Облучение экспериментальных животных активированной нейтронами радиоактивной пылью: разработка и реализация метода - первые результаты международного многоцентрового исследования

С помощью дозиметрических систем DS86 и DS02 оценены дозы облучения населения Хиросимы и Нагасаки от первоначального нейтронного и гамма-излучения при атомной бомбардировке [1, 2], однако, весьма небольшое внимание было уделено оценкам доз, обусловленных воздействием остаточной радиоактивности. Проблема определения значимости облучения при поступлении в организм радионуклидов от нейтронно-активированных диспергированных материалов и поднятой радиоактивной почвенной пыли до настоящего времени является предметом дискуссий: всё ещё нет полного понимания медицинских последствий для людей, которые попали в города Хиросиму и Нагасаки вскоре после атомной бомбардировки, но не находились там в момент ядерных взрывов [3-5]. Относительно высокие радиационные риски были установлены на большом расстоянии от эпицентра атомной бомбардировки в Хиросиме, где дозы, в соответствие с Дозиметрическими Системами 1986 и 2002 гг., были менее чем 80 мГр [6, 7]. Оценка бета-облучения является предметом особого внимания, поскольку известно, что у людей, которые попали в эпицентр взрыва вскоре после атомной бомбардировки Хиросимы, были отмечены различные синдромы, схожие с острыми радиационными эффектами, – например, сообщалось о случаях эпиляции у этих людей [3, 8, 9]. Была выявлена высокая частота эпиляции волосяного покрова головы на относительно больших расстояниях от эпицентра взрыва (более 2 км) в Хиросиме [10].

Основными нейтронно-активированными радионуклидами в поверхностных частицах почвы при ядерных взрывах в атмосфере, дающими вклад в дозу от внешнего бета- и гамма-облучения остаточной радиоактивностью, являются: ²⁴Na, ²⁸Al, ³¹Si, ³²P, ³⁸Cl, ⁴²K, ⁴⁵Ca, ⁴⁶Sc, ⁵⁶Mn, ⁵⁹Fe, ⁶⁰Co, ¹³⁴Cs [11]. Радионуклид ⁵⁶Mn (T 1/2 =2,58 ч) – один из основных нейтронноактивированных бета-излучателей в течение первых часов после нейтронной активации частиц почвенной пыли [9, 11, 12]. Бета-частицы ⁵⁶Mn со средней энергией 829,21 кэВ (100%) и максимальной энергией 2848 кэВ имеют средний пробег в биологической ткани 0,33 см. Основные линии спектра проникающего гамма-излучения ⁵⁶Mn следующие: 846,8 кэВ (98,9%), 1811 кэВ (27,2%), 2113 кэВ (14,3%), 2598 кэВ (17,3%).

Цель настоящего международного многоцентрового исследования – экспериментальное моделирование облучения экспериментальных животных активированной нейтронами радиоактивной почвенной пылью: разработка и реализация соответствующего метода и получение первых результатов оценок доз внутреннего облучения экспериментальных животных. Был предложен следующий эксперимент: активировать реакторными нейтронами (при флюенсе нейтронов, равном флюенсу в эпицентре взрыва атомной бомбы в Хиросиме) порошок MnO 2 для получения в его составе ⁵⁶Mn, а затем распылить его над экспериментальными крысами – для оценок доз внутреннего облучения животных от облучённых активированным нейтронами ⁵⁶Mn в виде диспергированного порошка. Результаты оценок доз внутреннего облучения будут использованы для исследования и интерпретации биологических эффектов такого вида облучения, что явится предметом будущих публикаций.

