CC BY
5
структурные изменения в кариотипе (рис. 2). Для кариотипирования следует подбирать метафазные пластинки технически хорошего качества. Каждую анализированную метафазную пластинку мы фотографировали на микроскопах МБИ-6 и МБИ-11, после чего составляли идиограмму хромосом. Обычно на 1 пациента раскладывается 50—100 кариотипов. При хорошо организованной работе это количество кариотипов можно сделать за 15—20 дней.
Заключение
Метод диагностики по половому хроматину хромосомных болезней, обусловленных изменением числа половых хромосом, может найти широкое применение в клинической практике, а также в различных медико-генетических исследованиях и, в частности, как генетический элемент при диспансерном наблюдении за категориями лиц, контактирующих с мутагенными факторами.
Совершенствование метода анализа хромосом человека сделало его доступным для обычных клинических лабораторий. Хромосомный анализ следует внедрять в практику профилактических обследований лиц, которые в своей производственной деятельности связаны с источниками ионизирующих излучений или другими мутагенными факторами. Анализ хромосомных комплексов также может использоваться в качестве биологического дозиметра при аварийном переоблучении человека, что необходимо для планирования терапевтических мероприятий и определения прогноза болезни.
ЛИТЕРАТУРА
Бородкин П. А., Беляков В. А., Гольдман И. Л. Генетика, 1967, № 7, с. 119. — Бочков Н. П. Мед. радиол., 1966, № 12, с. 45. — Бочков Н. П., Б у л а-н о в А. Г., Б л а ш а н с к и й Ю. М. и др. Генетика, 1967, № 5, с. 57. — Д у б и и и н Н.П. Молекулярная генетика и действие излучений на наследственность. М., 1963. — Мала-ш е н к о А. М. Генетика, 1968, № 4, с. 158. — Прокофьев а-Б ельговскаяА. А. Цитология, 1963, № 5, с. 487. — Севанькаев А. В., Бочков Н.П. Генетика, 1968, № 5, с. 130. — С у с к о в И. И. Там же, 1967, № 7, с. 112. — T и х о м и р о-в а М. М. В кн.: Исследования по генетике. Л., 1961, с. 19. — Э ф р о и м с о н В. П. Бюлл. Московск. о-ва испытателей природы. Отд. биол., 1961, в. 3, с. 150. — Эфроимсон В. П. Введение в медицинскую генетику. М., 1964. — Bender М. А., G о о с h Р. С., Ргос. nat. Acad. Sei. (Wash.), 1962, v. 48, p. 522. — Beutler E.,SehM., Fairbanks V. F., Ibid., p. 9. —Grumbach M., M о r i s h i m a A., Taylor H., Pros. nat. acad. Sei. (Wash.), 1963, v. 49, p. 581.—P обертис E., Новинский В., С а э с Ф. Общая цитология. М., 1962. — Robinson А., Р и с k Т. Т., Science, 1965, v. 148, р. 83. — T о и g h J. М., С о и г t Brown W. М., Lancet, 1965, v. 1, p. 684.
Поступила 31/VII 1968 r.
УДК 614.73:621.039.5
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ НАСЕЛЕНИЯ В РАЙОНАХ РАСПОЛОЖЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Ю. О. Константинов, доктор мед. наук П. В. Рамзаев, канд. мед. наук С. И. Тарасов, доктор техн. наук В. П. Шамов
Ленинградский научно-исследовательский институт радиационной гигиены Министерства здравоохранения РСФСР
В Советском Союзе функционирует большое количество ядерных реакторов различного назначения (энергетических, исследовательских и пр.). С точки зрения коммунальной радиационной гигиены важнейшей задачей при их эксплуатации и дальнейшем проектировании является обеспечение рациационной безопасности населения в районах расположения ядерных установок.
Это достигается прежде всего организационно-техническими средствами: безаварийной эксплуатацией реакторов, эффективной системой сбора, очистки и удаления (локализации) жидких и твердых радиоактивных отходов, сокращением радиоактивных газообразных выбросов в атмосферу и их очисткой от радиоактивных частиц и от радиойода, разбавлением газообразных отходов в атмосфере путем выброса их через высокие трубы и применением газгольдеров для выдержки радиоактивных газов перед выбросом в атмосферу (Ф. Г. Кротков с соавторами; МАГАТЭ) и пр.
