Ограничение профессионального облучения при ингаляционном поступлении плутония

Ограничение профессионального облучения при ингаляционном

поступлении плутония

Василенко Е.К., Сокольников М.Э., Востротин В.В., Ефимов А.В., Аладова Е.Е., Романов С.А.

ФГУП Южно-Уральский институт биофизики ФМБА России, Озёрск

В настоящем исследовании проанализированы недостатки в нормировании радиационного воздействия при облучении плутонием. Рассмотрены особенности формирования доз облучения органов основного депонирования плутония при хроническом ингаляционном поступлении радионуклида в форме оксида и нитрата. Выполнена оценка величины годового избыточного риска, формируемого при ингаляционном поступлении соединений плутония и показано, что существующие нормы радиационной безопасности не обеспечивают необходимый уровень радиационной защиты персонала атомных производств. Предел ожидаемой за 50 лет эффективной дозы, принятый НРБ-99/2009 в качестве нормируемого показателя, из-за особенностей метаболизма плутония не отражает реальных уровней внутреннего облучения и не может служить основой для расчёта величины годового избыточного риска. В работе предложены подходы к ограничению облучения персонала и нормированию поступления плутония по величине годовых доз (эквивалентной, поглощённой) на органы основного депонирования, которые напрямую связаны с содержанием нуклида в этих органах.

Ключевые слова: приемлемый пожизненный избыточный риск, предел ожидаемой эффективной дозы, допустимые дозовые пределы, органы основного депонирования плутония, предел годового поступления, нормы радиационной безопасности, метаболизм плутония, класс растворимости, годовой избыточный риск, нормируемые показатели, биокинетическая модель.

Введение

В действующих Нормах радиационной безопасности (НРБ-99/2009) допустимые дозовые пределы установлены исходя из принятой на настоящее время величины социально приемлемого пожизненного избыточного риска, которая для персонала при облучении в течение года составляет 1х10"3 [1], при этом его предельная величина за время профессиональной деятельности (50 лет) не должна превышать 5х10-2. Это означает, что все установленные НРБ-99/2009 допустимые дозовые пределы, в том числе и пределы годового поступления радионуклидов (ПГПперс), являются производными от принятого значения допустимого годового избыточного риска.

В работе [2] показано, что при хроническом ингаляционном поступлении низкотранспортабельных соединений 239Pu на уровне ПГПперс требования НРБ-99/2009 в части непревышения величины годового избыточного риска 1х10-3 не выполняются, то есть не обеспечивается требуемый уровень радиационной защиты персонала.

Проанализируем причины этого. При внешнем облучении, а также внутреннем облучении радионуклидами, при поступлении которых вся доза реализуется в течение одного года, радиационное воздействие характеризуется величиной эффективной дозы, которая формирует пропорциональный ей годовой избыточный риск (ELRroJ.

В связи с особенностями метаболизма плутония, имеющего длительный период полувыведения из организма, облучение даже при однократном его поступлении продолжается в течение всей последующей жизни человека. Радиационное воздействие характеризуется ожидаемой за

Василенко Е.К.* - нач. отдела; Сокольников М.Э. - зав. лаб., д.м.н.; Востротин В.В. - зав. лаб., к.б.н.; Ефимов А.В. - и.о. зав. лаб.;

Аладова Е.Е. - ст. научн. сотр., к.б.н.; Романов С.А. - директор, к.б.н. ФГУП ЮУрИБФ ФМБА России.

•Контакты: 456780, Челябинская обл., Озёрск, Озёрское шоссе, 19. Тел.: +7(35130) 7-02-93; e-mail: a-centre@subi.su.

50 лет эффективной дозой, а суммарная доза за 50 лет, так же как и формируемый этой дозой радиационный риск, приписывается одному году - году поступления плутония в организм.

Распределение плутония в организме и дозы внутреннего облучения человека зависят от путей поступления и класса растворимости поступивших соединений, при этом наибольшему облучению подвергаются органы основного депонирования плутония.

В нормах радиационной безопасности НРБ-99/2009 «для наиболее полной оценки вреда, который может быть нанесён здоровью в результате облучения в малых дозах, определяется ущерб, количественно учитывающий как эффекты облучения отдельных органов и тканей тела, так и всего организма в целом», т.е. учитываются все локализации солидного рака. Величина годового избыточного риска (Б1Ргод) пропорциональна дозе излучения и связана с дозой через коэффициент радиационного риска, равный 5х10-2 Зв-1. Этот коэффициент применяется для расчёта дозовых пределов независимо от типа облучения и действующих на организм радионуклидов. Такой подход справедлив при равномерном облучении человека. При поступлении плутония облучению подвергаются прежде всего органы депонирования этого радионуклида, поэтому радиационный риск следует оценивать только для этих органов. Найденный на основе линейной беспороговой концепции предел дозы для значения принятого годового избыточного риска будет соответствовать пределу дозы для органов и тканей, подвергшихся облучению, а суммарный пожизненный избыточный риск будет складываться из рисковых оценок локализаций рака органов основного депонирования плутония.