Материалы и методы

• ⁵⁶Mn (T 1/2 =2,58 ч) был получен путём нейтронной активации 100 мг порошка MnO 2 (Rare Metallic Co., Ltd., Japan) на ядерном реакторе ИВГ.1М («Байкал-1») при флюенсе нейтронов 4x10 14 н/см² и времени облучения 2000 с. Этот флюенс приблизительно соответствует флюенсу нейтронов при атомной бомбардировке Хиросимы [1, 2]. Ядерный реактор «Байкал-1» находится на Семипалатинском ядерном полигоне, в 70 км от г. Курчатов и в 150 км от г. Семипалатинск, Казахстан [13]. Эксперимент был рассмотрен и утверждён Этическим комитетом Государственного медицинского университета г. Семей, Казахстан (Протокол № 5 от 16.04.2014 г.), в соответствии с Директивой Европейского парламента по защите животных, используемых для научных целей [14, 15]. Активированный порошок ⁵⁶Mn был пневматически распылён над крысами-самцами линии Вистар, которые находились в специальном боксе (см. ниже раздел «Результаты»). Начальная активность распылённого порошка составила 2,74x10 8 Бк. Облучение проведено в двух вариантах – в первом из них в боксе имелся только воздушный фильтр для обеспечения дыхания животных. Во втором варианте была осуществлена принудительная вентиляция. Для оценки доз внутреннего облучения были использованы экспериментальные крысы со средней массой всего тела (229±8) г с неопределённостью 1 SD (число использованных в эксперименте животных – 12). Через 6 мин после окончания нейтронной активации была начата экспозиция экспериментальных животных порошком ⁵⁶Mn. Крысы подвергались облучению радиоактивным порошком в течение 3,5-4 часов (начиная с момента распыления порошка ⁵⁶Mn до момента умерщвления животных). Животные были умерщвлены путём внутрибрюшинного введения большой дозы пентобарбитала. После смерти крыс их органы и ткани были хирургически выделены для измерений активности ⁵⁶Mn. Образцы органов и тканей были размещены на дне стандартных пластиковых пробирок, взвешены на электронных весах, а затем были проведены измерения активности ⁵⁶Mn. Расстояния между передними поверхностями блоков детекторов и измеряемыми образцами были равны 50 мм. Объёмы экстрагированных биологических образцов были малы (< 1 мл), так что эти образцы рассматривались как точечные источники излучения (по сравнению с расстояниями до детекторов и размерами детекторов). Учитывая короткий период полураспада ⁵⁶Mn, все измерения активности в органах и тканях экспериментальных животных были выполнены в течение 3,75-6 часов после начала экспозиции крыс радиоактивным порошком. Измерения проведены в изолированной комнате с пониженным уровнем естественного гамма-фона. Это помещение было экранировано от остальных комнат бетонными

  стенами, полом и потолком с толщиной в диапазоне от 35 см (пол и потолок) до 50 см (стены). Для быстрой радиометрии (в силу короткого периода полураспада ⁵⁶Mn) был использован прибор RadiHoriba (Model PA-1000, Horiba. Ltd, Kyoto, Japan) с высокочувствительным CsI(Tl) сцинтилляционным детектором (диапазон энергий 150-1250 кэВ, 1000 имп/мин при 1 мкЗв/ч в диапазоне 0,001-9,999 мкЗв/ч). Длительность каждого измерения для каждого образца была ограничена 100 с из-за короткого периода полураспада ⁵⁶Mn. Результаты радиометрии были верифицированы путём сравнения с результатами спектрометрии нескольких биологических образцов крысы. Для этой цели были использованы гамма-спектрометр InSpector 1000^TM (Canberra) со сцинтилляционным детектором NaI(Tl) 51x51 мм и гамма-спектрометр AMPTEK, Inc. со сцинтилляционным детектором NaI(Tl) 76x76 мм. Радиометрические измерения были проведены в образцах следующих органов и тканей: печень, сердце, почки, язык, лёгкие, пищевод, желудок, тонкий кишечник, толстый кишечник, трахея, глаза и кожа. Измеренная удельная активность ⁵⁶Mn (выраженная в Бк на единицу массы образца свежей ткани или органа) в органах и тканях крысы была пересчитана с моментов измерения активности на момент начала облучения животных с учётом периода физического полураспада ⁵⁶Mn.

