Бесплатный автореферат и диссертация по биологии на тему

Влияние физико-химических свойств промышленных альфа-активных аэрозолей на результаты биофизического мониторинга персонала, работающего в контакте с плутонием

ВАК РФ 03.00.01, Радиобиология

Автореферат диссертации по теме "Влияние физико-химических свойств промышленных альфа-активных аэрозолей на результаты биофизического мониторинга персонала, работающего в контакте с плутонием"

На правах рукописи

Лладова Елена Евгеньевна

4

ВЛИЯНИЕ ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИХ свойств ПРОМЫШЛЕННЫХ АЛЬФА-АКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ НА РЕЗУЛЬТАТЫ БИОФИЗИЧЕСКОГО МОНИТОРИНГА ПЕРСОНАЛА, РАБОТАЮЩЕГО В КОНТАКТЕ С ПЛУТОНИЕМ

03 00 01 - Радиобиоло! ия

АВТОРЕФЕРАТ

Днссершции на соискание ученой степени кандидата биологических наук

Г1

*

Москва - 2005

Работа выполнена в Южно-Уральском институте биофизики

Научный руководитель: доктор биологических наук,

старший научный сотрудник В Ф. Хохряков

Официальные оппоненты-

доктор медицинских наук, профессор

И.Я. Василенко

кандидат фшико-маючагических на) к В Д. Куп,кок

Ведущая организация

Ленинградский институт рачиационной гигиены, г. Санкт-Петербург

Защита состоится 26 мая 2005 года на заседании диссертационного совета Д 208 018 01 при ГНЦ "Институт биофизики" по адресу 123182 г Москва, ул. Живописная, 46.

С диссертацией можно от,, -омиться в библиотеке ГНЦ "Институт биофизики" Автореферат разослан "_"_2005 г.

Ученый секретарь

диссертационного совета

доктор медицинских наук, профессор

П А. Власов

з ¿mtf?-

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность исследования

Производственное объединение "Маяк" (ПО "Маяк") является первым в Российской Федерации предприятием ядерно-топливного цикла, основной задачей которого в прошлом являлась выработка плутопия-239 для использования в военных целях.

Радиационно-гигиенические. клинические и токсикологические исследования показали, что поступление плутония-239 через органы дыхания является наиболее опасным, в особенности в условиях промышленного производства этою радионуклида

Совершенствование технологии производства, применение средств коллективной и ' индивидуальной радиационной зашиты позволило коренным образом улучшить условия труда на современном плутониевом производстве ПО «Маяк» Однако, даже в настоящее время ингаляционное поступление соединений плутония-239 у персонала, работающего в peí ламентных, соответствующих принятым нормам радиационной безопасности (НРБ-99) условиях, остается возможным.

В связи с тгим совершенствование дозиметрии инкорпорированного плутония остается актуальной задачей проблемы по обеспечению радиационной безопасности предприятий атомной индустрии. Данная задача решается с помошыо биокипетических моделей транспорт и экскреции. которые разрабатывачись в ЮУрИНФ и в настоящее время постоянно совершенствуются, улучшая качество плутониевой дозиметрии [Хохряков В Ф. и др . 2001]

Действующая меюдика расчета доз внутреннего облучения от инкорпорированного тутония по уровню жскреции с мочой учитывает дисперсность и фанспоргабельность вдыхаемых аэрозолей от которых напрямую зависят механизмы отложения аэрозольных частиц и очищения дыхательного тракта [Хохряков В.Ф и др, 1998] Поэтому дальнейшее совершенствование косвенно юзимсфических методов связано с решением биологических вопросов, касающихся количественных закономерностей фанегюрта инкорпорированною нуклида в организме, опираясь па информацию о физико-химических свойавах аэрозольных частиц на рабочих местах.

В производственных условиях растворимость и дисперсность радиоактивных веществ может варьировать в самых широких пределах, во многих случаях эти характеристики, вследствие проводимых усовершенствований и модификаций технологических процессов, нестабильны, поэтом) с целью получения корректных дозовых оценок необходимо постоянно контролировать данные показатели на рабочих участках

В биофизической лаборатории, начиная с 1975 года, в разные периоды времени, проводились исследования параметров растворимости альфа-активных аэрозолей на производственных участках ПО "Маяк" по методике определения транспортабельности методом тиализа в растворе Рингера

В 70-80 гг подробно были исследованы у частки плутониевого производства и некоторые у частки радиохимического завода. Но многие участки производства до настоящего времени оставались неизученными.

Измерения дисперсного состава альфа-активных аэрозолей проводились эпизодически '[Мелентьева Р.В. и др. 1985] Существует явный дефицит данных о размерах радиоактивных пылевых частиц в производственных помещениях ПО "Маяк", особенно в первые годы эксплуатации предприятия, что приводит к возникновению больших неопределенностей ретроспективных дозовых оценок.

Скорость растворения частиц вещества, попавшего в легкие, определяется как физико-химическими свойствами аэрозоля, так и свойствами pHMöTng^-^^^iji организма, в которой происходит растворение. БИБЛИОТЕКА

C« О»

'flffS/VI

В действующей модели ЮУрИБФ доля нуклида, которая переходит в кровь с относительно большой скоростью в ранней фазе легочного клиренса после осаждения в дыхательном i-ракте, приравнена к показателю транспортабельности, измеренному методом диализа в растворе Рингера Поскольку данное предположение является лить первым приближением, представляло интерес сравнить кинетику растворения различных соединений плутония в имитантах, максимально приближенных к условиям биологической среды организма человека по солевому составу и температуре, с результатами, полученными в растворе Рит ера Уточнение биокинетичсских параметров быстрой фазы абсорбции плутония из дыхатетьного тракт в кровь ян шется актуальной задачей, решение которой необходимо дтя получения более реалистичных опенок доз облучения при шпа чянионном поступлении раз шчных соединений ну к шла

Цель исследования

Целыо диссертационной работы явтяпась оценка транспортабс н,мости промышленных альфа-активных аэрозолей ия повышения качества косвенной дозиметрии птутония основанной на фактовкс данных об экскреции радионуклида с мочой и калом

Для реализации поставленной нети реша шсь с ie lyioiinie основные задачи

1 попо шение и систематизация танных о транспортабельности промыт leniibix аэрозо icii на рабочих участках ра шохимпчеекот и птутпиевою пропзво icus в соответствии с кодами применяемыми и ЭЬД т тя обозначения нрофмаршру юн и расчаа ни внутреннею обучения при биофизическом мошпорише ипу i репного обучения персона ia IK) "Маяк", работающею в контакте с рамичнммн соединениями плутония:

2 BOCCUIHOU icHiie значений показа!еля ipancriopiaóe [biiociи и iy юний-содсрлаших аэрозо тем н рапние периоды работы ПО "Маяк" копа измерения показате 1я еще не проводи шсь. на основе сравнитетьною ana шза посмертных шппыч о распределении радионуклида в ортапизмс бывших рабо1Т1иков ПО "Маяк" 'Это позволит снизить неопредете1тности perроспективны.х оценок доз внутреннего облучения, используемых эпидемиологами для оценки радиационных рисков.

3 исследование кинетики m vit го растворения промышленных соединений п.ту юния в различных имитантах легочной жидкости и сравнение параметров m vitro растворения с опубликованными данными //; vivo наблюдений ç цетыо у с танов 1ения коррепяции этих показателей с параметрами ранней фазы ли очного клиренса, испотьзуемых в текущих дозиметрических моделях

Научная новизна

На основании сравнительного анализа кинетики растворения m vitro нитрата, оксида плутония и их смеси с производственных участков ПО "Маяк" в имитантах легочной жидкости, максимально приближенных к биологической среде организма человека, предложены новые параметры быстрой абсорбции в кровь в ранней фазе легочного клиренса для соединений типа нитрата, численные значения которых совпадают с опубликованными данными in vivo наблюдений на людях.

В работе впервые выявлены закономерности изменения показателя транспортабельности в зависимости от изменения технологического процесса и дисперсности аэрозолей, что необходимо учитывать при расчетах ингаляционного поступления.

Расчетным методом С'привлечением информации о профмаршрутах и данных о посмертном распределении пЛУтЬния в"организме бывших работников ПО "Маяк" восстановлены значения транспо£т^вй1ьйо0ти в первые годы эксплуатации предприятия.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Первая глава посвящена аналитическому обзору литературы по оценке скоростей абсорбции соединений плутония из респираторного тракта в кровь. Подробно изложены анатомо-физиологические особенности органов дыхания, механизмы задержки аэрозолей в зависимости от их дисперсности, процессы абсорбции в кровь, поглощение аэрозольных частиц макрофагами.

Рассмотрены методики определения скорости растворения различных соединений, так , называемые in vitro dissolution tests, которые разные исследователи использовали, во-первых, как скрининговый метод классификации аэрозолей по и\ растворимости (МКРЗ-ЗО) и типу абсорбции (МКРЗ-66). во-вторых, как метод определения входных параметров биокинетических моделей (fr. sr. ss). когда данные in vivo наблюдений были недоступны

Конечно, in vitro тесты не являются исчерпывающими моделями абсорбции вещества, поскольку невозможно учесть все физиологические факторы, влиящие на скорость абсорбции в кровь в условиях организма человека Однако, исторически сложилось так, что пытаясь понять работу сложной системы, сначала се заменяю! более простой После изучения упрощенной системы. удается разобраться и с более сложной Поэтому применяемые на практике in vitro тесты, результаты которых дают первое приближение параметров абсорбции ле! очного клиренса по модели МКРЗ-66. на сегодняшний день являются, во-первых, единственным, во-вторых, удобным. простым и достаточно надежным способом оценки скорости растворения иша жрованных аэрозолей в дозиметрических целях

В БФЛ ЮУрИВФ разработан и применятся ботее 30 лет подход для классификации а и.фа-акгивных аэрозолей на участках IK) "Маяк" по пока ¡are по фанспортабельности. определяемом) методом диализа через полупроницаемую мембрану в физиологическом paciBope Pinnсра [Хохряков В.Ф и др 1998] Метод по ¡воляет иолучигь объективную количественную характерно ику аэрозолей, отражающую ie их choiici ва. которые связаны со скорое i ью рлаворения вещества в легких.

Показак-ль фпнегюртабе ii.iiocih. оире (елясмыи меююм диализа. являе!ся количественным критерием для классификации промышленных аэрозолей плутония, что особенно важно в тех случаях, когда нерсопат подвернется воздействию смеси различных соединений нуклида и применение классификаций, предлагаемых МКРЗ. часто оказывается неэффективным.