Дополнительной мерой безопасности служит наличие санитарно-за-щитных зон (СЗЗ), в которых исключаются проживание населения и какие-либо работы, не связанные с обслуживанием реактивной установки.
Наконец, заключительной мерой, гарантирующей радиационную безопасность населения, является санитарно-дозиметрический контроль за радиоактивностью удаляемых отходов и внешней среды в районах расположения реакторов. Такой контроль систематически осуществляется как службами радиационной безопасности самих объектов, так и радиологическими группами санэпидстанций.
В результате осуществления всех этих мер радиоактивное загрязнение биосферы твердыми и жидкими отходами, образующимися при эксплуатации реакторов, практически исключено. В воздушных выбросах содержится некоторое количество радиоактивных газов и аэрозолей, но они не приводят к загрязнению окружающей среды, превышающему предельно допустимые уровни (ПДУ). Это показано приводимыми ниже результатами изучения радиационной обстановки вблизи атомных электростанций и исследовательских ядерных реакторов.
Загрязнение внешней среды долгоживущими радионуклидами
Анализ результатов систематического контроля радиоактивности объектов внешней среды выполнен для районов расположения Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова (А. М. Петросьянц, 1967), Ново-Воронежской АЭС (А. М. Петросьянц, 1966), реактора ВВР-М под Ленинградом (П. В. Рамзаев с соавторами) и реактора ИРТ-1000 близ Софии (И. Т. Мишев с соавторами). Радиометрическому контролю подвергались атмосферные выпадения (се-диментационные пробы), атмосферный воздух (аспирационные пробы), пробы почвы, растительности, воды из водоемов и донных отложений. Пункты отбора проб располагались по разным направлениям и на различных расстояниях от реакторов.
Так, седиментационные пробы вокруг Ново-Воронежской АЭС отбирались в 25 пунктах по окружностям на расстояниях от вентиляционной трубы от 0,5 до 12 км (контрольный пункт — 40 км), а вокруг ВВР-М — в 27 пунктах по 6 орбитам на расстоянии от 0,1 до 4 км (контрольный пункт — 20 км). Во всех случаях исследования начинались до пуска реактора и продолжались во время его эксплуатации. Показано, что радиоактивность объектов внешней среды (как по долгоживущей суммарной р-ак-тивности, так и по содержанию отдельных радионуклидов) примерно одинакова во всех пунктах, включая контрольные, значительно ниже ПДУ и обусловлено глобальными выпадениями.
Облучение в факеле воздушных выбросов реактора
При изучении радиационной обстановки вблизи реактора ВВР-М проведены радиометрические исследования в факеле воздушных выбросов реактора. В проекции факела на местность измерялись мощности дозы у-излучения, определялись концентрации I131 и Аг в воздухе и короткожи-вущей радиоактивности дисперсной фазы аэрозоля.
В течение 2 лет выполнены 52 "у-съемки проекции факела на уровне 1 м от поверхности земли. Каждая ^-съемка представляла собой серию
измерений мощности дозы, проведенных в большом числе точек (от нескольких десятков до более чем двухсот) по направлению (до 4 км) и ширине (до 2 км) проекции факела. Большая часть -у-съемок выполнена при работе реактора на мощности 5 вт с открытой схемой деаэрации. Ряд исследований проведен также при других режимах работы реактора.
По результатам у-съемок дана оценка годовых доз с учетом среднего для различных метеорологических условий градиента мощности дозы по
направлению и ширине проекции факела и с учетом розы ветров. Годовые дозы дополнительного (т. е. за вычетом естественного фона) внешнего облучения (О) на расстоянии от 200 до 2800 м от реактора в направлении господствующих ветров, представлены на рис. 1. Картина распределения годовых доз по всем направлениям вокруг реактора показана на рис. 2. Дозы, приведенные на рис. 1 и 2, рассчитаны для условий непрерывной работы реактора на мощности 5 Мет с открытой системой деаэрации (т. е. без учета фактического графика работы реактора).
