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

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

Мешков Н.А.

НИИ экологии человека и гигиены окружающей среды им. А.Н.Сысина РАМН, Москва

Выполнено исследование величины и структуры доз облучения участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Установлено, что поступление через органы дыхания и содержание в организме ликвидаторов, работавших в июне-июле 1986 г. на пром-площадке ЧАЭС, 90Бг, 13 Сэ и 239Ри не превышало пределов, установленных на тот период НРБ-76/87. Средние значения доз облучения ликвидаторов в 1986, 1987 и 1988 гг. составили, соответственно, 186, 98 и 47 мГр. Наиболее высокой радиационной опасности подвергались ликвидаторы, участвовавшие в июне-июле 1986 г. в дезактивации 3-го энергоблока ЧАЭС.

Дозы облучения у них составляли от 205,0±10,0 до 242,0±5,6 мГр. Структура дозовой нагрузки ликвидаторов в 1986 г. складывалась из экспозиционной дозы внешнего у-облучения (86 %), дозы внешнего в-облучения (10 %) и дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления радионуклидов в организм (4 %). Установлено, что факторами, влияющими на формирование дозовой нагрузки, являются: уровни радиоактивного загрязнения воздуха и местности, период ликвидации последствий аварии, характер выполняемой работы и эффективность средств индивидуальной защиты.

Ключевые слова: чернобыльская авария, радионуклиды, объемная активность, поступление в организм, участники ликвидации последствий, характер работ, содержание в организме 1370в, дозы облучения, структура доз облучения.

Величина и структура доз облучения участников ликвидации последствий радиационной аварии (РА) зависит от целого ряда факторов, к числу которых относятся: масштабы и этап развития 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 загрязнения территории. Наиболее масштабными с начала эксплуатации атомных реакторов считаются аварии на предприятии ядерного топливного цикла в Уиндскейле (Великобритания, 1957), на военном реакторе Б!-! в Айдахо-Фолсе (США, 1961), на 2-м энергоблоке атомной электростанции (АЭС) «Три Майл Айленд» в Гаррисберге (США, 1979) и авария на Чернобыльской АЭС (СССР, 1986). Характеристика масштабов этих наиболее крупных РА представлена в таблице 1.

Таблица 1

Характеристика масштабов радиационных аварий

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.

Мешков Н.А. - заслуженный врач Российской Федерации, доктор медицинских наук, профессор НИИ экологии человека и гигиены окружающей среды им. А.Н.Сысина РАМН.

* Контакты: 119992, Москва, ул. Погодинская, 10; e-mail: professorl 21@rambler.ru.

Как видно из таблицы 1, масштабы чернобыльской аварии не имеют прецедентов в мировой 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 продуктов деления ядерного горючего. Радионуклидный состав выброса при крупномасштабных РА может существенно отличаться от состава продуктов деления в активной зоне, что обусловлено характером различных физических и химических процессов и, в частности, степенью летучести 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]

Из приведенных в таблице 2 данных видно, что при авариях в Уиндскейле и Айдахо-Фолсе основной вклад в суммарный выброс вносил 1311, в Гаррисберге - инертный газ 133Хе. 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 занимал 1311.

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 144Се и 95ЫЬ, на 3-м месте в структуре загрязнения атмосферного воздуха находится 957г, а воды - 106Яи. В структуре загрязнения растительности 1-3 места заняли соответственно 106Яи, 144Се и 95ЫЬ.

Таблица 3

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

Радионуклиды Доля в общей активности, %

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

234,235,238y 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 физикохимическим 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 основании этой оценки Stewart C.G. и Simpson S.D. [5] предложили ввести коэффициент 2 для биологически 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 организм 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.) активность ряда РН в приземном слое воздуха на территории промплощадки АЭС существенно превышала допустимые уровни (ДКа), установленные на тот период НРБ-76/87 (табл. 4).

