CC BY
5
Таблица 2
К„ для оценки содержания Ри по экскреции с мочой п калом ш
4» ■ Полимер Pu (IV) Нитрат Pu (VI)
Время пос поступления, сут Путь введения первичное депо кровь печень скелет организм в целом первичное депо кровь печень скелет организм в целом
Экскреция с мочой
1 Внутритрахе- 0,033 20,8 19,2 5.9 0,033 3,2 58,6 13,7 2,1 1.1
32 альный 0,002 1.2 0,1 0,03 0,0018 0,09 13,3 0,44 0,03 0,02
I Внутримы- 0,045 24,1 4.4 6,7 0,044 3,1 154,0 27,2 9,0 2,1
32 шечный 0,0025 6.0 0,015 0,09 0,0024 0,02 8,3 0,25 0,03 0,01
1 Подкожный 0,026 90,9 11,8 9.1 0,026 3,0 193,0 42,0 11,5 2,2
32 0,007 33,3 2,8 0,48 0,007 0,03 35,0 0,52 0,07 0,02
Экскреция с калом
1 Внутритра- 5.7 3500 3227 989 5,6 14,1 261 60,8 9,4 5,1
32 хеальный 0,049 29,9 2,3 0,74 0,04 0,74 109 3,6 0,27 0,19
1 Внутримы- 0,16 87,4 15,6 23,6 0,16 0,57 28,3 5,0 1.7 0,39
32 шечный 0,0068 16,0 0,4 0,23 0,006 0,04 16,7 0,5 0,05 0,02
1 Подкожный 0,035 121 15,7 12,1 0,034 0,94 60,0 13,1 3,6 0,7
32 0,72 21,6 1.4 0,28 0,007 0,5 652 9,7 1,35 0,35
Примечание. КП — отношение количества Ри, содержащегося в моче или кале, к его количеству, содержащемуся в организме в целом, первичном депо, крови, печени или скелете на данный срок (-Ю-*).
Приведенные и полученные ранее [2| данные послужили основанием для расчета коэффициентов перехода — Кп (табл. 2), позволяющих путем деления суточной активности экскретов на Ки определять содержание Ри в органах основного депонирования, крови, организме в целом с учетом времени, пути поступления и исходной формы соединения. Кп перехода являются основой для экстраполяций с животных на человека при оценке и прогнозировании уровней поступления и накопления Ри, попадающего в организм через органы дыхания н раны.
ЛИТЕРАТУРА
1. Булдаков Л. А., Халтурин Г. В., Демина Г. А.— Мед. радиол., 1979, № 9, с. 49—53.
2. Демина Г. А. Распределение в организме и формы нахождения плутония-239 в крови и моче после резорбции его из различных первичных депо. Дис. канд. М., 1980.
3. Демина Г. А., Булдаков Л. А., Халтурин Г. В. — Радиобиология, 1981, т. 21, № 3, с. 407—412.
4. Демина Г. А., Булдаков Л. А.. Халтурин Г. В. — Гиг. и сан., 1982, № 11, с. 85—86.
5. Халтурин Г. В., Севастьянова Е. П. — В кн.: Биологическое действие внешних и внутренних источников радиации. М., 1972, с. 201—204.
Поступила 03.01.84
УДК 614.876-084
В. Г. Еркин, В. И. Коваленко, О. В. Лебедев
ИНДИВИДУАЛЬНЫЕ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ПЕРСОНАЛА ПУНКТА ЗАХОРОНЕНИЯ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
Ленинградский НИИ радиационной гигиены Минздрава РСФСР
В соответствии с программой работы опытного центра санитарного индивидуального дозиметрического контроля персонала были определены годовые индивидуальные дозы внешнего облучения работников пункта захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО). Величины годовых доз получены суммированием четырех индивидуальных квартальных доз, измеренных термолюминесцентными дозиметрами с детекторами ЭЧ ТЛД 0-05 из фтористого лития на приборе «Харшоу 2000 Д» (США). Основные характеристики дозиметров, определенные государственной метрологической аттестацией: средняя квадратичсская ошибка измерения дозы выше 0,3 мЗв не превышает ±6,5 % (включая разброс дозиметров по чувствительности в пределах ±5%), основная погрешность измерения не более ±14%, сходимость результатов измерений не менее 5 %, минимальная измеримая квартальная доза облучения около 150 мкЗв. Из результатов измерений вычитали среднюю величину дозы за счет источников естественного фона, которую оце-
нивали с помощью контрольных дозиметров как 1 мЗв в год.
Результаты измерений годовых индивидуальных доз приведены в таблице.
Средние индивидуальные годовые дозы для обследованных групп персонала ПЗРО различаются незначительно. Относительно более высокие дозы характерны для работников, занятых захоронением радиоактивных отходов (2,5 мЗв/год), для остальных групп персонала средние дозы равны 1,6—2 мЗв/год. Индивидуальные годовые дозы свыше 3 мЗв зарегистрированы у 24 % рабочих по захоронению отходов, 12 % дезактнваторщнков, 10 % слесарей-ремонтников, 8 % дозиметристов и 5 % аппаратчиков. Среднеарифметическая годовая доза для всего персонала ПЗРО составляет 2 мЗв.