Пробы для исследования радиоактивности воздуха отбирались в тех точках, где наблюдались максимальные мощности доз у-излучения по ширине факела (т. е. на оси проекции факела на местность). I131 не обнаружен в концентрациях, превышающих Ю-15 кюри/л, что на 2 порядка ниже его ПДК в воздухе населенных пунктов. Короткоживующая Р-активность аэрозолей в факеле
Рис. 1. Дополнительное уоблуче-ние (D) на различных расстояниях (R) от реактора ВВР-М в господствующем направлении ветров при непрерывной работе реактора на мощности 5 Мет с открытой системой деаэрации.
Рис. 2. Дополнительное ■у-облучение на территории вокруг реактора ВВР-М при непрерывной работе его на мощности 5 Мет с открытой системой деаэрации.
/ — менее 10 мбэр/год; 2 — 10 — 50 мбэр/год-, 3 — 50—100 мбэр/год; 4—100—200 мбэр/год; 5—200—500 мбэр/год; 6—более 500 мбэр/год.
200 J00M
!=□ /
Т77Л 2 Е^Э 3
ша
ГШ S
шт у
достигала Ю-12—Ю-11 кюри!л (максимальная величина — 2,4-1011 кюри!л на расстоянии 500 м) при естественной Р-активности аэрозолей в этой местности от 3-10 14 до 5- Ю-13 кюри/л. Дозиметрическая оценка опасности корот-
коживущей радиоактивности аэрозолей, рассчитанная при самых жестких допущениях, но с учетом розы ветров и градиента концентрации по ширине факела, показывает, что соответствующая доза облучения легких не могла превышать 1/ш ПДУ.
Концентрация Аг41 превышала 4- Ю-11 кюри1л (предел чувствительности измерений) на расстоянии от 450 до 1500 м при уровнях у-излучения в точках отбора проб от нескольких десятков до сотен мкр/час. Максимальное значение составляло 4,7-Ю-10 юори1л на расстоянии 450 м от трубы реактора. Аг41 не накапливается в организме и не представляет опасности как инкорпорированный излучатель. Поэтому, хотя и определялось содержание Аг41 в воздухе, опасность его оценена поглощенной дозой внешнего облучения, рассчитанной по результатам измерений мощностью экспозиционной дозы.
На рис. 1 видно, что даже при непрерывной работе реактора в течение года с открытой схемой деаэрации дополнительное облучение на расстоянии 1,5 км (радиус СЗЗ вокруг данного реактора) не превышало бы 37 мбэр/год, т. е. было бы ниже ПДУ для всего населения (50 мбэр/год). Доза облучения в направлении господствующих ветров на расстоянии 400 м с учетом фактической эксплуатации объекта была в 2 раза ниже ПДУ для СЗЗ (500 мбэр[ год).
Применение замкнутого контура деаэрации воды первого контура (ЗКД) на порядок и более уменьшило содержание Аг41, а также осколочных радиоактивных газов криптона и ксенона в воздушном выбросе реактора (Д. М. Каминкер с соавторами). Соответственно уменьшилось дополнительное изучение на местности по сравнению с обстановкой при работе реактора на той же мощности без ЗКД, т. е. с откртой схемой деаэрации. При работе реактора с ЗКД отмечены лишь еле заметные на естественном фоне мощности доз дополнительного у-излучения — до 6—10 мкр/час (на расстояниях 400—500 м от реактора), т. е. более чем на порядок меньше, чем при работе реактора без ЗКД. Содержание Аг41 в воздухе на местности было ниже чувствительности измерений (4- Ю-11 кюри/л), а радиоактивность аэрозолей не превышала естественный фон.
По результатам съемок и расчетов годовой дозы произведена дозиметрическая оценка выброса Аг41 из реактора ВВР-М (или другого реактора при тех же средних условиях разбавления выброса в атмосфере и высоте трубы 60 м). При выбросе 650 кюри1сутки дополнительное облучение вблизи реактора не превысит 500 мбэр/год. За пределами 1,5/си 50 мбэр/год не будет превышено при выбросе 860 кюри/сутки.
