Величина и структура доз облучения ликвидаторов в зависимости от этапа ликвидации последствий радиационной аварии и вида работ

Величина и структура доз облучения участников ликвидации последствий радиационной аварии ( РА ) зависит от целого ряда факторов , к числу которых относятся : масштабы и этап раз вития аварии , радионуклидный состав выброса и пути радиационного воздействия на человека , а также характер работ по ликвидации последствий аварии ( ЛПА ).

Масштаб радиационной аварии определяется площадью и уровнем радиоактивного за грязнения территории . Наиболее масштабными с начала эксплуатации атомных реакторов счи таются аварии на предприятии ядерного топливного цикла в Уиндскейле ( Великобритания , 1957), на военном реакторе Sl-I в Айдахо - Фолсе ( США , 1961), на 2- м энергоблоке атомной элек тростанции ( АЭС ) « Три Майл Айленд » в Гаррисберге ( США , 1979) и авария на Чернобыльской АЭС ( СССР , 1986). Характеристика масштабов этих наиболее крупных РА представлена в таб лице 1.

Характеристика масштабов радиационных аварий

Таблица 1

Радиационная авария	Максимальное превышение естественного радиационного фона, разы	Площадь опасного загрязнения, км2	Период формирования загрязнения
Чернобыль, 1986	> 100000*	3100	Несколько суток
Уиндскейл, 1957	400	518	Часы
Айдахо-Фолс, 1961	10	40	Часы
Гаррисберг, 1979	3	-	Сутки

Примечание: * - за пределами промплощадки АЭС.

Как видно из таблицы 1, масштабы чернобыльской аварии не имеют прецедентов в миро вой практике за весь период использования атомной энергии .

Радиационная обстановка формируется в зависимости от типа и продолжительности кампании ядерного реактора , которые определяют количество и радиоизотопный состав про дуктов деления ядерного горючего . Радионуклидный состав выброса при крупномасштабных РА может существенно отличаться от состава продуктов деления в активной зоне , что обуслов лено характером различных физических и химических процессов и , в частности , степенью ле тучести радионуклидов ( РН ), процессами естественной конденсации , растворимостью РН и т . п ., а также типом повреждения защитной оболочки реактора .

Состав выброса активности в окружающую среду в момент аварий в Уиндскейле , Айдахо - Фолсе , Гаррисберге и Чернобыле представлен в таблице 2.

Таблица 2 Вклад отдельных РН в суммарную активность выбросов при некоторых крупномасштабных РА , % [3]

Радионуклиды		Место аварии
	Уиндскейл, 1957	Айдахо-Фолс, 1961	Гаррисберг, 1979	Чернобыль, 1986
89Sr	0,27	–	–	2,8
90Sr	0,03	–	–	0,3
103Ru	-	-	-	4,0
106Ru	—	—	—	2,1
131I	62,0	96,4	0,0005	9,4
132Te	-	-	-	1,6
134Cs	-	-	-	0,6
137Cs	36,7	3,6	–	1,3
140Ba	-	-	-	5,4
141Ce	-	-	–	3,5
144Ce	—	—	—	3,0
238Pu	—	—	—	0,07
239Pu	-	-	-	0,09
Инертные газы и другие РН	1,0	–	99,9995	65,8

Из приведенных в таблице 2 данных видно , что при авариях в Уиндскейле и Айдахо - Фолсе основной вклад в суммарный выброс вносил ¹³¹I, в Гаррисберге – инертный газ ¹³³Xe. Изотопный состав выброса в момент аварии на Чернобыльской АЭС ( ЧАЭС ) был в основном представлен инертными радиоактивными газами , 2- е место по вкладу в суммарный выброс за нимал ¹³¹I.

Вклад РН , содержавшихся в последующих выбросах из разрушенного реактора ЧАЭС , в загрязнение объектов окружающей среды представлен в таблице 3.

Из приведенных в таблице 3 данных видно , что в структуре загрязнения атмосферного воздуха , почвы и воды 1- е и 2- е места по вкладу в суммарный состав РН занимают ¹⁴⁴Ce и ⁹⁵Nb, на 3- м месте в структуре загрязнения атмосферного воздуха находится ⁹⁵Zr, а воды – ¹⁰⁶Ru. В структуре загрязнения растительности 1-3 места заняли соответственно ¹⁰⁶Ru, ¹⁴⁴Ce и ⁹⁵Nb.