Таблица 4

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

Радионуклиды Активность в воздухе, Ки/л ДКа (НРБ-76/87) Кратность отношения

89Бг 1,1 - 2,6x10-12 2,8x10'" 0,04 - 0,09

90Бг 0,82 - 2,0x10"12 1,2x10"12 0,7 - 1,7

952г 3,2 - 7,6x10"12 3,2x10"11 0,1 - 0,2

95МЬ 1,0 - 4,2x10"12 1,0x10"10 0,01 - 0,04

103Яи 1,2 - 2,8x10"12 5,2x10"11 0,02 - 0,05

106Яи 1,9 - 4,5x10"12 5,6x10"12 0,3 - 0,8

134Сэ 0,3 - 4,5x10"12 1,3x10-11 0,02 - 0,3

137Сэ 0,7 - 1,6x10"12 1,4x10"11 0,05 - 0,1

140Ва 0,07 - 2,8x10"13 4,4x10"11 0,0002 - 0,006

141Се 2,0 - 4,9x10"12 1,6x10"10 0,01 - 0,03

144Се 0,91 - 2,2x10"11 6,4x10"12 1,4 - 3,4

235и 0,36 - 1,8x10-14 6,0x10"14 0,06 - 0,3

238Ри 1,5 - 3,6x10-14 1,0x10-15 15,0 - 36,0

239Ри 4,2 - 4,8x10"14 9,0x10"16 46,7 - 53,3

242Ст 2,0 - 5,0x10"13 6,0x10"14 3,3 - 8,3

244Ст 2,5 - 6,0x10"15 4,6x10"15 0,5 - 1,3

Наиболее высоким содержанием в атмосферном воздухе по сравнению с ДКа отличались, как видно из таблицы 4, изотопы плутония: минимальная концентрация 239Ри превышала нормативный уровень в 46,7 раза, а максимальная - в 53,3 раза. Превышение 238Ри достигало соответственно 15 и 36 раз. Максимальная концентрация 90Бг была выше допустимого уровня в 1,7 раза, тогда как 134Сэ и 137Сэ составляла соответственно 0,3 и 0,1 ДКа. Следует отметить, что после завершения строительства объекта «Укрытие» удельная активность РН в воздухе снизилась 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 использования 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

89Бг 0,17 0,01 0,002 0,009

90Бг 0,13 0,01 0,009 0,01

134Сэ 0,29 0,02 0,003 0,02

137Сэ 0,10 0,01 0,003 0,004

238Ри 0,002 0,0002 0,05 0,03

239Ри 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 90Бг в легких со-

ставило 1,32 % от допустимого уровня, 134Сэ и 137Сэ 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.

9,0Е-12

8,0Е-12

7,0Е12

6,0Е-12

^ 5,0Е 12 X

4.0Е 12 3,ОЕ-12 2.0Е-12 1,0Е-12 0,0Е + 00

О 0-5 5-9 10-14 15-19 20-30

КМ

—♦—Июнь Июль

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 объемная 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 подвергается 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 ведущим путем воздействия является внешнее облучение, за исключением аварии на реакторе в Уиндскейле.

Изучение опыта ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС военнослужащими, призванными на специальные сборы, показало, что важную роль в формировании дозо-вой нагрузки играет характер выполняемой работы. Основными видами работ, выполнявшимися в зоне чернобыльской аварии, были радиационная разведка и дезактивационные мероприятия. Анализ структуры дозы облучения в зависимости от характера работ по ликвидации последствий 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 Дезактивация территории и помещений ЧАЭС Дезактивация техники на пунктах специальной обработки Водители автотранспорта 84.0

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 входило проведение радиационной разведки на территории ЧАЭС (84,0 %). У разведчиков соответственно выше вклад внутреннего облучения (16,0 %), тогда как у водителей автотранспорта он в 3,6 раза меньше.

Выявленные различия обусловлены разными условиями труда. Ликвидаторы, проводившие 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 дыхания, но и кожи, поэтому в меньшей степени подвергались воздействию пыли в отличие от разведчиков, которые работали только в респираторах (ШБ-1, ШБ-2 или Р-2).

Установлено, что обмундирование не в полной мере обеспечивает защиту кожных покровов 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. показало, что она складывалась из экспозиционной дозы внешнего у-облучения, дозы внешнего Р-облучения и дозы внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления радионуклидов в организм (рис. 2).

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

Как показано на рисунке 2, суммарный вклад внешнего у- и р-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 военнослужащего и журналах учета доз облучения на подразделение. Всего изучены учетные документы около 150 тысяч военнослужащих. Распределение доз облучения имеет 1од-нормальный характер. Средние значения доз облучения в 1986-1988 гг. представлены на рисунке 3.

186,0

98,0

1986 1987 1988

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

На рисунке 3 показано, что средняя величина дозы облучения в 1986 г. превышала аналогичные 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 Национального радиационно-эпидемиологического регистра. Сравнение с установленными в 19861988 гг. допустимыми пределами доз показало, что средние значения доз облучения ликвидаторов 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, составившая по оценкам исследователей [2] в 1986 г. 80 мЗв, в 2 раза меньше средней дозы облучения ликвидаторов 1986 г., составляющей по оценкам Национального радиационно-эпидемиологического 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) 242,0±5,6

3-й энергоблок (внутри) 205,0±10,0*

2-й энергоблок (снаружи) 183,0±8,92*

1-й энергоблок (снаружи) 125,0±5,62*

За пределами промплощадки АЭС (30-километровая зона) 102,0±3,12*

Примечание: * - р=0,01; 2* р=0,001.

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

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

Таблица 9

Содержание 1370э в организме в зависимости от места работ по ликвидации последствий аварии на ЧАЭС в июне-июле 1986 г.

Место работы Содержание 13/Сэ, мкКи

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

Примечание: * - р=0,001.