В 70-80 гг. методом диализа были исс [едоваиы участки плутониевого производства и некоторые участки радиохимического производства Участки завода по переработке офаботанного ядерного топлива до настоящею времени оставались мало изученными

Материалы и методы исследования

Для характеристики рабочих участков по фанспортабельности в целях меюдического г обеспечения ИДК внутреннего облучения персонала, оюирали пробы аэрозолей стандартным аспирационным методом на филыры АФА-РСГ1-20 из рабочих помещений на радиохимическом и химико-металлургическом заводах ПО «Маяк», где персонал мог контактировать с различными соединениями плутония, при нормальном ходе технологического процесса

Дтя исследований скорости быстрой абсорбции соединений плутония т vitro отобрали пробы воздуха тем же методом с трех рабочих участков ПО "Маяк"' с химического, где в основном присутствуют аэрозоли нитрата плуюния. литейно-механического с преобладанием в воздушной среде диоксида плутония: и участка прокалки оксалата до диоксида плутония, с аэрозолями смеси хлорида, оксалата и оксида плутония. Активность плутония на фильтрах составляла от 450 до 1 ООО Бк.

Транспортабельность альфа-активных промышленных аэрозолей при проведении

текущего мониториша рабочих участков характеризовали но результатам двухсу точною диализа проб воздуха через полупроницаемые мембраны с диаметром пор 0 15 мкм в физиологическом растворе Рингера (V=150 мл) при рН=7 3 и комнатной температуре Одновременно исследовалось не менее 3 частей с одного азрозочьного филмра Всего было проанализировано 115 фильтров с участков радиохимического завода и 136 фильтров с участков плутониевого производства

Для исследований параметров быстрой абсорбции соединений плутония в кровь бра чи по 6 равных частей с каждою фильтра и анализировали по 2 части фильтра с одною учаака в трех разчичных растворителях Частички фильтров помешали между двух полупроницаемых мембран, скрептячи их тефчоповымм концами и погружачи в стаканы с i ремя разными растворами SI Л- - имитант ультрафи н,грата сынорожи PSF -фаюлизосомный имитант и раствор Рингера. каждый объемом 80 мл

In vitro lecTbi проводили при температуре 37°С. pll=74 в имшапге у м.трафи 1ырата сыворотки SUT и в распзоре Рингера. и при рП=4 0 к фагочизосомпом имитантс PSF По избежание испарения SIJF и для поддержания постоянною значения pH раствора 7 4 пробы с SI 1К храни шсь в i азопроточном термостате ГПИ-01 коюрый обеспечиват постоянную циркуляцию 5 % смеси С02 и сжатою воздуха Смена всех растворов осушествлячась по следующей схеме в первые сутки через час 2 часа 4 часа. 8 часов Датее первые сутки, вторые с.мки. 4 суток. 7 суток. 10 суток и затем еженедельно до 52 су юк

('(иержание птутоиия в пробах диа nuaia мембран н фичьтрон опрсимяш iiyievi соосаж |сния ею из азотнокислых рас 1 поров зоп.ншп осижа ана шзпрусмой пробы с фосфаюм висмута и последующею измерения а шфа-акшиносш осазка. смешанною с порошкообразным сциши.пятором

Резу п.гаты представляли в виде выраженной в нроцешлх юли про шп нпировапного плутония (сотержание в шашзате) oi суммарною со юржапия в ша 1ПМ1С п на фи ibipax

Носко <ьк\ жспериментально 1ранснортабе.1ыюсть а>розолеП опре к- 1ялась го 1ько с 1974 года, то .пя уточнения ретроспективных оценок доз внутреннего облучения от инкорпорированного плутония для лиц из персона т. начавших paooiy в перио 1 с 1948 до 1974 гг и снижения неопределенностей лозовых оценок, необходимо восстановить значения показателя транспортабельности (S) а>розо ich на рабочих местах Tiy за иччу решали, используя данные аутопсийных исследований распределения чукчи за в организме работников ПО "Маяк", накопленные в ФИБ-1 за 30 чет. и сведения по исюрип развития технологии производства

Автором изучена когорта из 623 бывших работников радиохимического и и 1\ юниевою заводов предприятия с учетом информации об исюрии профессионального облучения, коюрая включала даты начала и окончания работы на производственном участке, переходы с одного участка на другой и специальность В разработку включены 434 случая с радиохимического завода. 124 человека из химико-металтургического отделения и 65 человек из литейно-механического отделения завода по получению и переработке плутония.

В рамках биокинетической модели "Дозы-2000". обмен радионуклида в дыхательном тракте определяется численными значениями параметров

fr - доля нуклида, абсорбируемая в кровь в ранней фазе легочного клиренса. fb - доля ну клида. переходящая в депо фиксации в дыхательном тракте. ss - скорость медленной абсорбции плутония в кровь.

В работе [Хохряков В.Ф., 1986] предложены следующие эмпирические соотношения, устанавливающие наиболее вероятную связь этих параметров с показателем транспортабельности аэрозолей:

("г = Б/ЮО (1)

1],= 0.0723- Б"0'31, (2)

55= 5.63-10"4 • Б1142 сут"1, (3)

Используя эти уравнения и посмертно измеренное содержание плутония в легком, можно в каждом случае подобрать такое 5. которое минимизирует соотношение:

11п2(Е/0). (4)

где

Е - ожидаемая величина параметров Гь и б5.

О - наблюдаемая величина параметров £ и 55 .

Рассчитав модельное значение транспортабельности Бтоа для каждого аутопсийного случая по приведенному выше алгоритму, анализируемый материал, хранящийся в электронной базе данных "Аутопсия", разделили на группы с учетом года начала контакта с плутонием и построили график динамики показателя транспортабельности, начиная с 1949 года до начала 80-\ на трех основных участках ПО "Маяк"

Дисперсность альфа-активных аэрозолей измеряли онтикорадиографическим методом [Лызлов А Ф. и др.. 2001] и микроскопическим методом исследования частиц в слое твердотельного пластикового детектора (ТТД) -

Размер частиц является одним из наиболее важных параметров при описании поведения ишалированных аэрозолен и орешизме человека. Поскольку региональное отложение широкою диапазона размеров радиоактивных частиц и oi.ic.ra4 респираторного тракта согласно моделям 30 и 66 Публикаций МКРЗ [МКРЗ. 1972: МКРЗ. 1994] связано с медианным по активности аэродинамическим диаметром, дисперсный состав исследуемых аэрозолей по разработанной методике характеризовался значением АМАД.

Результаты исследований

Изучение физико-химических характеристик промышленных альфа-активных аэрозолей на различных технологических участках является составной частью системы чониториша внутреннего облучения лиц из персонала, обусловленного основным дозообразующим нуклидом - плутонием.

Физико-химические свойства альфа-активных аэрозолей могут меняться при изменении условий их образования, т.е. при изменении технологических процессов получения продукта.

Прослеживая историю развития технологии радиохимического завода, следует отметить, что в основном изменения технологии заключались во внедрении дополнительных процессов, обеспечивающих полноту очистки урана и плутония от продуктов деления. Например, с 1952 года на заводе "Б" введена марганцево-ниобиевая очистка осадка натрийуранилтриацетата. в том же году введена, так называемая, схема Б-Б - последовательные операции окислительно-ацетатного. восстановительно-ацетатного осаждения и щелочного концентрирования плутония, с 1976 года на заводе "ДБ" введена экстракционно-сорбционная технология отделения плутония и т.д. Такие усовершенствования технологического процесса позволили резко снизить количество продуктов деления и. следовательно, уровни воздействия на персонал внешнего гамма-облучения. На транспортабельность альфа-активных аэрозолей данные изменения не оказали какого-либо заметного влияния, что подтверждается исследованиями по восстановлению показателя транспортабельности на основе сравнительного анализа

посмертных данных о распределении нуклида в организме лиц из персонала со Свойствами аэрозолей в указанный промежуток времени.

41943 1вЗО 1Я» 1960 1865 »» №3 4ИО

Гад-

РиС. 1. Рассчитанное на основе анализа аутопсийного материала значение 5пкх) для радиохимического производства, представленное во времени.

В 1959 году на заводе-дублере ДБ была внед^на технология получения диоксида плутония. При прокалке оксалата плутония до диоксида в аэрозольной смеси появляется труднорастворимая компонента двуокиси плутония. Небольшое снижение транспортабельности, наряду с увеличением уровня накопления нуклида в легких говорит о существенной роли труднорастворимой компоненты в указанный период.

Экспериментальные исследования транспортабельности альфа-активных аэрозолей, отобранных на технологических участках радиохимического производства, проводились эпизодически, начиная с 1984 года, до и после проводимых совершенствований технологических процессов.

Результаты исследований транспортабельности альфа-активных аэрозолей представлены в таблице 2 в виде усредненных величин, характерных для указанных участков в год их изучения.

Таблица 2

Транспортабельность альфа-активных аэрозолей, образующихся на различных

технологических участках радиохимического 'завода __(среднее±среднсквадратическое отклонение)_

Новое производство Комплекс РТ-1 (завод по переработке ОЯТ)

Технологический процесс 1984 1985 1986 1987 1999 2001 2002

Растворение урановых блоков 4.3 п=1 3.7±1.4 п=4 - 4.6±2.4 «1=3 . 6.5±1.7 п=6 5.1±0.9 п=16 43±0.2 п=12

Ацетатное осазедение 2.9±0.8 п=П - 2.9±0.6 п=13 - - - -

Сорбция 2.1±0.5 п=5 - 2.0Ю.7 п-15 - - - -

Экстракция 10.3±1.9 п=4 13.6±7.4 п»8 15.5±1.5 п«26 8.Ш.0 п=11 16.2±4.6 п=б 18.5±4.9 11=21 17Л2.8 п=17

Прокалка до Р11О1 0.5±0.2 п=7 0.7±0.3 п=8 0.7±0.3 п=12 0.6±0.2 п=3 - 0.8±0.4 п=21 0 7±0.4 п=!6

п - количество аэрозольных проб

Примечание: 1984-1987 - литературные данные, 1999-2002 - данные собственных наблюдений.

Данные о растворимости плутоний-содержащих аэрозолей на различцых участках радиохимического производства свидетельствуют о соответствии показателя транспортабельности химической форме перерабатываемого соединения.

Согласно технологии на подавляющем большинстве рабочих участков радиохимического завода в основном присутствовали аэрозоли нитрата плутония. И лишь отделения прокалки до Ри02, где конечным продуктом являлся диоксид плутония, а также участки экстракционного разделения нуклидов, отличались наличием в составе аэрозолей, наряду с другими химическими соединениями, соответственно трудно растворимого диоксида и быстрорастворимых комплексов с органическими лигандами.

По результатам экспериментальных исследований участки, где по технологии преобладают нитраты, характеризуются относительно высокими значениями транспортабельности, которые за весь период исследований варьировали от 3.7 ± 1.4 до 6.5 ± 1.7 %, среднее значение составило 4.7 ± 0.6 %.

На участках экстракционной переработки растворов, где наряду с нитратами присутствуют органические соединения, образующие с нуклидом высоко растворимые формы, значение транспортабельности колеблется от года к году в интервале от 8.1 ± 1.0 до 18.5 ± 4.9 % со средним значением 14.2 ± 3.0 %.