В настоящее время выброс Аг41 из реактора ВВР-М более чем на порядок ниже этой величины. Дополнительное внешнее облучение на окружающей территории не превышает ПДУ для всего населения даже в СЗЗ, а за ее пределами — более чем на порядок ниже ПДУ.
Выброс Аг41 из 100-метровой трубы Белоярской АЭС составляет 4— 43 кюри/сутки с кратковременными повышениями до 80—95 кюри/сутки (А. М. Петросьянц, 1967). Поэтому очевидно, что и вблизи этой атомной электростанции дополнительное внешнее облучение значительно ниже ПДУ.
Таким образом, хотя Аг41 и является неизбежной компонентой воздушного выброса, реальные годовые дозы дополнительного внешнего облучения на территориях вокруг защитных зон практически несущественны по сравнению с естественным фоном облучения.
Радиационная безопасность населения с точки зрения возможности аварии обеспечивается рядом организационно-технических мер. К ним относится прежде всего предотвращение аварий реакторов, сопровождающихся поступлением радиоактивных продуктов во внешнюю среду. Соответствующие меры предусматриваются как при конструировании и модернизации реакторов, так и при регламентировании эксплуатационных норм (Г. А. Гладков с соавторами). Другой мерой является предотвращение или ограниче-
ние утечки во внешнюю среду радиоактивных продуктов, которые могут высвободиться из активной зоны в случае аварии реактора. Это достигается разработкой соответствующих технических средств и технологических схем локализации (удержания) аварийного выброса. Эффективность этих мер иллюстрируется тем фактом, что в практике эксплуатации реакторов в Советском Союзе не было ни одной «коммунальной» аварии, т. е. такой ситуации, которая в результате аварийного выброса радиоактивных веществ из реактора представляла бы опасность облучения населения ими в нормах выше предельно допустимого уровня.
Таким образом, вероятность аварии реактора, представляющей радиационную опасность для населения, крайне мала. Однако и в тех случаях, если сложится аварийная ситуация, безопасность населения может быть эффективно обеспечена путем выполнения специальных мер защиты. В Ленинградском научно-исследовательском институте радиационной гигиены разработаны соответствующие методические указания, содержащие программу организационных мер защиты населения при существенном радиоактивном загрязнении местности в результате аварии реактора, а также критерии для принятия неотложных решений.
Таким образом, опыт эксплуатации ядерных реакторов в Советском Союзе указывает на радиационную безопасность их для населения. Она обеспечивается организационно-техническими мерами, соблюдением соответствующих санитарных правил и методических указаний и гарантируется проведением санитарно-дозиметрического контроля внешней среды. Практическое отсутствие радиационной опасности даже непосредственно вблизи реакторов позволяет уже сейчас пересматривать санитарные ограничениях при выборе мест строительства новых атомных электростанций и ядерных реакторов.
ЛИТЕРАТУРА
К а м и н к е р Д. М. и др. Атомн. энергия, 1965, т. 19, № 6, с. 517.—M и ш е в И. Т. и др. Атомн. энергия, 1964, т. 16, № 4, с. 344. — Петросьянц А. М. Там же, 1966, т. 21, № 6, с. 492. — Петросьянц А. М. Там же, 1967, т. 23, № 1, с. 38. — Р а м-з а е в П. В. и др. Там же, 1965, т. 19, № 1, с. 86. — Способы предотвращения загрязнения атмосферы в результате работы ядерных установок. МАГАТЭ, серия изданий по безопасности, № 17. Вена, 1967 г.
Поступила 16/IX 1968 г.
RADIATIONAL SAFETY OF THE POPULATION IN THE DISTRICTS WITH NUCLEAR REACTORS
Yu. 0. Konstantinov, P. V. Ramzaev, S. I. Tarasov, V. P. Shamov
Investigation data on the radiational state of districts, where atomic electic power stations and research nuclear reactors were situated, reveals no significant radioactive contamination of the environment due to the reactors in addition to the radiation background produced by global falls. The additional external radiation of the surrounding territory proved to be below the maximal permissible levels and that beyond the boundaries of sanitary protection zone was practically insignificant in comparison with the natural radiation background. In case of a hardly probable damage of the reactor the radiational safety of the population could be efficiently provided by the fulfilment of special instructions.