Максимальное содержание 137^ в организме ликвидаторов, работавших на 3-м энергоблоке вне помещений, составило всего лишь 0,74 % от действовавших в тот период допустимых 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 радионуклида в 2 раза и более превышало аналогичные показатели у работавших на других участках (р=0,001). Содержание 137^ в организме ликвидаторов, работавших внутри 3-го энергоблока, достоверно превышало его содержание у ликвидаторов, работавших в районе 1-го энергоблока (1=5,42; р=0,001).

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

1986 1987 1988

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 соответственно в 10 и 13 раз, очевидно, вследствие прекращения выбросов после завершения строительства объекта «Укрытие» и повышения эффективности мероприятий по пылеподавлению.

Таким образом, радиационно-гигиеническая оценка условий и особенностей труда ликвидаторов последствий аварии на ЧАЭС показала, что наиболее значимыми факторами, влияющими на формирование дозовой нагрузки, являются уровни радиоактивного загрязнения воздуха, местности и рабочей одежды, этап ликвидации последствий аварии и соответствующие ему характер и вид выполняемой работы, а также эффективность применявшихся средств индивидуальной 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 загрязнение атмосферного воздуха и почвы внесли 144Се, 95ЫЬ и 957г, причем в структуре загрязнения почвы 137^ находился на 4-м месте. Содержание в атмосферном воздухе 239Ри, 238Ри и 90Эг превышало допустимые концентрации (ДКа), установленные на тот период НРБ-76/87, соответственно в 53,3 раза, 36 и 1,7 раза. Содержание 134Cs и 137^ 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 воздухе на территории промплощадки ЧАЭС в июне-июле 1986 г., не превышали допустимых пределов, 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 - соответственно 1,3 %, 1,5 % и 2,6 % от допустимого уровня (ДС).

3. Дозы облучения ликвидаторов в период ликвидации последствий аварии на ЧАЭС более чем на 96 % формировались за счет внешнего облучения вследствие радиоактивного воздействия 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 облучения которых варьировали от 150 до 256 мГр за период работы. За пределами промплощадки 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, более 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 наиболее радиационно опасных работ не выявлено, за исключением деятельности химиков-разведчиков, существенное возрастание вклада внутреннего облучения у которых было обусловлено, возможно, за счет повышенной ингаляции радиоактивной пыли вследствие несовершенства средств защиты органов дыхания. Вклад внутреннего облучения у водителей автотранспорта 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).

Литература

1. Иванов В.К., Цыб А.Ф. Медицинские радиологические последствия Чернобыля для населения России: оценка радиационных рисков. М.: Медицина, 2000. 392 с.

2. Ильин Л.А. Радиационные аварии: медицинские последствия и опыт противорадиационной защиты //Атомная энергия. 2002. Т. 92, вып. 2. С. 143-152.

3. Мешков Н.А. Сравнительная характеристика биологической значимости некоторых радионуклидов при крупномасштабных радиационных авариях с выходом активности в окружающую среду //Радиобиологический съезд. Киев, 20-25 сентября 1993 г. : Тезисы докладов. Пущино, 1993. С. 661.

4. Яворовский З. Реалистическая оценка воздействия аварии на Чернобыльской АЭС на здоровье людей //Атомная энергия. 1999. Т. 86, вып. 2. С. 140-150.

5. Stewart C.G., Simpson S.D. Некоторые биологические последствия выброса продуктов деления в атмосферу //Защита населения при радиационных авариях: Труды семинара, созванного по инициативе Продовольственной и сельскохозяйственной организации ООН, МАГАТЭ и ВОЗ. Женева, 1966. 388 с.

Value and structure of radiation dose for emergency workers as a function of the radiation emergency mitigation phase and activity

Meshkov N.A.

A.N.Sysin Research Institute of Human Ecology and Environmental Hygiene,

Russian Academy of Medical Sciences, Moscow

There was performed a research of the radiation dose size and radiation dose structure of those who participated in the elimination of the Chernobyl disaster consequences. It was established that

90 137 239

the levels of Sr, Cs and Pu received by means of inhaling by the «liquidators» worked at the Chernobyl atomic power station site in June and July of 1986 did not exceed the limits set by radiation standards-76/87 of that time. The average radiation doses of the «liquidators» in 1986, 1987 and 1988 were 186, 98 and 47 mGy, respectively. The most dangerous exposure to radiation was received by those who participated in the decontamination of the third power generating unit of the Chernobyl atomic power station in June and July of 1986, their radiation doses being from 205,0±10,0 to 242,0±5,6 mGy. The body burden structure of the «liquidators» participated in the elimination in 1986 consisted of exposure radiation dose of external gamma irradiation (86 %), external beta irradiation (10 %) and internal irradiation caused by inhaling radionuclides (4 %). It was established that body burden was influenced by the following factors: the level of air and area radioactive contamination, duration of work in the contaminated areas, the nature of work being performed and personal protective equipment efficacy.

Key words: Chernobyl disaster, radionuclides, volumetric activity, entering organism, participants in the elimination of consequences («liquidators»), the nature of work being performed, 137Cs content in organism, radiation doses, radiation dose structure.