Преобладанием в аэрозольной смеси трудно растворимой формы нуклида - диоксида плутония - обусловлено самое низкое значение транспортабельности 0.5± 0.2 - 0.8 ± 0.4 % на участке прокалки оксалата до диоксида плутония, среднее значение составляет 0.7 ± 0.1 %.

Аналогичная связь показателя транспортабельности со свойствами перерабатываемых субстратов наблюдается на рабочих участках производства по получению и переработке плутония (таблЗ) Транспортабельность аэрозолей характеризуется химическими свойствами перерабатываемого субстрата, а ее средние значения уменьшаются при переходе от стадии растворения (химическое отделение) до получения металла (отделение механической обработки)

Участки, где по технологии преобладают нитраты, характеризуются относительно высокими значениями транспортабельности, которые за весь период исследований варьировали от 2.6+0 5% до 6.4±1 5%. Преобладание в смеси трудно растворимой формы нуклида - диоксида плутония - обуславливает низкие значения транспортабельности 0.2+0.1 % - 0.910.4 % на участках металлургии и механической обработки.

В таблице 3 приведены данные по транспортабельности альфа-активных аэрозолей с участков нового плутониевого производства с середины 70-х и до 2003 года

Таблица 3

Транспортабельность альфа-активных аэрозолей, отобранных с различных рабочих участков завода по получению и переработке плутония (среднее±среднеквадратическое отклонение)

Химическое отделение

Год исследования 1975 1977 1987 1998 2001 2003

Кол-во фильтров 23 20 8 7 24 27

Б±ст 2.6+0.5 2.5±0.3 2.3±0.3 6.4±1.5 4.5±1.2 5.4±1.5

Химико-металлургическое отделение

Год исследования 1977 1978 1987 1998 2003

Кол-во фильтров 17 8 8 5 20

5±ст 0.6±0.1 0.5±0.2 0.6±0.2 2.1 ±0.3 1 6±0.4

Литейно-механический участок

Год исследования 1975 1976 1977 1978 1979 1987 1998 2001 2003

Кол-во фил 12 8 8 4 56 5 17 14 22

0 2±0 1 0 2±0.1 0 5±0 2 0 3±0.03 0 3±0.04 0.4Ю.2 0 8±0.3 09±0 4 0 8±0 4

Примечание- 1975-1987 - литературные данные, 1998-2003 - данные собственных наблюдений

Экспериментальные исследования транспортабельности альфа-активных аэрозолей в рабочих помещениях нового плутониевого производства стали проводиться с 1975 года. До указанного времени динамику транспортабельности восстановили ретроспективным методом сравнительного анализа посметрных данных о распределении нуклида в организме лиц из персонала со свойствами аэрозолей. Рис.2 показал, что начиная с 1949 года, на литейно-механическом участке наблюдается увеличение наряду с уменьшением относительного содержания плутония в легких в зависимости от года начала контакта с плутонием. На данном участке эта зависимость является достоверной, в то время как на химико-металлургическом участке (рис.3) прослеживается лишь тренд к увеличению 8„к</ со временем. Вероятно, это объясняется тем, что на литейно-механическом участке по технологии образуются мелкодисперсные металлические частички, в то время как на химико-металлургическом присутствуют преимущественно частицы жидкой фазы. По-видимому, увеличение транспортабельности со временем является, результатом внедрения новых технологий и использования более совершенного герметичного оборудования, что в свою очередь приводит к уменьшению размеров частиц, попадающих в зону дыхания рабочих. По данным Мелентьевой Р.В. в 70-х начале 80-х гт. при исследовании дисперсного состава аэрозолей из рабочих помещений плутониевого производства была выявлена тенденция к увеличению доли мелкодисперсной фракции наряду с уменьшением со временем среднего размера частиц.

Рис.2. Рассчитанное на основе аутопсийного материала значение транспортабельности для литейно-механического участка плутониевого

производства

о ------

1050 1960 1870 1980

Годы

Рис.3. Рассчитанное на основе аутопсийного материала значение

транспортабельности для химико-металлургического участка плутониевого

производства.

Анализ данных таблицы 3 показал, что средние значения транспортабельности на всех участках не изменялись с первых лет исследования и до 90-х. Это в свою очередь указывает на неизменность в данный период состава перерабатываемых субстратов и условий образования альфа-активных аэрозолей.

Результаты исследований 1998-2002 гг. свидетельствуют о достоверном увеличении показателя транспортабельности на рассматриваемых технологических участках. Так, например, в химическом отделении среднегодовое значение транспортабельности до 1987 года включительно не превышало 2 6±0.5 %. В 1998 году транспортабельность аэрозолей в этом отделении составила 6.4 ±1.5%. Увеличение показателя отмечается также в химико-металлургическом отдеделении с 0.6+0 1 % до 2.1+0.3 % и на литейно-механическом участке - от 0.2±0.1 до 0.9±0.4%.

На рис.4 показана динамика транспортабельности альфа-активных аэрозолей, отобранных в литейно-механическом отделении плутониевого производства.

1970 1980 19» 2000

ГОД«

Рис.4. Динамика транспортабельности альфа-активных аэрозолей в литейно-механическом отделении плутониевого производства.

40

Год»

Рис. 5. Динамика дисперсности альфа-активных аэрозолей в рабочих помещениях плутониевого производства.

Такое увеличение транспортабельности, возможно, объясняется несколькими причинами.

Во-первых, изменился состав перерабатываемого вещества, поскольку в настоящее время прекращена наработка оружейного плутония, и в основном ведется утилизация ядерных зарядов.

Во-вторых, промышленные аэрозоли, как известно, являются сложными по химическому и дисперсному составу смесями, и более высокая скорость растворения может объясняться преобладанием в смеси более растворимого компонента. В частности, анализ аэрозольных проб на содержание америция, растворимость которого в среднем от двух до семи раз превышает таковую для плутония, показал, что его доля может достигать до 15 % от общей альфа-активности, задержанной на фильтре при отборе проб воздуха.

В-третьих, совершенствование и модификация технологических процессов, проводимые с целью улучшения санитарно-гигиенической обстановки, направлены на повышение герметичности используемого оборудования. Это в свою очередь приводит к уменьшению размеров аэрозольных частиц, попадающих в зону дыхания рабочих.

О последнем факте свидетельствует график динамики средневзвешенных значений АМАД (рис. 5), построенный с учетом данных о размерах и соотношении фракций альфа-активных аэрозолей плутониевого производства, а также результатов собственных наблюдений (см. табл. 4).

Таблица 4

Размеры и соотношение фракций альфа-активных аэрозолей в рабочих помещениях плутониевого

производства [Мелентьева Р.В, 1985, Аладова Е.Е., 2002]

Годы МДФ СДФ КДФ

АМАД По а-акт, % АМАД По а-акт, % АМАД По а-акт, %

1972 0,44 16,0 10,86 39,2 69,2 44,8

1973 0,44 26,5 8,28 62,8 63,7 10,7

1974 0,44 35,1 4,35 49,7 63,7 15,2

1977 0,44 48,3 4,56 33,5 63,7 18,2

1980 0,44 65,1 5,45 30,4 63,7 4,5

1981 0,44 66,0 4,50 22,6 63,7 I М

2001* 0,25 25,0 4.59 75,0 КДФ отсутствует

* - данные собственных исследований

Таким образом, с уменьшением во времени дисперсности альфа-активных аэрозолей, транспортабельность увеличивалась.

Найденная закономерность позволяет установить корреляционные соотношения, связывающие показатель транспортабельности и дисперсность радиоактивных частиц на различных производственных участках для использования при восстановлении индивидуальных сценариев облучения. Такой подход позволит снизить неопределенности, возникающие при реконструкции доз облучения от инкорпорированного плутония, когда известен профмаршрут. но нет информации о размерах вдыхаемых частиц и величине ингаляционного поступления.

Рабочие ПО "Маяк" - это первая когорта, которая дала информацию об отдаленных последствиях инкорпорации плутония на здоровье человека Огромный объем данных аутопсийных исследований и измерений экскреции нуклида наряду с учетом физико-химических свойств аэрозолей дает возможность построения надежной модели дозиметрии плутония.

Исследования физико-химических свойств промышленных аэрозолей плутония, постоянно проводимые в БФЛ. обеспечивают систему мониторинга внутреннего облучения персонала ПО "Маяк" исходной информацией, дающей представление о поведении радионуклида в организме человека при ингаляционном поступлении. Наличие такой информации очень важно для корректной дозиметрии на основе разработанных биокинетических моделей.

Учитывая сказанное, для целей электронного учета уровней накопления нуклида в органах основного депонирования и расчета доз внутреннего облучения лиц из персонала проведена систематизация рабочих участков ПО "Маяк" по показателю транспортабельности в соответствии с кодами ЭБД на основе экспериментальных исследований транспортабельности аэрозолей, расчетных значений 8тоа и сведений о развитии технологии атомного комплекса за весь период его функционирования.

В отдельном разделе ЭБД под тем же кодом также содержится информация о среднеднегодовых концентрациях альфа-активных аэрозолей на каждом исследованном участке. Предложенная систематизация представляет собой перечень рабочих участков радиохимического (49 участков) и плутониевого (45 участков) заводов, на основании

изученных свойств аэрозолей соединений плутония, с указанием показателя транспортабельности аэрозоля, периода работы отделения и технологического процесса.

Таблица 6

Технологические участки ПО "Маяк" с указанием показателя _транспортабельности и кода ЭБД__

Завод Код Период работы Технологический процесс S,%

Завод "Б" I 1949-1977 Хранение хим. реагентов 3.0

2 1949-1977 Растворение урановых блоков 4.3*

9 1949-1952 Хранение фторидных растворов 3.0**

12 1949-1965 Выдержка BAO 3.0

13 1949-1952 Регенерация экстрагента 3.0

15 1949-1952 Сорбция ПД 3.0

20 1955-1964 Аффинаж Ри 3.0

21 1959-1987 Растворение 4.3

Завод "ДБ" 22 1976-1987 Экстракция, реэкстракция U. Ри 14.2

...

24 1959-1987 Марганцево-ниобиевая очистка, восст.ацет.осажд. 2.9

25 1959-1987 Концентрирование Ри 2.9

26 1959-1987 Сорбционное разделение U Ри 2.1

27 1959-1987 Оксалатное осаждение, прокалка до Pu02 0.6

36 1971-н/в Хранение ОТВС 3.0

Í— С. 38 1977-н/в Растворение 5.0

39 1977-н/в Экстракция и реэкстракция 14.2

,„

43.44 1977-н/в Осаждение Np. Pu и прокалка 0.8

46 1977-1981 Экстракция и реэкстракция 14.2

49 1980-н/в Хранение отработанного экстрагента 3.0

50 1949-1962 химия+металлургия 1.0

Плутониевый завод 69 1955-1962 Переработка шлаков 1.0

52 1976-н/в изготовление ТВЭЛ 1.0

61 1951 -н/в анализ продукта (U, Ри - окислы, хлориды, оксалаты) 1.0

92 1970-н/в Производство металлического плутония 0.5

* - средние значения показателя транспортабельности, полученные путем анализа образцов воздуха в период с 1977 по 2002 гг., ** - значения транспортабельности согласно принятой классификации с учетом применяемой технологии.

