базе клинической больницы № 6 Минздрава СССР (Гуськова А. К. с соавт., 1988- Чернобыль. Пять трудных лет, 1991). В течение 30—90дней после аварии, несмотря на все принятые меры, 25 из них погибли. В 1-ю группу были включены 23 пострадавших, для которых главным путем поступления в организм радионуклидов была ингаляция радиоактивных аэрозолей. Из рассмотрения были исключены двое погибших со значительными ожогами, при которых основным путем проникновения радионуклидов в организм было поступление через поврежденную кожу (Гуськова А. К. с соавт., 1988).
Группа 2 — оставшиеся в живых свидетели аварии. В эту группу численностью 375 человек и состоящую из двух подгрупп, вошли оставшиеся в живых свидетели аварии, прошедшие в 1986—1988 гг. прижизненное обследование на СИЧ и в теле которых были обнаружены гамма-излучающие маркеры топливных частиц.
В подгруппу 2А вошли 125 человек, большей частью обследованных однократно в 1986 г. на СИЧ клинического отдела Института биофизики, где они проходили обследование и лечение. Для членов этой группы характерны высокие дозы внешнего облучения и, как правило, они после выписки из клиники на Чернобыльской АЭС больше не работали.
В подгруппу 2Б вошли 250 человек, обследованных не менее двух раз в 1986—1988 гг. на СИЧ УДК ПО &ldquo-Комбинат&rdquo-. Как правило, члены этой группы продолжали работать на Чернобыльской АЭС в 1986—1988 гг.
Группа 3 — жители Гомельской области. В эту группу вошли 125 жителей Гомельской области, загрязненной в апреле 1986 г. выпадениями частиц диспергированного ядерного топлива.
Группа 4 — участники ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. В эту группу вошло несколько десятков человек, для которых проводилось ретроспективное восстановление доз внутреннего облучения в 1994—1995 гг.

Восстановление доз внутреннего облучения

На основании имевшихся результатов прямых измерений содержания в теле топливных маркеров и радионуклидов частиц конденсации были восстановлены величины ингаляционного поступления радиоактивных аэрозолей для трех групп свидетелей аварии. По этим данным затем были рассчитаны дозы внутреннего облучения. Для группы ликвидаторов расчет доз проводился на основании анализа данных об условиях их деятельности на загрязненной территории.
Восстановление первоначального поступления радиоактивных веществ в организм свидетелей аварии и расчет доз проводились с помощью пакета прикладных программ &ldquo-R-MAN&rdquo- (Муравьев Ю. Б., Кутьков В. А., 1993), в которых были учтены особенности коллективного поведения
радионуклидов топливных частиц. При определении доз принимали, что аэрозоли конденсации, содержание 1311, 103Ru, 106Ru, 134Cs, 137Cs, имели AMАД, равный 1 мкм. АМАД топливного аэрозоля принят равным 15 мкм — оценке ожидаемого размера этих частиц, полученной в результате представленного выше анализа данных посмертных и прижизненных измерений содержания радиоактивных веществ в теле свидетелей аварии на ЧАЭС, а также оценок размера конденсационных частиц и частиц диспергированного топлива, полученных в результате анализа выпадений радиоактивных веществ на почву в первые дни после аварии.
В табл. 4 представлены оцененные для первых суток после аварии значения величин ожидаемых доз на единицу поступления в организм условного взрослого человека аэрозолей топливных частиц и частиц конденсации.

Таблица 4
Ожидаемые за 50 лет эквивалентные дозы излучения в органах и тканях условного взрослого человека при ингаляции в первые сутки после аварии единичной активности топливных частиц и частиц конденсации, Зв Бк-1

(а) AMAD равен 15 мкм, стандартное геометрическое отклонение равно 2,8-
(б) AMAD равен 1 мкм, стандартное геометрическое отклонение равно 2,8-
(в) Стенка верхнего отдела толстого кишечника-
(г) Стена нижнего отдела толстого кишечника-
(д) Клетки костных поверхностей-
(е) Красный костный мозг.
В табл. 5 приведены оценки вклада в эквивалентные дозы облучения органов и тканей взрослого человека основных дозообразующих радионуклидов, связанных в топливных частицах. Следует обратить внимание на тот факт, что вклад в дозу внутреннего облучения самих маркеров топливных частиц 95Zr, |44Се или изотопов Pu мал и их суммарный вклад в эффективную дозу не превышает 40%. Вклад альфа-излучателей в эффективную дозу еще меньше — около 12%. Использование дозиметрической модели, разработанной специально для определения доз внутреннего облучения при поступлении топливных частиц и использующей корреляционые зависимости между активностями топливных маркеров и других радионуклидов в частицах, позволяет восстановить дозу полностью.

Таблица 5
Парциальные вклады радионуклидов в величину ожидаемых за 50 лет доз внутреннего облучения при ингаляции топливных частиц<*) в первые дни после аварии

(а)AMAD равен 15 мкм, стандартное геометрическое отклонение равно 2,8-
(б) Стенка нижнего отдела толстого кишечника-
(в) Клетки костных поверхностей-
(г) Красный костный мозг.

При разработке методики восстановления индивидуального поступления радиоактивных аэрозолей в организм оставшихся в живых свидетелей аварии были использованы результаты анализа прижизненных измерений содержания гамма-излучающих радионуклидов в подгруппе 2Б свидетелей аварии, обследованных на СИЧ в УДК ПО &ldquo-Комбинат&rdquo- два и более раз в 1986—1988 гг. Методика восстановления доз внутреннего облучения, отработанная на этом материале, состоит из двух этапов.
На первом этапе по результатам измерения на СИЧ суммарной активности топливных реперов — 95Zr и 95Nb определяли ожидаемую величину поступления аэрозоля топливных частиц, которую затем выражали в единицах поступления ¹⁴⁴Ce. По этой величине и данным из табл. 1 определяли поступление изотопов I, Cs и Ru в составе топливных частиц.
На втором этапе по результатам многократных измерений содержания изотопов I, Cs и Ru в теле и на основании индивидуальной оценки поступления этих же радионуклидов в составе аэрозоля топливных частиц для каждого свидетеля аварии на ЧАЭС восстанавливали их поступление в форме аэрозолей конденсации.
Результаты восстановления первоначального поступления радиоактивных веществ в организм 250 свидетелей аварии на ЧАЭС из группы 2Б приведены в табл. 2 и 6. Значения коэффициентов фракционирования радионуклидов, полученные для смеси аэрозолей, поступивших в легкие лиц из группы 2Б, согласуются с оценками, сделанными на основании анализа аутопсийного материала лиц из группы 1 и анализа данных о выбросе радионуклидов из реактора (Информация для МАГАТЭ, 1986- Израэль Ю.
А. с соавт., 1987). Разработанная методика была использована для восстановления доз внутреннего облучения лиц из подгруппы 2А.

Таблица 6
Поступление радиоактивных аэрозолей в организм оставшихся в живых 250 свидетелей аварии из подгруппы 2 Б