Таблица 3

Вклад радионуклидов , выброшенных при аварии на ЧАЭС , в загрязнение объектов окружающей среды

	Доля в общей		активности, %
Радионуклиды	атмосферный воздух	почва	вода	растительность
89Sr	4,4	4,4	4,6	4,3
90Sr	3,3	3,2	3,4	3,3
95Zr	12,7	13,2	11,5	11,3
95Nb	17,0	19,8	13,5	16
103Ru	4,6	9,8	7,9	10,6
106Ru	7,5	10,9	12,2	22,1
134Cs	1,2	5,1	4	1,2
137Cs	2,7	11,8	6,8	3,4
140Ba	1,1	0,7	2,3	0,5
141Ce	8,1	4,4	6,2	6,8
144Ce	36,4	15,7	26,6	19,5
234,235,238U	0,03	0,04	0,08	0,03
238Pu	0,06	0,07	0,04	0,07
239Pu	0,07	0,05	0,1	0,05
242Cm	0,83	0,82	0,77	0,83
244Cm	0,01	0,02	0,01	0,02

Наиболее значимыми в формировании радиационной обстановки по своим физико химическим свойствам являются легкоплавкие элементы , такие как йод , цезий и рутений , что нашло подтверждение в эксперименте с нагревом облученного топлива [5]. Содержание этих РН в выбросе при типовой РА , нормированное по йоду , имело значение от <1 до 2. На основа нии этой оценки Stewart C.G. и Simpson S.D. [5] предложили ввести коэффициент 2 для биоло гически важных изотопов цезия .

Биологическая значимость различных радионуклидов , попадающих во внешнюю среду с выбросами при радиационных авариях , определяется при внутреннем поступлении четырьмя основными факторами :

• -    количеством различных изотопов в выбросе ;

• -    временем с момента выброса изотопов в окружающую среду и их попаданием в орга низм человека ;

• -    содержанием изотопов в пищевых продуктах ;

• -    величиной дозы , которую дает однократное поступление i- го изотопа .

В биологическом отношении опасность радионуклидов обусловлена величиной периода эффективного полувыведения : чем больше эта величина , тем опаснее радионуклид . Исходя из этого , основными изотопами формирователями дозы при внутреннем поступлении являются ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs и изотопы плутония .

На начальном этапе ликвидации последствий аварии на ЧАЭС ( июнь - июль 1986 г .) актив ность ряда РН в приземном слое воздуха на территории промплощадки АЭС существенно пре вышала допустимые уровни ( ДКа ), установленные на тот период НРБ -76/87 ( табл . 4).

Таблица 4

Радионуклиды	Активность в воздухе, Ки/л	ДКа (НРБ-76/87)	Кратность отношения
89Sr	1,1 - 2,6 х 10-12	2,8 х 10-11	0,04 - 0,09
90Sr	0,82 - 2,0 х 10-12	1,2 х 10-12	0,7 - 1,7
95Zr	3,2 - 7,6 х 10-12	3,2 х 10-11	0,1 - 0,2
95Nb	1,0 - 4,2 х 10-12	1,0 х 10-10	0,01 - 0,04
103Ru	1,2 - 2,8 х 10-12	5,2 х 10-11	0,02 - 0,05
106Ru	1,9 - 4,5 х 10-12	5,6 х 10-12	0,3 - 0,8
134Cs	0,3 - 4,5 х 10-12	1,3 х 10-11	0,02 - 0,3
137Cs	0,7 - 1,6 х 10 - 12	1,4 х 10-11	0,05 - 0,1
140Ba	0,07 - 2,8 х 10 - 13	4,4 х 10-11	0,0002 - 0,006
141Ce	2,0 - 4,9 х 10 - 12	1,6 х 10-10	0,01 - 0,03
144Ce	0,91 - 2,2 х 10 - 11	6,4 х 10-12	1,4 - 3,4
235U	0,36 - 1,8 х 10 - 14	6,0 х 10-14	0,06 - 0,3
238Pu	1,5 - 3,6 х 10-14	1,0 х 10-15	15,0 - 36,0
239Pu	4,2 - 4,8 х 10-14	9,0 х 10-16	46,7 - 53,3
242Cm	2,0 - 5,0 х 10-13	6,0 х 10-14	3,3 - 8,3
244Cm	2,5 - 6,0 х 10-15	4,6 х 10-15	0,5 - 1,3