Второй задачей настоящего исследования является оценка параметров быстрой абсорбции в кровь - фракций fr, и скоростей растворения sr, ss для промышленных соединений плутония (рис.6) по данным in vitro эксперимента.

Рис.6. Камерная модель абсорбции из легких в кровь МКРЗ-66.

В действующей модели ЮУрИБФ доля нуклида fr, которая переходит в кровь с относительно большой скоростью в ранней фазе после осаждения в дыхательном тракте, приравнена к показателю транспортабельности.

Однако, существуют имитанты легочной жидкости, по химическому составу более близкие к биологическим жидкостям организма, чем раствор Рингера. Согласно модели легочного клиренса частицы после отложения удаляются из легких с помощью "частичного" транспорта и растворения как во внеклеточной легочной жидкости, так и во внутриклеточной жидкости макрофагов. Для более реалистичного моделирования процесса абсорбции нуклида в кровь, конечно, необходимо учитывать наличие макрофагального растворения.

Химические свойства межклеточной легочной жидкости и цитоплазмы макрофага сильно различаются и, следовательно, можно, ожидать, что аэрозольные частицы будут по-разному растворяться в этих различных биологических средах в зависимости от многих факторов: значения pH среды, количества комплексующего агента, окислительно-восстановительного потенциала и т. д.

В наших исследованиях динамика растворения оксида, нитрата плутония и аэрозолей смешанного состава изучалась в трех разных по составу растворителях: в 2-х имитантах легочной жидкости - SUF и раствор Рингера, и фаголизосомном имитанте PSF.

Динамику растворения исследуемых i аэрозолей плутония в различных имитантах биологической жидкости можно представить в виде суммы двух экспоненциально убывающих во времени функций:

Q/Qo= a,e-V + a2e-V , (5)

где

О - содержание альфа-активности на фильтре в момент времени I, Бк; С?о - исходное содержание альфа-активности на фильтре при 1=0, Бк; а, - доля нуклида, способная к относительно быстрому растворению; X.! - скорость убывания быстрорастворимой фракции, сут"1; а2 - доля нуклида, подвергаемая медленному растворению; А.2 - скорость убывания медленнорастворимой фракции, сут'1.

Численные значения показателей а,, а2 и )ч, Х2 приведены в таблицах 8-10.

Таблица 8

Параметры растворения аэрозолей диоксида плутония в трех растворителях

Растворитель Фракция а,, % X,, сут Фракция а2. % Х2, сут"1

4.69 0,8940 95,20 0,0006

РБР 1.73 0,2377 97,82 0,0005

Раствор Рингера 0.34 2,1879 99,56 0,0003

Таблица 9

Параметры растворения аэрозолей нитрата тутония в трех растворителях

Растворитель Фракция а,. % Фракция а2. % Х2. суг'1

21.55 0.7977 76,59 0.0038

РБР 7.37 3.1452 89,95 0,0036

Раствор Рингера 2.53 4.5900 97.35 0,0011

Таблица 10

Параметры растворения аэрозтей смешанного состава в трех растворителях

Растворитель Фракция аь % , сут" Фракция а2. % ?.2, СУТ"'

15.86 0.2051 84,03 0.0014

РБР1 5.65 1.5828 93.28 0,0013

Раствор Рингера 1,32 0.8556 98,36 0,0005

Врсня, супи

Рис.7. Динамика растворения аэрозолей, содержащих оксид плутония в различных имитантах биологической жидкости.

по ----------

: Нитрат

в 20 40 <0

время, супи

Рис.8. Динамика растворения аэрозолей, содержащих ни4рат плутония, в различных имитантах

биологической жидкости.

• ао <о и

Рис.9. Динамика растворения аэрозолей смешанного состава в различных имитантах

биологической жидкости.

Из графиков и таблиц видно, что полученные результаты коррелируют со свойствами химических соединений, входящих в состав исследуемых промышленных аэрозолей. Причем скорость растворения в имитанте ультрафильтрата легочной сыворотки ЭиЁ выше для всех трех соединений. Тренды растворения изучаемых аэрозолей в имитантах биологических жидкостей с различной кислотностью соответствуют представлениям о

поведении соединений плутония в условиях достаточно высокой (р! 1=4.0) и низкой (рН=7.4) концентрации водородных ионов.

Согласно рекомендациям МКРЗ-66, в зависимости от типа химического соединения параметру Гг приписывают значения от 0.001 до 0.1. Однако, как уже не раз подчеркивалось (МКРЗ), во всех случаях, когда это возможно рекомендуется пользоваться результатами прямых наблюдений.

Таблица 11

Прараметры модели ЮУрИБФ и МКРЗ-66_

Оксид Нитрат Аэрозоли смешанного состава

,,ГЛ1 МКРЗ ЮУрИБФ класс S ЮУрИБФ МКРЗм v класс М МКРЗ ЮУрИЬФ класс М

Доля быстрого растворения. 1> 0 003 0 001 0 03 0 1 001

Скорость быстрого растворения, б,. суг'1 100 100 100 100 100

Скорость медленного растворения, в». ОТ1 0 00025 0 0001 0.002 0 005 00051

Депо фиксации Гь 0 22 0 0 0.035 0.0 0 077

Параметры растворения шпрата плутония в SUF очень бники к данным, опубликованным недавно в |l-theringion. Stradling. 2004] В этих работах нрелоав iciim результаты исследования параметров абсорбции в кровь нитрата плутония Ри-237. ингалированного двум мужчинам-добровольцам (см. таб.12).

Эксперимент заключался в следующем. Двум здоровым мужчинам ингалировапи аэрозоли нитрата ^'Ри/^Ри с размером частиц 1.1 мкм. Задержку в легких и других органах измеряли с помощью полупроводникового детектора в течение 120 дней после ингаляции. Одновременно измеряли Ри в образцах мочи.'кала и крови.

В таблице 12 представлены экспериментально полученные значения параметров абсорбции fr. ss. sr. нитрата плутония при ингаляции 2-м волонтерам, эксперимента с крысами [Bailey и др. 1999]. и значения по моделям МКРЗ-66 и ЮУрИБФ.

Таблица 12

Экспериментальные и модельные параметры абсорбции для нитрата плутония

Дни fr sr (сут'1) s5(cyT"')

Волонтер 1 0- 120 0.23 0.22 0.0032

Волонтер 2 0- 120 0.21 0 40 0,0025

Крысы 0-84 0.09 20 0,0055

Модель МКРЗ-66 Тип М - 0.1 100 0.0050

Модель ЮУрИБФ - 0.03 100 0,0020

Сравнения скорости медленной абсорбции показали неплохую сходимость для всех приведенных значений.

Что касается быстрой фазы абсорбции, значения параметра С, по моделям МКРЗ-66 и

ЮУрИБФ в несколько раз меньше полученных в эксперименте с иолоитсрами (см табл 12), вероятно, в результате недоучета недостаточно изученных закономерностей метаболизма радионуклида в ранней фазе легочною клиренса

Значения параметра мгновенной абсорбции f, в имитанте у льфафильтрата сыворотки StJF для нитрата, смеси и двуокиси равны соответственно 21 5%, 15.9% и 4.7% и примерно на порядок превышают значения, полученные с применением стандаршого метода диализа в рас [воре Рингера - 2 53%, 1 32%. О 34% Полученные значения fr в SUr для соединений нитрата бчизки к значениям параметра, полученным в опытах m vitro в ЮУрИБФ в 1972-1976 гг методом ультрафи.нлрации в разбавленной сыворотке кропи четовека для стандартною раствора нитрата плутония и ajposoicH. отобранных с некоторых произиодавенных участков радиохимического и плутопиевою заводов (15-25%) [Любчанский. 1976]. в опытах m vivo на крысах с нитратом плутония (15-18%) [Любчанский. 1968] Близость неличин параметра fr. полученных в разное время и разными методами, юворит о надежности значения мгновенной абсорбции нитрата плутония из ien<nx. установленное в данном исследовании в у. п.траф и л ьтраф и п, грате сыворотки SUI"

СЧлласпо модели МКРЗ-66 при s(=100 сут"1 для класса М. концентрация плутония в крови должна достичь максима ii.noi о значения через несколько минул после ингаляции Однако, по результа1ам того же жеиеримента с волонтерами, максимальная концентрация плутония в крови была 3apeiиорировапа toilko через полтора шя показав, что реально s, намного меньше рекомендуемою действующими моделями ^го говорит о том. что испо п.зуемые в настоящее время парамефы мо 1ети абсорбции плутония в кровь в ранней фазе обоснованы истосыточно и t |я корректной юзимефии необходимы ta н.пейшие исслетовапия в тгом иаправ iciihii

В практических це 1я\ представ 1ясi интерес определить в шяние по ученных значений нарамефов абсорбции на оценку доз

Па рис 10-11 привезена шпамика уровней созержания iiinpaia птуюния в организме и накоп юние жнинллепшых юз обучения легких при ус юиии хроническою мшаляционно1 о поступления 1 Ьк/депь аэрозолей АМЛД в I мкм за 50 .ici. предсказанная по жепериментальным параметрам абсорбции дтя трех растворителей, но модели МКРЗ (тип М) и по модели ЮУрИБФ

-Модель ЮУрИБФ-«-ICRP 66 класс M —i^SUF - -PSF

Рис.10 Динамика накопления нитрата плутония в организме при условии его хронического

поступления

■"^Модель ЮУрИБФ ■"•""ICRP-66 класс М SUF —**-PSF

Рис 11 Динамика дозы на легкое при условии хронического поступления ни фата

плутония

Из рисунков видно, что согласно параметрам, полученным при растворении в имигантах SU1 и PSF. нтрат плутония абсорбируется в кровь значительно быстрее, чем для раствора Ришера и по модели ЮУрИБФ. и соответствует соединениям класса М. Высокая доля fr абсорбции в кровь в смучае SUP и PSF и. следова1ельно. быстрый переход 21 5 % «держанной в легких активности в ранней фазе в системные opiaiibi. приводит к тому, что содержание нлуюния в организме. рассчи1аннос по модели ЮУрИБФ и ыя раствора Ришера. существенно ниже, чю можст принести к значительным неопределенностям в оценке доз

Конечно, дозовые оценки по резулмаим т \iiro эксперимента не могут бьпь однозначно приравнены к т wvo оценкам 1см пс менее т vitro исследования при прочих равных ус юииях яв 1яются единственно возможным подходом к получению информации о физико-химических свойствах ишалиронлшо!о материала, которую иным способом зачастую получить просто невозможно. Следовательно, полученные результаты являются новой и полезной информацией о растворимости промышленных соединений плутония в различных имитантах биологической жидкости, причем особенно важно сравнение с имеющимися т vivo данными и рекомендованными параметрами.