Накопленные дозы внутреннего облучения были оценены для периода времени от момента начала облучения до бесконечности (до полного распада 56Mn). Для расчётов поглощённых долей бета- и гамма-облучения органов, тканей и всего тела крысы (см. формулу (1) ниже) была использована программа Монте-Карло (MCNP-4C) с соответствующими библиотеками ядерных констант для электронов и гамма-квантов и возрастозависимый математический фантом экспериментальной крысы [16, 17]. Было принято, что химический состав и плотность органов и тканей крыс аналогичны таковым для человеческого организма [18]. Предполагалось, что радионуклид равномерно распределён в органах и тканях. Это означает, что накопленная доза внутреннего облучения является средней дозой в объёмах рассматриваемых органов и тканей. Для расчётов спектр бета-излучения 56Mn был аппроксимирован 20-тью энергетическими линиями электронов с использованием данных Radiation Dose Assessment Resource (RADAR) [19]. Данные энергетические линии были использованы в процессе расчётов поглощённых долей для бета-частиц 56Mn. Компоненты гамма-излучения 56Mn также были учтены при расчётах доз внутреннего облучения [20].

Оценки поглощённых доз внутреннего облучения были выполнены на основе результатов измерений активности 56Mn в органах и тканях крыс, а также на основе расчётов поглощённых долей (см. формулу (1) ниже). При расчётах доз внутреннего облучения были использованы подход и формализм Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) [21]:

—

D = k x m TT

¹ xZ N_o Z f. x E. x F S ii

где D T – накопленная поглощённая доза внутреннего облучения в органе-мишени «T» (мГр); k – константа (соотношение между различными единицами) - 1,602х10 " ¹⁰ (мГрхкг)/(БкхсхМэВ); m_T -масса органа-мишени «T» (кг); N S – число распадов в органе-источнике «S» за время накопления поглощённой дозы (1 распад = 1 Бкхс); f i - доля излучения компонента «i» радионуклида с энергией E i , излучённая в расчёте на один распад; E i – энергия излучения компонента «i» радионуклида (МэВ); F i(T←S) – «поглощённая доля», т.е. доля энергии компонента «i» радионуклида, которая поглощена в органе-источнике «T» по отношению к полной энергии компонента «i» излучения радионуклида, которая излучена органом-источником «S» .

Необходимо отметить, что первая сумма в формуле (1) является суммой по индексу «S» (т.е. – это сумма вкладов в дозу в «мишени» от всех «источников»); вторая сумма в формуле (1) является суммой по индексу «i» (т.е. сумма вкладов в энергию, поглощённую в «мишени» от всех компонентов «i» излучения радионуклида).

Результаты

Экспериментальное устройство для облучения диспергированным порошком 56Mn

Сконструированное устройство включает в себя внутренний и внешний экспериментальные боксы, пневматическую систему распыления активированного нейтронами порошка 56Mn, соединённую с контейнером, содержащим радиоактивный порошок 56Mn и систему поддува сжатым воздухом. Устройство обеспечивает следующие условия облучения: а) пневматическое распыление порошкообразного 56Mn над экспериментальными животными с использованием пневматической системы со сжатым воздухом; б) предотвращение распространения порошка 56Mn в экспериментальной комнате путём применения внутреннего бокса с экспериментальными животными, расположенного во внешнем изолированном боксе; в) защиту персонала от высокого уровня облучения во время транспортировки и при размещении контейнера с высокой активностью 56Mn (контейнер со свинцовой защитой толщиной 45 мм); г) обеспечение возможности дыхания животных во время облучения с использованием воздушного фильтра для поступления воздуха и предохранения распространения наружу частиц порошка, имеющих размеры пылевидных частиц почвы [22]; д) принудительную вентиляцию (при втором варианте облучения) с использованием отверстий во внутреннем боксе с животными.

Сравнение результатов данных радиометрии и спектрометрии

Результаты радиометрии с использованием прибора RadiHoriba были верифицированы путём сравнения с результатами спектрометрии нескольких образцов органов и тканей одной крысы. Для этих целей были применены гамма-спектрометр InSpector 1000^TM (Canberra) со сцинтилляционным детектором NaI(Tl) 51x51 мм и гамма-спектрометр amptec, Inc. со сцинтилляционным детектором NaI(Tl) 76x76 мм. Сравнение результатов было проведено в процессе дополнительных одновременных измерений активности ⁵⁶Mn в образцах нескольких различных органов и тканей с применением трёх упомянутых выше приборов. Расстояние от передних поверхностей блоков детектирования гамма-спектрометров до измеряемых образцов, а также геометрия спектрометрии были такими же (симметричными), как и в случае радиометрии с применением прибора RadiHoriba. При сравнении показаний длительность измерений каждого образца соответствовала 3-м минутам. На рис. 1 в качестве примера представлен гамма-спектр ⁵⁶Mn от образца кожи, полученный методом гамма-спектрометрии (спектрометр Inspector 1000^TM, Canberra).