Активность радионуклидов , содержавшихся в воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне - июле 1986 г . [3]

Наиболее высоким содержанием в атмосферном воздухе по сравнению с ДКа отлича лись , как видно из таблицы 4, изотопы плутония : минимальная концентрация ²³⁹Pu превышала нормативный уровень в 46,7 раза , а максимальная – в 53,3 раза . Превышение ²³⁸Pu достигало соответственно 15 и 36 раз . Максимальная концентрация ⁹⁰Sr была выше допустимого уровня в 1,7 раза , тогда как ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs составляла соответственно 0,3 и 0,1 ДКа . Следует отметить , что после завершения строительства объекта « Укрытие » удельная активность РН в воздухе снизи лась до значений , которые существенно ниже допустимых .

Оценка количественных показателей возможного поступления в организм через органы дыхания и содержания в легких основных дозообразующих радионуклидов при условии исполь зования респираторов ( ШБ -1, ШБ -2 или Р -2) представлена в таблице 5.

Таблица 5

Поступление через органы дыхания и содержание в легких основных дозообразующих радионуклидов , находившихся в воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне - июле 1986 г .

Радионуклиды	Поступление через органы дыхания, мкКи/год	Содержание в легких, мкКи	Кратность отношения к:
			ПДП (НРБ-76/87)	ДС (НРБ-76/87)
89Sr	0,17	0,01	0,002	0,009
90Sr	0,13	0,01	0,009	0,01
134Cs	0,29	0,02	0,003	0,02
137Cs	0,10	0,01	0,003	0,004
238Pu	0,002	0,0002	0,05	0,03
239Pu	0,003	0,0002	0,06	0,03

При сравнении с допустимыми уровнями, установленными НРБ-76/87, превышений нормативных показателей, как видно из таблицы 5, не выявлено. Поступление изотопов стронция – 0,19 % и 0,93 % от ПДП, цезия – 0,3 %, плутония – 5,4 % и 5,8 %. Содержание 90Sr в легких со- ставило 1,32 % от допустимого уровня, 134Cs и 137Cs соответственно – 1,5 % и 0,4 %, а плутония – 2,6 % от ДС.

Динамика уровней загрязнения атмосферного воздуха на разном удалении от промпло - щадки ЧАЭС в июне - июле 1986 г . представлена на рисунке . 1.

Рис . 1. Объемная активность атмосферного воздуха на разном удалении от ЧАЭС в июне - июле 1986 г .

Как показано на рисунке 1, уровень загрязнения атмосферного воздуха снижался по мере удаления от АЭС . Так , доля объемной активности воздуха ближе к границе 30- километровой зоны в июне составляла 0,1 % от объемной активности на промплощадке АЭС . В июле объем ная активность воздуха на промплощадке АЭС снизилась в 1,4 раза , но на удалении 20-30 км ее вклад составил 6,3 % от исходной величины .

Важную роль в формировании дозы облучения при радиационных авариях играют путь радиационного воздействия и период ( этап ) развития аварии . Как правило , на раннем этапе аварии превалирует внешнее облучение , внутреннему облучению в этот период организм под вергается преимущественно за счет ингаляционного поступления РН . Характеристика путей радиационного воздействия на раннем этапе развития аварии на ядерных реакторах разного типа представлена в таблице 6.

Таблица 6

Структура путей радиационного воздействия на раннем этапе развития аварии , %

Радиационные аварии	Пути радиационного воздействия
	внешний	внутренний
Уиндскейл, 1957	40,0	60,0
Айдахо-Фолс, 1961	93,0	7,0
Гаррисберг, 1979	97,7	2,3

Анализ данных таблицы 6 показывает , что на раннем этапе радиационных аварий веду щим путем воздействия является внешнее облучение , за исключением аварии на реакторе в Уиндскейле .