Таким образом, сравнительный анализ результатов исследования с опубликованными in vivo данными, полученными в эксперименте с добровольцами, показа 1и. чю параметры абсорбции нитрата плутония из респираторною факта в кровь Г,. s, s¡. при инга анионном поступлении б жзки параметрам, полученным т vitro в имитанте у лырафильтрата сыворо!ки SUF.

Из вышесказанного следует, что в ранней фазе легочною клиренса в кровь нереходи1 большая фракция нуклида, чем предсказывает модель ЮУрИБФ. и в случае аэрозолей нифата плутония для количественной оценки параметра 1'г при расчетах доз внутреннего облучения, использовать значения, полученные т vitro в имитанте ультрафильтрата сыворотки SUF. более обосновано. Установленный факт позволяет применять результаты исследования для совершенствования биокинетических моделей поведения плутония в дыхательном тракте, используемых для расчета доз внутреннего облучения лиц из персонала. Кроме того, экспериментально установленная корреляция между показа!елем транспортабельности, измеренным в растворе Рингера. в имитанте ультрафильтрата легочной сыворотки SUF и фаголизосомном имитанте PSF для оксида, нитрата и аэрозолей смешанного состава, позволяет использовать аутопсийный материал, классифицированный по транспортабельности в растворе Рингер^, для ревизии и валидации модели "Дозы-2000" с учетом значений, полученных в новых имитантах.

Список работ, опубликованных по теме диссертации

I. Хохряков ВФ. С)слова K.I . Цевелева ИТ, Аладова ЕЕ Объективный способ классификации альфа-активных аэрозолей для целей дозиметрии внутреннею облучения // Мед радиология и радиационная безопасность -1998.- №4 -с.41-45

2 Лладова ЕЕ. Хохряков ВФ Исследование альфа-активных аэрозолей в парковой зоне г Озерска // Вопросы радиационной безопасности - 1998. - №2. - с 42-45

3 Khokhrvakov V. Suslova К. Tsc\elyova I. Aladova E„ Fill py R. Classification of alpha-active workplace aerosols based on coefficient of transportability as measured b\ the dial)sis method // J Radioanahtical Nucl. Chem - 1998 -Vol 234 - p. 209-212.

4 I'ilip) R Khokhnakov V Suslova К . Romanov S . Stuit D. Aladova Г . Kathren R Anal) sis for Actinides in Tissue Samples from Plutonium Workers of Two Countries// I Radioanalytical Nucl Chem - 1998.-Vol 234 -p 172-174

5 Khokhrsakov V. Suslova K. Aladova E. Vasilenko E.. Miller S. Slaughter D. Krahenbuhl M Development of an Improved Dosimetry S)stcm for the Workers at the Ma)ak Production Association//Health Pins -2000 - Vol 79. - N 1 -p 72-76

6 Khoklmakov V. Suslova K. Eilip) R. Alldredge JR.. Aladova E. Glover S. Vostrolin V Metabolism and dosimetry of actimde elements m occupational!)-exposed personnel of Russia and the I 'nited States a sumtnar) //Health Phvs - 2000 - Vol 79. - N 1 - p 77-82

7 Khokhivakov V. Suslova K. Aladova E "I'mnsportabilit) of industrial plutomum aerosols as an objective characteristic of lung cleaiance for Ma)ak workers // Proceedings of the Topical Meeting on Radiation Pioteuion for Our National Prionties Medicine, the rnvnonment and the I euac) Spokane Washington September 17-21 2000 Published b\ the Amcncan Nueleai Soeietv Im. I'p 64-68

8 Атадова Г E Исс le ювание шснсрсносги альфа-активных промышленных азрозолей меюдом авюра жографии // Вопросы радиационной безопасности. - 2002 - № 4 - с 17-21

9. \ ia iona I Г. Хочряков ВФ. Ьон lapeiiKO С) \ Исследование фн ¡ико-\тшчески\ июнем) а.и>фа-акп1вны\ а>розо гей на произнотстве по подхчепию и rrepepaooiKe ii.iv юния // Вопросы радиационной безопасности. - 2002 -№3 - с.20-27.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ

АМАД - активный медианный аэродинамический диаметр

БФЛ - биофизическая лаборатория

КДФ - крупнодисперсная фракция

МДФ - мелкодисперсная фракция

МКРЗ - Международная комиссия по радиологической защите

НРБ - Нормы радиационной безопасности

СДФ - среднедисперсная фракция

ФИБ-1 - Филиал №1 ГНЦ - "Miici И1> i а биофизики"

ЭБД - электронная база данных

ЮУрИБФ - Южно-Уральекии институт биофизики

PSF - имитант цигом ia ¡мы макрофага

sur - ими i ait 1 ici очной сыворо!ки

ОЯТ - отработанное я îcpnoe топливо

идк - индиви ix а 1ьныи дозиметрической контроль

->

i-ye* 8

РНБ Русский фонд

2006-4 7218

Содержание диссертации, кандидата биологических наук, Аладова, Елена Евгеньевна

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОЦЕНКА СКОРОСТЕЙ АБСОРБЦИИ СОЕДИНЕНИЙ ПЛУТОНИЯ ИЗ РЕСПИРАТОРНОГО ТРАКТА В КРОВЬ

Обзор литературы).

1.1 Задержка аэрозольных частиц в дыхательном тракте.

1.2 Механизмы абсорбции.

1.2.1 Растворение частиц.

1.2.2 Переход в кровь.

1.3 Определение скорости абсорбции.

1.3.1 Определение скорости абсорбции in vivo и in vitro.

1.3.2 Методические подходы к определению растворимости in vitro.

1.3.3 Растворители, применяемые в in vitro тестах.

1.4 Классификация промышленных аэрозолей с различных рабочих участков ПО "Маяк" по показателю транспортабельности.

Введение Диссертация по биологии, на тему "Влияние физико-химических свойств промышленных альфа-активных аэрозолей на результаты биофизического мониторинга персонала, работающего в контакте с плутонием"

Актуальность исследования

Исследования проводились на базе первого в Российской Федерации широкопрофильного предприятия ядерно-топливного цикла Производственного объединения "Маяк" (ПО "Маяк"), основной задачей которого в прошлом являлась выработка плутония для использования в военных целях.

Сегодня ПО "Маяк" - это сложнейший комплекс взаимосвязанных производств, которые структурно выделены в заводы и производственные цеха. В настоящее время на "Маяке" внедряются и развиваются различные конверсионные направления. Среди них такие перспективные как:

- переработка отработанного ядерного топлива атомных электростанций и подводных атомных лодок;

- получение оксидного смешанного топлива и ТВЭЛов;

- производство диоксида урана, пригодного для изготовления топлива для АЭС;

- изотопное производство;

- строительство хранилища делящихся материалов (ХДМ).

Предполагается, что ХДМ сможет принять на хранение 400 тонн урана и плутония. По завершению строительства хранилище должно принять первые 34 тонны оружейного плутония, демонтированного с российских ядерных боеголовок.

Радиационно-гигиенические, клинические и токсикологические исследования показали, что поступление плутония через органы дыхания является наиболее опасным, в особенности в условиях промышленного производства этого радионуклида [8]. Совершенствование технологии производства, применение средств коллективной и индивидуальной радиационной защиты позволило коренным образом улучшить условия труда на современном плутониевом производстве ПО "Маяк". Однако, даже в настоящее время ингаляционное поступление соединений плутония у персонала, работающего в регламентных, соответствующих принятым нормам радиационной безопасности (НРБ-99) условиях, остается возможным.

В связи с этим совершенствование дозиметрии инкорпорированного плутония остается актуальной задачей проблемы по обеспечению радиационной безопасности предприятий атомной индустрии. Данная задача решается с помощью биокинетических моделей транспорта и экскреции, которые разрабатывались в ЮУрИБФ и в настоящее время постоянно совершенствуются, улучшая качество плутониевой дозиметрии [33, 34, 75].

Действующая методика расчета доз внутреннего облучения от инкорпорированного плутония по уровню экскреции с мочой учитывает дисперсность и транспортабельность вдыхаемых аэрозолей, от которых напрямую зависят механизмы отложения аэрозольных частиц и очищения дыхательного тракта [32, 34]. Поэтому дальнейшее совершенствование косвенно дозиметрических методов связано с решением биологических вопросов, касающихся количественных закономерностей транспорта инкорпорированного нуклида в организме, опираясь на информацию о физико-химических свойствах аэрозольных частиц на рабочих местах.

В производственных условиях растворимость и дисперсность радиоактивных веществ может варьировать в самых широких пределах, во многих случаях эти характеристики, вследствие проводимых усовершенствований и модификаций технологических процессов, нестабильны, поэтому с целью получения корректных дозовых оценок необходимо постоянно контролировать данные показатели на рабочих участках.

В биофизической лаборатории, начиная с 1975 года, в разные периоды времени, проводились исследования параметров растворимости альфа-активных аэрозолей на производственных участках ПО "Маяк" по методике определения транспортабельности методом диализа в растворе Рингера [24, 33,35,36].

В 70-80 гг. подробно были исследованы участки плутониевого производства и некоторые участки радиохимического завода. В эти же годы в радиобиологической лаборатории для решения ряда вопросов, связанных с применением ингаляций пентацина, проводились исследования растворимости промышленных аэрозолей плутония на отдельных участках ПО "Маяк" методом ультрафильтрации в разбавленной сыворотке крови [15, 16]. Но многие участки производства до настоящего времени оставались неизученными.

Измерения дисперсного состава альфа-активных аэрозолей проводились эпизодически [4, 7, 18, 19]. В настоящее время существует явный дефицит данных о размерах радиоактивных пылевых частиц в производственных помещениях ПО "Маяк", особенно в первые годы эксплуатации предприятия, что приводит к возникновению больших неопределенностей ретроспективных дозовых оценок.

Скорость растворения частиц вещества, попавшего в легкие, определяется как физико-химическими свойствами аэрозоля, так и свойствами биологической среды организма, в которой происходит растворение.

В действующей модели ЮУрИБФ доля нуклида, которая переходит в кровь с относительно большой скоростью в ранней фазе легочного клиренса после осаждения в дыхательном тракте, приравнена к показателю транспортабельности, измеренному методом диализа в растворе Рингера [32]. Поскольку данное предположение является лишь первым приближением, представляло интерес сравнить кинетику растворения различных соединений плутония в имитантах, максимально близких к условиям биологической среды организма человека по солевому составу и температуре, с результатами, полученными в растворе Рингера. Уточнение биокинетических параметров быстрой фазы абсорбции плутония из дыхательного тракта в кровь является актуальной задачей, решение которой необходимо для получения более реалистичных оценок доз облучения при ингаляционном поступлении различных соединений нуклида.

Целью работы является: оценка транспортабельности и дисперсности промышленных альфа-активных аэрозолей для повышения качества косвенной дозиметрии плутония, основанной на трактовке данных по экскреции радионуклида с мочой и калом.