На рис. 2 показаны результаты сравнения измерений облучения 56Mn от различных органов и тканей экспериментальной крысы: измерения спектрометрами InSpector 1000TM (Canberra) и AMPTEK по сравнению c измерениями радиометра RadiHoriba.

Можно заключить, что при выбранных условиях измерений результаты спектрометрии и радиометрии хорошо согласуются.

энергия, кэВ

Рис. 1. Спектр гамма-излучения ⁵⁶Mn (спектрометр InSpector 1000^TM) от образца кожи экспериментальной крысы. Величина максимального пика спектра гамма-излучения излучения ⁵⁶Mn соответствует энергии гамма-квантов 846,8 кэВ (98,9%). Фоновый спектр, измеренный в комнате без радиоактивных образцов, был вычтен.

а)

б)

Рис. 2. Результаты сравнения между измерениями излучения ⁵⁶Mn от различных органов и тканей экспериментальной крысы.

• а) – измерения спектрометром InSpector 1000^TM (Canberra) (вертикальная ось) по сравнению с измерениями радиометром RadiHoriba (горизонтальная ось); R=0,9958, N=18, p<0,0001; б) – измерения спектрометром AMPTEK (вертикальная ось) по сравнению с измерениями радиометром RadiHoriba (горизонтальная ось); R=0,9958, N=18, p<0,0001. Указанные неопределённости соответствуют 1 SD. Число импульсов спектрометрических измерений соответствуют пику гамма-излучения ⁵⁶Mn с энергией 846,8 кэВ (98,9%) с диапазоном суммирования числа импульсов в каналах от 817 кэВ до 876 кэВ. Фоновый спектр был вычтен из измеренного спектра ⁵⁶Mn.

Калибровка оборудования, использованного для измерений активности 56Mn

Калибровка была проведена с использованием стандартного источника активированного нейтронами ⁵⁶Mn. Для этих целей было проведено облучение 1 мг порошка MnO 2 тепловыми нейтронами на исследовательском реакторе. Начальная активность точечного радиоактивного источника ⁵⁶Mn была равна (3,6±0,1)х 10 7 Бк с неопределённостью 1 SD. Процедура калибровки была проведена через 2 часа после окончания активации в той же геометрии, что и измерения активности ⁵⁶Mn в органах и тканях крыс. На момент калибровки активность точечного радиоактивного источника ⁵⁶Mn была равна (2,05±0,06)х 10 7 Бк с неопределённостью 1 SD.

Результаты калибровки следующие: 0,0604±0,0025 мкЗв/ч на кБк (неопределённость 1 SD) для радиометра RadiHoriba (Model PA-1000, Horiba. Ltd, Kyoto, Japan) с высокочувстви- тельным сцинтилляционным CsI(Tl) детектором; 800±45 импульсов/мин (неопределённость 1 SD) для гамма-спектрометра InSpector 1000TM (Canberra) с 51x51 мм NaI(Tl) сцинтилляционным детектором; 2000±120 импульсов/мин на кБк (неопределённость 1 SD) для гамма-спектрометра AMPTEK, Inc. с 76 ммх76 мм NaI(Tl) сцинтилляционным детектором.

Указанное выше число импульсов при спектрометрических измерениях соответствует пику гамма-излучения с энергией 846,8 кэВ (98,9%) от 56Mn с диапазоном суммирования импульсов в каналах от 817 кэВ до 876 кэВ (см. рис. 3). Фоновый спектр был вычтен из измеренного спектра источника 56Mn.