На кривых / и 2 рисунка представлены статистические распределения относительной (v) и накопленной (г) частоты, с которой встречается данное значение логарифма до- ф
Индивидуальные годовые дозы профессионального облучения И"» по ¡руппам персонала ПЗРО
Доза, мЗв
Должность мини- средняя макси-
мальная мальная
Рабочий по захоронению
отходов 1,0 2,5 6,0
Слесарь-ремонтник 0,9 2,0 8,6
Аппаратчик 1.1 1.7 3,9
Дезактиваторщик 1.2 1.7 3.7
Рабочие специальной пра-
чечной 1.4 1.8 2.2
Водитель специального
транспорта 1.2 1.9 2.9
Дозиметрист 0.9 1.9 3,5
Лаборант 1.4 1.7 4,1
Начальник участка, смены, 1.1 1.6 1.9
мастер, инженер
*
Распределение годовых ин- ¡^ г дивидуальных доз облуче- г % ния персонала ПЗРО (/.¿¿у 2) и стандартное распределение (3). да Объяснение в тексте.
35 30
2 3 4 3678Д.мЗв
у работников ПЗРО. Масштаб шкалы ординат для г соответствует величине интеграла вероятности от накопленной частоты.
Линия 3 на рисунке показывает стандартное распределение, характерное для условной группы персонала, облучение 99,9 % состава которой ограничено пределом годовой дозы 50 мЗв [1,2].
Из кривых / и 2 рисунка следует, что персонал ПЗРО состоит из двух подгрупп с разными уровнями облучения, в каждой из которых распределение индивидуальных доз близко к логнормальному. Более облучаемая подгруппа, составляющая около 13 % персонала ПЗРО, по величине наиболее вероятной годовой дозы (4,1 мЗв) близка к ус-
О,У /Г 13 гр1пд
ловной группе персонала, уровни облучения которой соответствуют стандартному распределению. Для основной подгруппы, к которой относится 87 % персонала, наиболее вероятная доза равна 1,6 мЗв, т. е. составляет около 30 % от средней дозы (5 мЗв) для стандартного распределения, соответствующего радиационно-безопасным условиям труда. Только около 1 % работников получили облучение в дозах, несколько превышающих 1/10 от установленной НРБ-76 предельно допустимой дозы за год (50 мЗв).
Полученные данные свидетельствуют о высокой эффективности защитных мероприятий по снижению уровня внешнего облучения на ПЗРО.
ЛИТЕРАТУРА
1. Источники и действие ионизирующей радиации. Нью-Йорк, 1978, т. 2, с. 1 — 117.
2. Ксирим-Маркус И. Б. Эквидозиметрия. М., 1980, с. 116— 118.
Поступила 16.11.83
УДК ви.ма
Л. Л. Соколина, Ю. В. Середин, В. А. Перцов
ГИГИЕНИЧЕСКАЯ ОЦЕНКА УСЛОВИИ ТРУДА ПРИ РАДИОАКТИВНОМ КАРОТАЖЕ
К числу профессиональных групп, подвергающихся влиянию комплекса факторов внешней среды, относятся ^Ъ-'офмзики, занимающиеся радиоактивным каротажем скважин. До настоящего времени не проводились комплексное изучение дозовых нагрузок и клиническое обследование этой категории лиц, имеющих стаж работы по специальности более 10 лет в полевых условиях, и не оценивалась возможность возникновения соматико-стохастических эффектов (ССЭ).
Радиоактивный каротаж входит в обязательный комплекс геофизических исследований скважин, с помощью которого изучается их геологический разрез и обеспечивается получение количественных параметров для подсчета запасов нефти^ газа и полезных ископаемых. В по-следние годЫ В связи с расширением работ по каротажу значительно увеличился контингент лиц, занимающихся радиометрическими исследованиями скважин.
Условия труда и состояние здоровья персонала, проводящего указанные работы, впервые в СССР изучались А. Ф. Гурьевым [1], В. И. Простяковой и соавт. [3]. Эти авторы отмечали неудовлетворительные условия труда и повышенные лучевые нагрузки на персонал в первые годы использования данного метода, обусловленные, по их мнению, отсутствием средств индивидуальной защиты, стандартных контейнеров для транспортировки источников, специальных правил и инструктивных указании для данно-<^го вида работ, а также довольно большой активностью используемых радионуклидных источников.
Обработка данных периодических медицинских осмотров персонала картонажных отрядов, проведенная Ф. А. Эфен-диевым [71, показала, что у дйц этой группы имелись отклонения в состоянии здоровья (умеренная лейкопения, гипотония), обусловленные воздействием излучения. В последующие годы Л. Л. Соколина и соавт. [6], Н. Н. Романова и соавт. [5] отмечали снижение лучевой нагрузки на работающих в связи с улучшением условий труда.
Нейтронный гамма-каротаж скважин основан на измерении вторичного гамма-излучения, возникающего в породах при захвате ядрами их атомов нейтронов (по реакции п, у)- Каротаж — непрерывный процесс, в течение которого скважинный прибор с источником излучений перемещается вдоль более чем полуторакилометровой скважины, и за время его проведения весь отряд работает без перерыва от 3 до 48 ч. Время радиометрических исследований зависит от глубины скважины. При этом виде работ фактором радиационной опасности является внешнее неравномерное облучение быстрыми нейтронами со средней энергией 4,6 МэВ, излучаемыми радионуклидными источниками, с максимальными дозами облучения в области кистей рук. Наибольшие уровни изучения регистрируются при следующих операциях: зарядке и разрядке хвостовиков глубинных приборов, извлечении источника из контейнера и помещении его обратно. Из-за отсутствия серийно изготовляемых индивидуальных дозиметров быстрых нейтронов индивидуальные дозы облучения всего тела и кистей рук определяли по усредненным показателям мощности