В задачи исследования входило:

• пополнение и систематизация данных о транспортабельности промышленных аэрозолей на рабочих участках радиохимического и плутониевого производств в соответствии с кодами, применяемыми в ЭБД для обозначения профмаршрутов и расчета доз внутреннего облучения при биофизическом мониторинге внутреннего облучения персонала ПО "Маяк", работающего в контакте с различными соединениями плутония;

• восстановление значений показателя транспортабельности плутоний-содержащих аэрозолей в ранние периоды работы ПО "Маяк", когда измерения показателя еще не проводились, на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении радионуклида в организме бывших работников ПО "Маяк". Это позволит снизить неопределенности ретроспективных оценок доз внутреннего облучения, используемых эпидемиологами для оценки радиационных рисков;

• исследование корреляции между дисперсностью и транспортабельностью;

• исследование кинетики in vitro растворения промышленных соединений плутония в различных имитантах легочной жидкости и сравнение параметров in vitro растворения с опубликованными данными in vivo наблюдений с целью установления корреляции этих показателей с параметрами ранней фазы легочного клиренса, используемых в текущих дозиметрических моделях.

Научная новизна

В ходе исследований проведена детальная инвентаризация и систематизация рабочих участков по показателю транспортабельности аэрозолей в соответствии с кодами ЭБД с учетом их периода работы, назначения, характера технологического процесса и состава перерабатываемого продукта с целью методического обеспечения дозиметрической системы контроля внутреннего облучения персонала ПО "Маяк".

Расчетным методом с привлечением информации о профмаршрутах и данных о распределении плутония в организме бывших работников ПО "Маяк" восстановлены значения транспортабельности в первые годы эксплуатации предприятия, когда измерения физико-химических свойств аэрозолей в производственных помещениях завода не проводились. Полученные данные позволяют получить ретроспективные оценки доз внутреннего облучения для работников первых лет работы предприятия, не обследованных на содержание плутония, но чей профессиональный маршрут известен, и тем самым расширить эпидемиологические когорты.

Обобщены и систематизированы уникальные данные по истории развития технологии широкопрофильного радиохимического предприятия, которые являются неотъемлемым дополнением и поддержкой дозиметрического регистра работников ПО "Маяк".

В работе впервые выявлены закономерности изменения показателя транспортабельности в зависимости от изменения технологического процесса и дисперсности аэрозолей, что необходимо учитывать при расчетах ингаляционного поступления.

На основании сравнительного анализа кинетики растворения in vitro нитрата, оксида плутония и их смеси с производственных участков ПО "Маяк" в имитантах легочной жидкости, максимально приближенных к биологической среде организма человека, предложены новые параметры быстрой абсорбции в кровь в ранней фазе легочного клиренса для соединений типа нитрата, численные значения которых совпадают с опубликованными данными in vivo наблюдений на людях.

Научно-практическая значимость исследований состоит в том, что получены важные радиобиологические параметры для действующих в настоящее время дозиметрических моделей, в частности модели дыхательного тракта МКРЗ-66 и адаптированной модели ЮУрИБФ. Особую важность эти характеристики представляют для трактовки результатов исследования метаболизма плутония в ранней фазе легочного клиренса при ингаляционном поступлении.

Представленные материалы могут широко использоваться для восстановления индивидуальных историй облучения лиц из персонала ПО "Маяк" при выполнении задач по повышению точности оценок уровней накопления и доз внутреннего облучения от инкорпорированного плутония. Вовлечение новой дополнительной информации о физико-химических свойствах аэрозолей плутония является одним из условий усовершенствования методики реконструкции доз внутреннего облучения с целью повышения качества радиационно-эпидемиологических исследований влияния радиации на здоровье человека.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Завершена паспортизация рабочих участков ПО "Маяк" по показателю транспортабельности аэрозолей с учетом применяемой технологии на каждом рабочем участке и периода работы технологических отделений для методического обеспечения дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала.

2. Разработан метод ретроспективной оценки показателя транспортабельности на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении плутония в организме бывших работников со свойствами аэрозолей для реконструкции доз внутреннего облучения лиц из персонала ПО "Маяк", начавших работу в первые годы эксплуатации предприятия.

3. Установлено новое значение радиобиологического параметра fr - фракции, абсорбируемой из респираторного тракта в кровь в ранней фазе легочного клиренса, для нитрата плутония, которое используется в математической модели при оценке уровня содержания нуклида в организме и легких человека.

Заключение Диссертация по теме "Радиобиология", Аладова, Елена Евгеньевна

ВЫВОДЫ

1. Проведен анализ транспортабельности альфа-активных аэрозолей методом диализа на неизученных ранее участках радиохимического и плутониевого производств. Проведена паспортизация производственных участков и составлен справочник классификации рабочих мест по транспортабельности с учетом их назначения, периода работы, характера технологического процесса и состава перерабатываемого продукта для методического обеспечения дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала ПО "Маяк".

2. Предложен расчетный метод ретроспективной оценки транспортабельности аэрозолей на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении плутония в организме работников ПО "Маяк" со свойствами аэрозолей. С использованием предложенного метода восстановлены значения показателя транспортабельности для участков радиохимического и плутониевого производств на тот период, когда экспериментальные измерения еще не проводились.

3. Установлено, что транспортабельность, рассчитанная по посмертным данным, на литейно-механическом и химико-металлургическом участках плутониевого производства увеличивается со временем, начиная с первых лет пуска завода, и коррелирует с экспоненциально уменьшающимся во времени накоплением плутония в легких, обнаруженным посмертно.

4. Динамика средневзвешенных значений показателя транспортабельности (S) на радиохимическом производстве, составленная на основе анализа аутопсийного материала и данных, полученных при анализе образцов воздуха, показала, что среднее значение S по производству колебалось около 3% за весь период эксплуатации предприятия. Небольшое снижение транспортабельности, наряду с увеличением уровня накопления нуклида в легких, наблюдалось лишь в годы пуска отделения по получению двуокиси плутония, что говорит о существенной роли трудно растворимой компоненты в указанный период.

5. На заводе РТ-1 участки экстракционного разделения радионуклидов характеризуются показателем транспортабельности 14.2% в результате образования хорошо растворимых комплексов плутония с органическими лигандами.

6. Установлено, что на плутониевом производстве средний размер аэрозольных частиц уменьшается со временем, в то время как динамика транспортабельности имеет явный тренд к увеличению. Обратная зависимость транспортабельности от размера частиц обнаружена при анализе транспортабельности и АМАД одних и тех же аэрозольных фильтров с участков плутониевого производства. Установленная зависимость может быть использована при дальнейшем совершенствовании текущих дозиметрических моделей.

7. Проведен сравнительный анализ кинетики растворения in vitro аэрозолей промышленных соединений плутония (оксид, нитрат и их смесь) с применением трех типов имитантов биологической жидкости: а) физиологический раствор Рингера; б) имитант ультрафильтрата сыворотки SUF; в) фаголизосомный имитант PSF.

8. Получено, что величина растворимой фракции в SUF для аэрозолей нитрата плутония, равная 21.5 %, значительно превосходит значения параметра быстрой абсорбции в ранней фазе легочного клиренса fr, принятые моделью ЮУрИБФ (3 %) и МКРЗ-66 (10 %), и совпадает с литературными данными in vivo наблюдений в экспериментах с привлечением добровольцев. Установленный факт свидетельствует о надежности полученной в исследованиях величины параметра fr для аэрозолей нитрата и позволяет применять результаты для совершенствования биокинетических моделей поведения плутония в дыхательном тракте, используемых при расчете доз внутреннего облучения лиц из персонала.

9. Установлена корреляция между кинетикой растворения оксида, нитрата плутония и аэрозолей смешанного состава в растворе Рингера, в имитанте ультрафильтрата легочной сыворотки SUF и фаголизосомном имитанте PSF, что позволяет анализировать аутопсийный материал о распределении нуклида в организме лиц из персонала, классифицированный по транспортабельности в растворе Рингера, для ревизии и валидации биокинетической модели "Дозы-2000" с учетом данных, полученных в новых имитантах.

1.5. Заключение

Анализ литературных данных показывает, что in vitro эксперименты благодаря простоте исполнения находят широкое применение в радиобиологии и дозиметрии инкорпорированных нуклидов:

• Для классификации промышленных аэрозолей, присутствующих на рабочих участках, по длительности задержки в легких (классы D, W, Y согласно МКРЗ-ЗО), по типу абсорбции в кровь (классы F, М, S согласно МКРЗ-66), по показателю транспортабельности S.

• Для исследования влияния физико-химических свойств аэрозолей, таких как площадь поверхности частиц, гидратное состояние, или присутствие примесей и различных компонентов на скорость растворения исследуемого вещества (а также влияние компонентов растворителя -карбонатов, фосфатов, цитратов или дополнительных условий -присутствие Ог, кислородсодержащих анионов).

• В случае отсутствия информации о растворимости промышленной пыли, скорость растворения, определяемая in vitro, может служить в качестве первого приближения для выбора параметров абсорбции при расчете дозовых коэффициентов.

Важность правильного определения параметров абсорбции промышленных соединений плутония по результатам in vitro тестов, определяется тем, что дозовые коэффициенты в зависимости от класса (классификация МКРЗ или по показателю транспортабельности) меняются существенно, поэтому неточности в оценках растворимости вещества могут привести к ошибкам при расчете дозовых нагрузок на легкие.

В настоящее время в модели ЮУрИБФ, которая используется для расчета доз лиц из персонала ПО "Маяк", быстро резорбируемая фракция fr абсорбции плутония в кровь оценивается по показателю транспортабельности, измеренному методом диализа в растворе Рингера. Данный метод является объективным способом классификации аэрозолей, позволяющим прогнозировать поведение широкого спектра соединений и их смесей в дыхательном тракте.

Однако, существуют другие имитанты легочной жидкости, по химическому составу более приближенные к биологическим жидкостям организма. Согласно модели легочного клиренса частицы после отложения удаляются из легких с помощью механизмов транспорта и растворения как во внеклеточной легочной жидкости, так и в жидкости внутри макрофагов. Для более реалистичного моделирования процесса абсорбции нуклида в кровь, необходимо учитывать наличие макрофагального растворения. Это значит, что для корректной дозиметрии параметры мгновенной абсорбции в кровь на ранней фазе легочного клиренса, применяемые в действующей биокинетической модели поведения плутония в организме работников ПО "Маяк", нуждаются в уточнении и обосновании.

В рамках той же модели ЮУрИБФ, представляющей собой адаптированную к условиям производства ПО "Маяк" модель легочного клиренса плутония МКРЗ-66, отложение радиоактивных аэрозолей в различных отделах дыхательного тракта определяется размерами частиц (значением АМАД). Поэтому контроль реальных условий формирования дозы облучения, являющийся одной из основных задач, решаемой при ИДК внутреннего облучения персонала предприятия, включает также определение АМАД вдыхаемых аэрозолей плутония.