Расчёты поглощённых долей

Значения поглощённых долей (см. формулу (1) выше) были рассчитаны для различных энергией электронов и гамма-квантов с применением метода Монте-Карло (см. раздел «Материалы и методы»). Расчёты были проведены для энергий электронов от 100 кэВ до 4 МэВ и энергий гамма-квантов от 10 кэВ до 4 МэВ с последующим определением поглощённых долей в соответствии с энергиями бета- и гамма-излучений 56Mn [23]. Используемый при расчётах математический фантом экспериментальной крысы основан на данных морфометрических измерений хирургически изолированных органов и тканей лабораторных крыс различного возраста. Для расчётов был использован математический фантом крысы-самца с массой всего тела 230 г. Математические уравнения целых и усечённых эллипсоидов, цилиндров, слоёв различной толщины и конусов (а также их комбинаций) были использованы для математического моделирования всего тела и рассматриваемых органов и тканей крысы [17]. Для расчётов поглощённых долей радиационный транспорт моноэнергетических электронов 7-ми энергий и фотонов 11-ти энергий рассчитывали с помощью программы MCNP-4C [16]. Было предположено, что излучение радионуклида изотропно, а его распределение равномерно в пределах рассматриваемых органов и тканей. Было рассчитано 10 миллионов вариантов для каждой энергии электронов и фотонов с учётом вторичных частиц и вплоть до конечной энергии фотонов и электронов 1 кэВ. Коэффициенты вариации для большинства рассчитанных поглощённых долей были в пределах 5%.

энергия, МэВ

а)

б)

Рис. 3. Печень облучает желудок: а) – пример расчёта удельных поглощённых долей (ось ординат, SAF, г^-1) для фотонов различной энергии (ось абсцисс); б) – пример расчёта удельных поглощённых долей (ось ординат, SAF, г^-1) для электронов различной энергии (ось абсцисс).

На рис. 3 в качестве примера приведены результаты расчётов удельных поглощённых долей (поглощённая доля на единицу массы органа-мишени, SAF, г-1) для фотонов и электронов различных энергий.

Результаты оценок накопленных доз внутреннего облучения

Как было отмечено в разделе «Материалы и методы», измеренная удельная активность ⁵⁶Mn (выраженная в Бк на единицу массы образца измеряемого органа или ткани) была пересчитана на момент начала облучения животных с учётом периода полураспада ⁵⁶Mn. Накопленные дозы внутреннего облучения были оценены для периода времени от начала облучения до бесконечности (т.е. до полного распада ⁵⁶Mn). Было предположено, что физический распад ⁵⁶Mn существенно быстрее по сравнению с биологическим перераспределением порошка MnO 2 в организме крысы. В этом случае для вычисления Ns (число распадов в органе-источнике «S» в течение времени накопления поглощённой дозы (см. формулу (1) выше)) используется соотношение:

„     A 0 ^x T 1/2

N_s = -----------,

^S      ln2

где A 0 – удельная активность ⁵⁶Mn в рассматриваемом органе-источнике, пересчитанная на момент начала облучения животного с учётом периода полураспада ⁵⁶Mn, кБк/г; T 1/2 =2,58 ч – период физического полураспада ⁵⁶Mn. Результаты измеренных величин A 0 и оценённых накопленных поглощённых доз внутреннего облучения представлены в табл. 1.

Таблица 1

Величины A 0 и накопленные поглощённые дозы внутреннего облучения, D в различных органах и тканях экспериментальных крыс при различных вариантах облучения (указанные в таблице неопределённости соответствуют одному стандартному отклонению – 1 SD)