Изучение опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС военнослужа щими , призванными на специальные сборы , показало , что важную роль в формировании дозо вой нагрузки играет характер выполняемой работы . Основными видами работ , выполнявшими ся в зоне чернобыльской аварии , были радиационная разведка и дезактивационные мероприя тия . Анализ структуры дозы облучения в зависимости от характера работ по ликвидации по следствий аварии на ЧАЭС в июне - июле 1986 г . представлен в таблице 7.

Таблица 7

Структура дозы облучения в зависимости от характера работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне - июле 1986 г .

Характер основных работ в 30-километровой зоне аварии на ЧАЭС	Вклад в дозу облучения, %
	внешнего	внутреннего
Радиационная разведка	84,0 (78,5 - 89,5)	16,0 (10,5 - 21,5)
Дезактивация территории и помещений ЧАЭС	94,3 (92,1 - 96,5)	5,7 (3,5 - 7,9)
Дезактивация техники на пунктах специальной обработки	94,1 (91,4 - 96,8)	5,9 (3,2 - 8,6)
Водители автотранспорта	95,6 (91,9 - 99,3)	4,4 (0,7 - 8,1)

Как видно из таблицы 7, наиболее высокий вклад внешнего облучения в суммарную дозу у водителей автотранспорта (95,6 %), а наименьший – у ликвидаторов , в задачу которых входи ло проведение радиационной разведки на территории ЧАЭС (84,0 %). У разведчиков соответст венно выше вклад внутреннего облучения (16,0 %), тогда как у водителей автотранспорта он в 3,6 раза меньше .

Выявленные различия обусловлены разными условиями труда . Ликвидаторы , проводив шие радиационную разведку , осуществляли свою деятельность на территории с высокими уровнями радиации . Так , например , в июне - июле 1986 г . у АБК -2 они составляли 2,8-3,6 р / ч , а у ХОЯТ – 5-10 р / ч . Вместе с тем они работали в условиях высокого пылеобразования , тогда как водители были защищены от пыли , находясь большую часть времени в кабине автомобиля , которая к тому же экранировала внешнее облучение . Военнослужащие , выполнявшие дезакти вационные работы , находились в индивидуальных средствах защиты не только органов дыха ния , но и кожи , поэтому в меньшей степени подвергались воздействию пыли в отличие от раз ведчиков , которые работали только в респираторах ( ШБ -1, ШБ -2 или Р -2).

Установлено , что обмундирование не в полной мере обеспечивает защиту кожных покро вов от загрязнения радиоактивной пылью и на кожу может попасть от 3 % до 8 % активности от плотности радиоактивного загрязнения самого обмундирования .

Исследование особенностей формирования дозовой нагрузки ликвидаторов в 1986 г . по казало , что она складывалась из экспозиционной дозы внешнего γ- облучения , дозы внешнего β- облучения и дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления радионукли дов в организм ( рис . 2).

86,0

10,0

J                              4,0

_____________________________________ I I . ^T .

Доза внешнего гамма- Доза внешнего бета- Доза внутреннего облучения облучения             облучения            за счет ингаляции радионуклидов

Рис . 2. Структура дозы облучения ликвидаторов в 1986 г ., %.

Как показано на рисунке 2, суммарный вклад внешнего γ- и β- облучения составляет 96 %, а внутреннего облучения – соответственно 4,0 %.

Исследование величины дозовой нагрузки в разные периоды ликвидации последствий выполнены по записям в карточках учета доз радиоактивного облучения на каждого военнослу жащего и журналах учета доз облучения на подразделение . Всего изучены учетные документы около 150 тысяч военнослужащих . Распределение доз облучения имеет log- нормальный харак тер . Средние значения доз облучения в 1986-1988 гг . представлены на рисунке 3.

Рис . 3. Средние значения доз облучения ликвидаторов в разные периоды ЛПА , мГр .