Диссертация посвящена: • экспериментальному исследованию физико-химических характеристик аэрозолей методом диализа в растворе Рингера на неисследованных ранее производственных участках ПО "Маяк" и систематизации данных о транспортабельности в соответствии с кодами ЭБД в целях методического обеспечения индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при работах с соединениями плутония; расчетному восстановлению значений показателя транспортабельности плутоний-содержащих аэрозолей в ранние годы работы ПО "Маяк" на основе сравнительного анализа аутопсийных данных о распределении плутония в организме работников ПО "Маяк" со свойствами аэрозолей; исследованию корреляции между дисперсностью и транспортабельностью; исследованию кинетики in vitro растворения промышленных соединений плутония, отобранных на рабочих участках ПО "Маяк", в различных биологических растворителях и обоснование параметров мгновенной абсорбции в кровь сравнительным анализом результатов с имеющимися данными in vivo наблюдений.

2. МАТЕРИАЛ И МЕТОДЫ

В диссертации использована информация, накопленная в лаборатории внутренней дозиметрии ЮУрИБФ, результаты исследований ЮУрИБФ и результаты собственных исследований транспортабельности и дисперсности альфа-активных аэрозолей с технологических участков ПО "Маяк". Отбор проб воздуха осуществлялся специалистами служб радиационной безопасности ПО "Маяк".

2.1 Отбор аэрозольных проб

Для характеристики рабочих участков по транспортабельности в целях методического обеспечения ИДК внутреннего облучения персонала, отбирали пробы аэрозолей стандартным аспирационным методом [6] на фильтры АФА-РСП-20 из рабочих помещений на радиохимическом и химико-металлургическом заводах ПО «Маяк», где персонал мог контактировать с различными соединениями плутония, при нормальном ходе технологического процесса.

Для исследований скорости быстрой абсорбции соединений плутония in vitro отобрали пробы воздуха тем же методом с трех рабочих участков ПО "Маяк": с химического, где в основном присутствуют аэрозоли нитрата плутония; литейно-механического с преобладанием в воздушной среде диоксида плутония; и участка прокалки оксалата до диоксида плутония, с аэрозолями смеси хлорида, оксалата и оксида плутония. Активность плутония на фильтрах составляла от 450 до 1000 Бк.

2.2 Определение показателя транспортабельности

Транспортабельность альфа-активных промышленных аэрозолей при проведении текущего мониторинга рабочих участков характеризовали по результатам двухсуточного диализа проб воздуха через полупроницаемые мембраны с диаметром пор 0.15 мкм в физиологическом растворе Рингера (V=150 мл) при рН=7.3 и комнатной температуре (см. рис. 5). Одновременно исследовалось не менее 3 частей с одного аэрозольного фильтра. Всего было проанализировано 115 фильтров с участков радиохимического завода и 136 фильтров с участков плутониевого производства.

Для исследований параметров быстрой абсорбции соединений плутония в кровь брали по 6 равных частей с каждого фильтра и анализировали по 2 части фильтра с одного участка в трех различных растворителях. Частички фильтров помещали между двух полупроницаемых мембран, скрепляли их тефлоновыми кольцами и погружали в стаканы с тремя разными растворами: SUF - имитант ультрафильтрата сыворотки, PSF - фаголизосомный имитант и раствор Рингера, каждый объемом 80 мл. Состав растворителей представлен в таблице. В качестве полупроницаемых мембран использовали мембранные фильтры Владипор МФА-МА №2 с диаметром пор 0.15-0 .25 мкм.

In vitro тесты проводили при температуре 37 °С, рН=7.4 в имитанте ультрафильтрата сыворотки SUF и в растворе Рингера, и при рН=4.0 в фаголизосомном имитанте PSF. Во избежание испарения SUF и для поддержания постоянного значения рН раствора 7.4, пробы с SUF хранились в газопроточном термостате ГПИ-01, который обеспечивал постоянную циркуляцию 5 % смеси С02 и сжатого воздуха. Смена всех растворов осуществлялась по следующей схеме: в первые сутки через час, 2 часа, 4 часа, 8 часов. Далее первые сутки, вторые сутки, 4 суток, 7 суток, 10 суток и затем еженедельно до 52 суток.

Методики in vitro тестов для SUF и PSF, были разработаны в Lovelace Inhalation Toxicology Research Institute (г. Альбукерке, США); метод диализа в растворе Рингера - в лаборатории внутренней дозиметрии ЮУрИБФ.

Содержание плутония в пробах диализата, мембран и фильтров определяли путем соосаждения его из азотнокислых растворов зольного остатка анализируемой пробы с фосфатом висмута и последующего измерения альфа-активности осадка, смешанного с порошкообразным сцинтиллятором.

Результаты представляли в виде выраженной в процентах доли продиализированного плутония (содержание в диализате) от суммарного содержания в диализате и на фильтрах.

2.2.1 Состав применяемых имитантов биологических жидкостей

Растворять ингредиенты, входящие в состав имитанта ультрафильтрата сыворотки и фаголизосомного имитанта, необходимо при постоянном перемешивании, в порядке, указанном в таблицах 6 и 7.

Библиография Диссертация по биологии, кандидата биологических наук, Аладова, Елена Евгеньевна, Москва

1. Аладова Е.Е., Хохряков В.Ф. Исследование альфа-активных аэрозолей в парковой зоне г. Озерска. Вопросы радиационной безопасности, №2, 1998, с.42-45.

2. Аладова Е.Е. Исследование дисперсности альфа-активных промышленных аэрозолей методом авторадиографии. Вопросы радиационной безопасности, 2002, №4, с. 17-21.

3. Аладова Е.Е., Хохряков В.Ф., Бондаренко О.А. Исследование физико-химических свойств альфа-активных аэрозолей на производстве по получению и переработке плутония. Вопросы радиационной безопасности, 2002, №3, с.20-27.

4. Бадьин В.И. Исследование дозиметрических характеристик альфа-активных аэрозолей в производстве плутония. Дисс. канд. техн. наук, Москва, ИБФ, МЗ СССР, 1967, 332 с.

5. Булдаков Л.А., Любчанский Э.Р., Москалев Ю.И., Нифатов А.П. Проблемы токсикологии плутония. М.: Атомиздат, 1969. - 368с.

6. Быховская М.С., Тарасенко Н.Ю. Отбор проб воздуха. В кн.: Дозиметрические и радиохимические методы. М.: Атомиздат, 1966, с.91.

7. Воронин П.Ф. К вопросу оценки условий труда и состояния здоровья работающих в производстве плутония. ФИБ-1, 1964, инв.№ 200, 203 с.

8. Выявление, учет и медицинское наблюдение за носителями плутония-239 у человека и животных. Инструктивно-методические указания. Под ред. Э.Р.Любчанского и В.Ф.Хохрякова. М., 1987. - 101 с.

9. Ю.Ерохин В.В. Функциональная морфология легких. М.: Медицина, 1987.-270с.

10. Кароль И.Л. Радиоактивные изотопы и глобальный перенос в атмосфере. -Л.: Гидрометеоиздат, 1972. 366 с.

11. Любчанский Э.Р. Поведение 239Ри в организме крыс после однократной ингаляции некоторых его химических соединений. Радиобиология, 1967, том 7, выпуск 4, с.541-547.

12. Любчанский Э.Р., Плотникова Л.А. и др. Ускорение выведения плутония из организма человека. ФИБ-1, 1976, инв.№ 1196.

13. Любчанский Э.Р., Плотникова Л.А. и др. К вопросу о растворимости промышленных соединений плутония -239 в имитанте легочной жидкости. ФИБ-1, 1974, инв.№ 1016.

14. Любчанский Э.Р., Поплыко М.Г. Микролокализация плутония-239 в структурных элементах межальвеолярных перегородок после ингаляции различных его соединений. Мед. радиология, 1979, № 9, с.58-63.

15. Лызлов А.Ф., Мелентьева Р.В., Щербакова Л.М. Применение оптикорадиографического метода для исследования дисперсности промышленных альфа-активных аэрозолей. Вопросы радиационной безопасности, 2001, №3, с.63-78.

16. Плотникова Л.А. Распределение плутония-239 в организме человека и выведение его с помощью органических комплексообразователей. Дисс. канд. биол. наук, М., 1964.

17. Райст П. Аэрозоли. Пер. с англ. М. Мир, 1987.-278 с.

18. Самуйлова Э.В., Бычинский А.А., Лобанов Б.Г. Сравнительные данные о транспортабельности альфа-активных аэрозолей на различных участках радиохимического производства. Бюлл. радиац. мед. 1992, №2, с. 12-15.

19. Сохранич А.Л. Локализация плутония в ядерной фракции клеток легочной ткани. Медицинская радиология, 1987, №12, с.51-53.

20. Сохранич А.Л. Связь плутония-239 с некоторыми компонентами легочной и костной тканей и влияние на нее пентацина. Дисс. канд. биол. наук, М., 1985.

21. Спурный К., Йех Ч., Седлачек Б., Шторх О. Аэрозоли. Пер. с чешского. -М.: Атомиздат, 1964. 359 с.

22. Чернух A.M., Александров П.Н., Алексеев О.В. Микроциркуляция. М.: Медицина, 1975. - 455 с.

23. Чудин В.А. Обмен в организме аэрозолей двуокиси плутония разной дисперсности при поступлении через органы дыхания. Дисс. канд. биол. наук, М., 1978.

24. Швыдко Н.С., Попов Д.К., Ворожцова Л.Н., Рушоник С.И. О сорбции плутония-239 трансферрином сыворотки крови. Гигиена и санитария, 1975, №6, с.113-115.

25. Харунжин В.В. Двуокись плутония-239. Метаболизм, клиника и терапия при ингаляционном пути поступления. Дисс. доктора мед. наук. М., 1986, 396с.

26. Хохряков В.Ф. Графический метод оценки доз и уровней накопления плутония по данным об экскреции нуклида с мочой. Мед. радиология и радиационная безопасность (в печати).

27. Хохряков В.Ф. Обмен промышленных соединений плутония в организме человека. Моделирование транспорта и разработка косвенной дозиметрии. Дис. докт. мед. наук. - М., 1984. - 322с.

28. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Востротин В.В., Романов С.А. Адаптация моделей легочного клиренса МКРЗ-66 к данным о кинетике обмена плутония у персонала "Маяка". Мед. радиология и радиационная безопасность, 2001, Том 46, №6, с.76-83.

29. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Цевелева И.Т., Аладова Е.Е. Объективный способ классификации альфа-активных аэрозолей для целей дозиметрии внутреннего облучения. Мед. радиология и радиационная безопасность, 1998, №4, с.41-45.

30. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Цевелева И.Т., Лызлов А.Ф. Транспортабельность альфа-активных аэрозолей радиохимического предприятия. Бюл. радиац. мед. 1987, №2, с.98-102.

31. Хэм А., Кормак Д. Гистология. Пер. с англ. М., Мир, 1983, Т.4, 242 с.

32. Хура А. Й. Пневмологические проблемы. Пер. со словац. Братислава: Издательство словацкой академии наук, 1965.- 792 с.

33. Andre S., Metivier, Н., Auget, D. Assessment of uranium tetrafluoride dissolution in the lung by in vivo and in vitro methods.- Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, p.75-81.