Органы	Первый вариант облучения (без принудительной вентиляции), начальная активность распылённого 56Mn: 2,74x10 8 Бк		Второй вариант облучения (с принудительной вентиляцией), начальная активность распыленного 56Mn: 2,74x10 8 Бк
	A 0 , кБк/г	D , Гр	A 0 , кБк/г	D , Гр
Печень	4,1±0,35	0,015±0,0014	0,48±0,060	0,0017±0,00023
Сердце	5,5±0,60	0,016±0,0021	0,47±0,050	0,0013±0,00024
Почки	3,9±0,48	0,013±0,0020	0,10±0,013	0,00032±0,000045
Язык	45±5,4	0,069±0,011	7,1±1,2	0,011±0,0020
Лёгкие	72±9,3	0,10±0,014	23±2,5	0,030±0,004
Пищевод	26±3,6	0,050±0,009	3,6±0,37	0,0071±0,0009
Желудок	150±16	0,24±0,030	69±7,2	0,11±0,013
Тонкий кишечник	810±93	1,33±0,17	89±9,3	0,15±0,017
Толстый кишечник	1010±100	1,65±0,18	280±29	0,45±0,050
Трахея	5,8±0,75	0,014±0,0020	3,0±0,30	0,0073±0,0009
Глаза	13±1,7	0,021±0,0030	17±2,4	0,026±0,0040
Кожа	41±4,9	0,076±0,010	39±5,5	0,073±0,013
Всё тело	83±11	0,15±0,025	23±3,4	0,041±0,0075

Заключение

При ядерных испытаниях в нижних слоях атмосферы, а также при атомной бомбардировке, в результате нейтронной активации химических элементов в составе почвы образуются бета- и гамма-излучающие радионуклиды. Радионуклид 56Mn (T1/2=2,58 ч) – один из основных нейтронно-активированных бета-излучателей в течение первых часов после нейтронной активации частиц почвенной пыли, поднявшейся в момент ядерного взрыва. Эффекты облучения остаточной радиоактивностью, образовавшейся в результате ядерных взрывов, являются предметом обсуждения и исследований последствий ядерных испытаний и атомных бомбардировок.

Экспериментальное моделирование облучения лабораторных животных остаточной радиоактивностью в пылевых частицах почвы можно осуществить с использованием нейтронноактивированного ⁵⁶Mn в виде порошка. Активация порошкообразного MnO 2 проведена на ядер-ном реакторе ИВГ.1М (экспериментальная установка «Байкал-1», Курчатов, Казахстан) при флюенсе нейтронов 4x10 14 н/см², что соответствует условиям нейтронного облучения в эпицентре атомной бомбардировки Хиросимы. Полученный активированный порошок с ⁵⁶Mn был распылён пневматической системой над экспериментальными животными (крысы линии Вистар), которые находились в специальном боксе. Облучение проведено в двух вариантах – в первом из них в боксе имелся только воздушный фильтр для обеспечения дыхания животных (начальная активность распыленного порошка равна 2,74x10 8 Бк). Во втором варианте была осуществлена принудительная вентиляция бокса с животными.

После распыления радиоактивного порошка была измерена активность 56Mn в органах и тканях экспериментальных крыс. Применённое оборудование было откалибровано в МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИРЦ» Минздрава России (Обнинск) с использованием стандартного источника 56Mn, полученного путём нейтронной активации на исследовательском ядерном реакторе. Расчёт поглощённых долей энергии в органах и тканях крыс был проведён в МРНЦ им. А.Ф. Цыба – филиал ФГБУ «НМИРЦ» Минздрава России (Обнинск) с помощью программы Монте-Карло (версия MCNP-4C) с соответствующими библиотеками ядерных констант для электронов и гамма-квантов и математического фантома экспериментальной крысы. Оценки доз внутреннего облучения были выполнены на основе результатов измерений активности 56Mn в органах и тканях экспериментальных животных и рассчитанных величин поглощённых долей внутреннего облучения фотонами и электронами.

Исследования специалистов из Японии поддержано грантами JSPS KAKENHI № 26257501 и № 24310044, Япония. Исследование выполнено при финансовой поддержке Государственного медицинского университета Министерства здравоохранения Республики Казахстан (обеспечение исследований в Республике Казахстан). Исследование поддержано Медицинским радиологическим научным центром им. А.Ф. Цыба - филиал Национального медицинского исследовательского радиологического центра Министерства здравоохранения Российской Федерации путём предоставления возможностей для инструментальных измерений, калибровки и расчётов доз внутреннего облучения.

Заявление о потенциальных конфликтах интересов. Авторы этой статьи не имеют конфликтов интересов в соответствии с их документальными заявлениями.