На рисунке 3 показано , что средняя величина дозы облучения в 1986 г . превышала ана логичные величины в 1987 и 1988 гг . соответственно в 2 и 4 раза . Средняя доза облучения за весь 3- летний период ЛПА составила 110,3 мГр , что полностью совпадает с данными Нацио нального радиационно - эпидемиологического регистра . Сравнение с установленными в 19861988 гг . допустимыми пределами доз показало , что средние значения доз облучения ликвида торов были ниже этих пределов соответственно на 25,6 %, 2,0 % и 6,0 %.

Вместе с тем , согласно литературным данным [2], средние индивидуальные дозы в 1986 и 1987 гг . были в 2 раза ниже и составляли соответственно 80 и 47 мЗв . Доза облучения , соста вившая по оценкам исследователей [2] в 1986 г . 80 мЗв , в 2 раза меньше средней дозы облуче ния ликвидаторов 1986 г ., составляющей по оценкам Национального радиационно - эпидемиоло гического регистра 0,16 Гр [1]. Эта величина совпадает с данными [4], согласно которым доза облучения в 1986 г . достигала 170 мЗв . Обе эти величины близки к среднему значению дозы облучения ликвидаторов в 1986 г ., представленному на рисунке 3.

Величины доз облучения и содержание в июне - июле 1986 г . варьировали в зависимости от места выполняемых работ по ликвидации последствий аварии ( табл . 8).

Таблица 8

Дозы облучения в зависимости от места работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне - июле 1986 г .

Место работы	Доза облучения, мГр
3-й энергоблок (снаружи) 3-й энергоблок (внутри) 2-й энергоблок (снаружи) 1-й энергоблок (снаружи) За пределами промплощадки АЭС (30-километровая зона)	242,0 ± 5,6 205,0 ± 10,0* 183,0 ± 8,92* 125,0 ± 5,62* 102,0 ± 3,12*

Примечание: * – p=0,01; 2*p=0,001.

Как видно из таблицы 8, дозы облучения ликвидаторов , работавших снаружи 3- го энерго блока , достоверно выше доз на других местах проведения ЛПА , особенно по сравнению с рабо тами снаружи 1- го энергоблока (t=14,77; р =0,001) и в 30- километровой зоне за пределами промплощадки АЭС (t=21,87; р =0,001). Дозы облучения , полученные во время работ в помеще ниях 3- го энергоблока , в 1,6 раза выше доз у ликвидаторов , работавших в районе 1- го энерго блока (t=6,98; р =0,001), и в 2 раза – у работавших за пределами промплощадки АЭС (t=9,84; р =0,001).

Содержание ¹³⁷Cs в организме в июне - июле 1986 г . в зависимости от места выполняемых работ по ликвидации последствий аварии представлено в таблице 9.

Таблица 9

Содержание ¹³⁷Cs в организме в зависимости от места работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне - июле 1986 г .

Место работы	Содержание 137Cs, мкКи ( ± m)
3-й энергоблок (снаружи)	0,224 ± 0,019
3-й энергоблок (внутри)	0,112 ± 0,007*
2-й энергоблок (снаружи)	0,110 ± 0,006*
1-й энергоблок (снаружи)	0,062 ± 0, 006*
За пределами промплощадки АЭС (30-километровая зона)	0,102 ± 0, 006*

Примечание: * – p=0,001.

Максимальное содержание ¹³⁷Cs в организме ликвидаторов , работавших на 3- м энерго блоке вне помещений , составило всего лишь 0,74 % от действовавших в тот период допусти мых пределов , установленных НРБ -76/87.

Сравнительный анализ уровня инкорпорированного радиоцезия , приведенный в таблице 9, показал , что у ликвидаторов , работавших снаружи 3- го энергоблока , содержание этого ра дионуклида в 2 раза и более превышало аналогичные показатели у работавших на других уча стках ( р =0,001). Содержание ¹³⁷Cs в организме ликвидаторов , работавших внутри 3- го энерго блока , достоверно превышало его содержание у ликвидаторов , работавших в районе 1- го энер гоблока (t=5,42; р =0,001).

Структура доз облучения на разных этапах ликвидации последствий аварии на ЧАЭС представлена на рисунке 4.

Рис . 4. Структура доз облучения в разные периоды ЛПА на ЧАЭС , %.