34. Ansoborlo, E., Guilmette, R., Hoover, M.D. et. al. Application of in vitro dissolution tests for different uranium compounds and comparison with in vivo data. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, p.33-37.

35. Ansoborlo, E., Henge-Napoli, M.H., Chazel, V. et. al. Review and critical analysis of available in vitro dissolution tests. Health Phys., 1999, v.77, p. 638-645.

36. Ansoborlo, E., Chalabreysse, J., Henge-Napoli, M.H., Pujol, E. In vitro chemical and cellular tests applied to uranium trioxide with different hydration states. Environ. Health. Persp., 1992, v.91, p. 139-143.

37. Bailey, M.R., Guilmette, R.,Jarvis, N., Roy, M. Practical application of the new ICRP human respiratory tract model. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, №1-4, p. 17-22.

38. Bruenger, F.W., Stover B.J., Stevens, W., Atherton, D.R. Exchange of Pu-239 (IV) between transferrin anf ferritin in vitro. Health Phys., 1969,v.l6, №3, p.339-340.

39. Bruno, J. A reinterpretation of the solubility product of solid uranium dioxide. -Acta Chem. Scand. A., 1989, v.43, p.99-100.

40. Chazel, V., Houpert, P., Ansoborlo, E. Effect of U3O8 specific surface area on in vitro dissolution, biokinetics, and dose coefficients. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, 39-42.

41. Clementi, F., Palade, G.E. Intestinal capillaries. Permiability to peroxidase and ferritin. J. Cell. Biol., 1969, vol.41, p. 33-38.

42. Cooke, N., Holt, F. The solubility of some uranium compounds in simulated fluid.- Health Phys., 1974, v.27, p.69-77.

43. Cusbert, P.J., Carter, P.J., Woods, D. A. In vitro dissolution of uranium. -Radiat. Prot. Dosim., 1994, v.55, p.39-47.

44. Dennis, N.A., Blauer, H.M., Kent, J.E. Dissolution fractions and half-times of single source yellowcake in simulated lung fluids. Health Phys., 1982, v.42, p.469-477.

45. Diel, J.H., Mewhinney, J.A. Fragmentation of inhaled Pu02 particles in lung. -Health Phys., 1983, v.44, p.135-143.

46. Duport, P., Robertson, R., Ho, K., Horvath, F. Flow-through dissolution of uranium-thorium ore dust, uranium concentrate, uranium dioxide, and thorium alloy in simulated lung fluid. Radiat. Prot. Dosim., 1991, v.38, p.121-133.

47. Eidson, A., F. Comparison of physical chemical properties of powders and respirable aerosols of industrial mixed uranium and plutonium oxide fuels. -Health Phys., 1982, v.42, p.531-536.

48. Eidson, A., F. The effect of solubility on inhaled uranium compound clearance: a review. Health Phys., 1994, v.67, p. 1-14.

49. Eidson, A., Damon, E.G., Hahn, F.F., Griffith, W.C. The utility of in vitro solubility testing in assessment of uranium exposure. Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, p.69-74.

50. Eidson, A. F., Griffith, J. Techniques for yellow cake dissolution studies in vitro and their use in bioassay interpretation. Health Phys., 1984, v.46, p.151-163.

51. Eidson, A. F., Mewhinney, J.A. In vitro dissolution of respirable aerosols of industrial uranium and plutonium mixed oxide nuclear fuels. . Health Phys., 1983, v.45, p. 1023-1037.

52. Etherington, G., Shutt, A.L., Stradling, G.N. et. al. A study of the human biokinetics of inhaled plutonium nitrate.- Ann. Occup. Hyg., 2002, v.46 (Supplement 1), p.350-352.

53. Garger, E.K, Sazhenyuk, A.D., Odintzov, A.A., Paretzke, H.G. et.al. Solubility of airborne radioactive fuel particles from the Chernobyl reactor and implication to dose. Radiat. Environ. Biophys., 2004, v.43, p.43-49.

54. Griffith, W.C. Cuddihy, R.G., Boecker, B.B. et. al. Comparison of solubility of aerosols in lungs of laboratory animals (Abstract). Health Phys., 1983, v.45, p.233.

55. Guilmette, R.A., Kanapilly, G.M. Biokinetics and dosimetry of inhaled Cm aerosols in beagles: Effect of aerosol chemical form. Health Phys., 1988, v.55, p.911-925.

56. Hefferman, Т.Е., Lodwick, J.C., Spitz, H., et. al. Solubility of airborne uranium compounds at the fernald environment management project. Health Phys., 2001, v.80, № 3, p.255-262.

57. Henge-Napoli, M.H., Ansoborlo, E., Donnadieu-Claraz, M., et. al. Solubility and transferability of several industrial forms of uranium oxides. Radiat. Prot. Dosirn., 1994, v.53, p. 157-161.

58. Hickman, A.W., Griffith, W.C., Roessler, G.S. et. al. Application of a canine 238Pu biokinetics/dosimetry model to human bioassay data. Health Phys., 1995, v.68, p.359-370.

59. Hoover, M.D., Newton, G.J., Guilmette, R.A., et. al. Characterisation of enriched uranium dioxide particles from a uranium handling facility. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, № 1-4, p.57-62.

60. International Commission on Radiological Protection. Limits for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 30. Oxford: Pergamon Press, 1980.

61. Kanapilly, G.M., Diel J.H. Ultrafine РиОг generation, characterization and short-term inhalation study in the rat. Health Phys., 1980, v.39, p.505-519.

62. Kanapilly, G.M., Goh, С. Some factors affecting the in vitro rates of dissolution of respirable particles of relatively low solubility. Health Phys., 1973, v.25, p.225-237.

63. Kanapilly, G.M., Raabe, O.G., Goh, C. et. al. Measurement of in vitro dissolution of aerosols particles for comparison to in vivo dissolution in the low respiratory tract after inhalation. Health Phys., 1973, v.24, p.497-507.

64. Khokhryakov V., Suslova K., Aladova E., Vasilenko E., Miller S., Slaughter D., Krahenbuhl M. Development of an Improved Dosimetry System for the Workers at the Mayak Production Association. Health Phys., 2000, v.79, №1, p.72-76.

65. Kottrappa, P., Sundararajan, A. R., Bhanti, D.P., Menon, V.B. Dynamics shape factors for Pu02 aerosols useful in autoradiographic particle size analysis. -Health Phys., 1975, v.29, p.701-704.

66. Kreyling W.G. Aerosol particles parameters maintaining lung clearance by intracellular dissolution and translocation. J. Aerosol Sci., 1990, v. 21, p. 371374.

67. Langham, W. H., Basset, S.H., Harris, P.S., Carter, R. E. Distribution and excretion of plutonium administered intravenously to man. Health Phys., 1980, v.38, №6, p.1031-1060.

68. Lauweryns, J.M., Baert, J.H. Alveolar clearance and the role of the pulmonary lymphatics. Am. Rev. Respir. Dis., 1977, № 115, p.625-683.

69. Low F.N., Daniels C.W. Electron microscopy of the rat lung. Anat. Rec., 1952, v.l 13, p.437-443.

70. Matton, S., Bailly, I., Maissiot, P., Ansoborlo, E., Fritsch, P. Phosphate/U02 interaction during in vitro dissolution of inhalable particles in a medium simulating the phagolysosomal compartment. Radiat.Prot.Dosim., 1998, v.79, №1-4, p.49-51.

71. Mercer, T.T. On the role of particle size in the dissolution of lung burdens. -Health Phys., 1967, v.13, p.1211-1221.

72. Metzger, R., Cole, L. Solubility characterization of airborne uranium from a uranium recucling plant. Health Phys., 2004, v.87, № 1, p.89-91.

73. Mewhinney, J.A., Eidson, A.F., Wong, V.A. Effect of wet and dry cycles on dissolution of relatively insoluble particles containing plutonium. Health Phys., 1987, v.53, p.377-384.

74. Miglio, J.J., Maggenburg, B.A., Brooks, A.L. A rapid method for determining the relative solubility of plutonium aerosols. Health Phys., 1977, v.33, p.449-457.

75. Morrow P.E., Gibb F.R., Beiter H.D. Inhalation studies of uranium trioxide. -Health Phys., 1972, v.23, № 3, p.273-280.

76. Moss, O.R. Simulants of lung interstitial fluid. Health Phys., 1979, v.36, p.447-448.

77. Newton, D., Dmitriev, S.N. Tracking the behaviour of plutonium in man.-Radionuclides and Heavy Metal in Environment, 2001, v.5, p. 1-8.

78. Potter, R.M., Mattson, S.M. Glass fiber dissolution in a physiological saline solution. Glastech. Ber., 1991, v.64, №1, p. 16-28.1. ЛЛЛ

79. Sanders C. L. The distribution of inhaled Pu02 particles within pulmonary macrophages. Arch. Environ. Health, 1969, v.18, p.904-912.

80. Stather, J.W., Howden, S. The effect of chemical form on the clearance of 239-plutonium from the respiratory system of the rat. Health Phys., 1975, v.28, p.29-39.

81. Stradling, G.N., Loveless, B.W., Ham, G.J. et. al. The biological solubility in the rat of plutonium present in mixed plutonium-sodium aerosols. Health Phys., 1978, v.35, №2, p.229-235.

82. Stradling, G.N., Stather, J.W., Sumner, S.A., et.al. The metabolism and decorporation of Pu after inhalation of tributyl phosphate complex by the rat. Health Phys., 1985, v.49, p.499-502.

83. Jtradling, G.N., Etherington G., Hodgson, A., Bailey M.R. et. al. Comparison >etween biokinetics of inhaled plutonium nitrate and gadolinium oxide in mmans and animals.- Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2002, f.252, №2, p.315-325.

84. Suslova K.G., Filipy R.E., Khokhryakov V.F. et. al. Comparison of the dosimetryregistry of the Mayak Industrial Association and the United States Transuranium and Uranium RegistriesrA preliminary report. Radiat. Prot. Dosim., 1996, v.67, №1, p. 13-22.

85. Talbot, R.J., Knight, D.A., Morgan A. Biokinetics of 237Pu citrate and nitrate in the rat: implications for Pu studies in man. Health Phys., 1990, v.59, №2, p.l83-187.

86. Talbot, R.J., Newton D., Dmitriev. Sex-related differences in the human metabolism of plutonium. Radiat. Prot. Dosim., 1997, v.71, №2, p. 107-121.

87. Talbot, R.J., Newton D., Warner, A.J. Metabolism of injected plutonium in two healthy men. Health Phys., 1993, v.65, №1, p.41-46.

88. Voisin, C., Aerts, C., Jakubzak, E., Tonnel, A. La culture cellulaire en phase gazeuse. Un nouveau modele d'etude in vitro des activites des macrophages alveolaires. Bull. Eur. Physiopathol. Respir., 1976, v.38, p.347-348.

89. Watts. Clearance rates of insoluble plutonium-239 compounds from the lungs. Health Phys., 1975, v.29, №1, p.53-59.