На рисунке 4 видно , что вклад внутреннего облучения в 1987 и 1988 гг . снизился соответ ственно в 10 и 13 раз , очевидно , вследствие прекращения выбросов после завершения строи тельства объекта « Укрытие » и повышения эффективности мероприятий по пылеподавлению .

Таким образом , радиационно - гигиеническая оценка условий и особенностей труда ликви даторов последствий аварии на ЧАЭС показала , что наиболее значимыми факторами , влияю щими на формирование дозовой нагрузки , являются уровни радиоактивного загрязнения возду ха , местности и рабочей одежды , этап ликвидации последствий аварии и соответствующие ему характер и вид выполняемой работы , а также эффективность применявшихся средств индиви дуальной защиты .

Выводы

• 1.    Основной вклад в суммарный выброс в момент аварии на Чернобыльской АЭС ( СССР , 1986), также как в Уиндскейле ( Великобритания , 1957) и в Айдахо - Фолсе ( США , 1961), вносили изотопы йода . На последующем этапе в июне - июле 1986 г . основной вклад в загрязне ние атмосферного воздуха и почвы внесли ¹⁴⁴Ce, ⁹⁵Nb и ⁹⁵Zr, причем в структуре загрязнения почвы ¹³⁷Cs находился на 4- м месте . Содержание в атмосферном воздухе ²³⁹Pu, ²³⁸Pu и ⁹⁰Sr превышало допустимые концентрации ( ДКа ), установленные на тот период НРБ -76/87, соответ ственно в 53,3 раза , 36 и 1,7 раза . Содержание ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs составляло 34,6 % и 11,4 % от ДКа .

• 2.    Уровни поступления в организм ликвидаторов через органы дыхания и содержание основных дозообразующих радионуклидов ( стронция , цезия и плутония ), содержавшихся в воз духе на территории промплощадки ЧАЭС в июне - июле 1986 г ., не превышали допустимых пре делов , установленных НРБ -76/87, действовавших в период ликвидации последствий аварии на ЧАЭС (1986-1988 гг .). Максимальное поступление изотопов стронция и цезия составляло 0,9 % и 0,3 % от ПДП , плутония – 5,8 %, а максимальное содержание этих изотопов в легких – соот ветственно 1,3 %, 1,5 % и 2,6 % от допустимого уровня ( ДС ).

• 3.    Дозы облучения ликвидаторов в период ликвидации последствий аварии на ЧАЭС бо лее чем на 96 % формировались за счет внешнего облучения вследствие радиоактивного воз действия радионуклидов , содержавшихся в объектах окружающей среды ( атмосферный воздух , почва и вода ). Вклад внутреннего облучения за счет поступления основных дозообразующих радионуклидов через органы дыхания составлял от 4,4 % до 16,0 %.

• 4.    Наиболее высокой радиационной опасности подвергались ликвидаторы , проводившие дезактивацию помещений и территории на промплощадке АЭС в июне - июле 1986 г ., дозы об лучения которых варьировали от 150 до 256 мГр за период работы . За пределами промпло - щадки АЭС (30- километровая зона ) эти показатели находились в пределах от 80 до 120 мГр . Установлено , что содержание ¹³⁷Cs у ликвидаторов , работавших снаружи 3- го энергоблока , бо лее чем в 2 раза превышало содержание этого радионуклида у работавших на других участках ( р =0,001).

• 5.    Существенных различий в структуре суммарных доз облучения при выполнении наи более радиационно опасных работ не выявлено , за исключением деятельности химиков - разведчиков , существенное возрастание вклада внутреннего облучения у которых было обу словлено , возможно , за счет повышенной ингаляции радиоактивной пыли вследствие несовер шенства средств защиты органов дыхания . Вклад внутреннего облучения у водителей авто транспорта был наименьшим и составлял 75-77 % от внутреннего облучения при выполнении дезактивационных работ вследствие того , что характер и условия их труда обеспечивают более оптимальную защиту от ингаляции радионуклидов .

Автор статьи в июне - июле 1986 г . принимал участие в ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в качестве главного радиолога Особой зоны ( промплощадка АЭС ).