Материалы и методы

Рассмотрим примеры формирования ожидаемых эффективных доз, доз облучения орга-

239

нов депонирования Ри, а также рисков, сформированных этими дозами для 2-х сценариев ингаляционного поступления.

239

Сценарий 1. Хроническое поступление 1 Бк/сут (365 Бк/год) оксидов Ри (тип растворимости «М» [1]) с АМАД=5 мкм в течение 50-ти лет, начиная с 20-летнего возраста (АМАД - активный медианный аэродинамический диаметр).

239

Сценарий 2. Хроническое поступление 1 Бк/сут (365 Бк/год) нитратов Ри (тип растворимости «П» [1]) с АМАД=5 мкм в течение 50-ти лет, начиная с 20-летнего возраста.

Расчёт доз на критические органы проводился по биокинетической модели «Дозы-2008» с параметрами, описанными в [3]. Величина ожидаемой эффективной дозы в соответствии с НРБ-99/2009 для рассматриваемых сценариев поступления определялась как:

= П х г возд год 11 * с перс >

где П - величина годового поступления, Бк/год; г Поре - дозовый коэффициент, Зв/Бк.

Для того чтобы оценить вклад в пожизненный риск радиогенного рака каждого из органов основного депонирования плутония, необходимо провести анализ смертности от рака лёгкого, печени и скелета в зависимости от дозы радиационного воздействия на эти органы и получить модель избыточного риска для каждого органа. В настоящее время разработана модель смертности от рака лёгкого для когорты персонала ПО «Маяк», описанная в [3]. Эта модель определяет смертность от рака лёгкого в зависимости от дозы радиационного воздействия, возраста, пола и курения. С использованием данной модели были получены показатели пожизненного избыточного риска при различных сценариях ингаляционного поступления соединений 239Ри [2].

В настоящее время в ЮУрИБФ проводятся работы по оценке показателей избыточного риска при облучении печени и костных тканей (скелета). Однако, ввиду того, что данные модели ещё не доработаны, далее будут рассмотрены только вопросы ограничения доз при монофакторном облучении лёгких. При этом предлагаемые подходы будут справедливы и при облучении других органов и тканей человека.

Годовые эквивалентные дозы альфа-излучения в органах основного депонирования плутония (лёгкие, печень и клетки костной поверхности (ККП)) для данных сценариев облучения за 50 лет после начала поступления представлены на рис. 1 и 2.

Возраст, лет

Рис. 1. Годовые эквивалентные дозы альфа-излучения в лёгких, печени и ККП при хроническом ингаляционном поступлении оксида плутония по сценарию 1.

Возраст, лет

при хроническом ингаляционном поступлении нитрата плутония по сценарию 2.

При поступлении соединений плутония класса «М» (оксиды), наибольшему облучению подвергаются лёгкие и клетки костной поверхности. Годовые эквивалентные дозы на эти органы

составляют на 50-й год после начала поступления: Н50егк =84 мЗв/год, ¡50" =102 мЗв/год, а накопленные за 50 лет: 2 НЛеоК =2,4 Зв, 2 ¡-"о =0,7 Зв.

При поступлении соединений плутония класса «П» (нитраты), наибольшему облучению подвергаются ККП и печень. Максимальные годовые эквивалентные дозы составляют:

Я50еч =80 мЗв/год, НКОП =310 мЗв/год, а суммарные за 50 лет: 2Н1-50 =2,2 Зв, 2Н-50 =8,3 Зв.

При данном уровне поступления (П=365 Бк/год) ожидаемая эффективная доза будет постоянна на протяжении всех 50-ти лет и составит: для оксидов Егод=5,5 мЗв/год; для нитратов Егод=17,0 мЗв/год.

Из рис. 1 и 2 следует, что лёгкие являются критическим органом при ингаляционном поступлении плутония в виде оксидов, поэтому далее будут рассмотрены вопросы ограничения доз при облучении персонала только по сценарию 1.

В статье [2] показано, что за 50 лет поступления оксида плутония на уровне ПГПперс=1300 Бк/год эквивалентная доза на лёгкие составит 1Н'1'1г5к0=7,1 Зв. При этом величина пожизненного избыточного риска за 50 лет будет равна Е^1.50=8,4х10-2, что в 1,7 раза выше её предельного значения 5х10-2.

Величина поступления оксида плутония, создающая избыточный риск за 50 лет, равный 5х10-2, составит 770 Бк/год, а годовые эквивалентные дозы на лёгкие будут соответствовать представленным на рис. 3.

Возраст, лет

Рис. 3. Динамика эквивалентных доз облучения лёгких при хроническом поступлении

оксида ^^ на уровне 770 Бк/год.

При таком ритме поступления суммарная за 50 лет эквивалентная доза на лёгкие составит 1НЛ!г5к0=5,0 Зв, а максимальная годовая доза будет реализована на 50-й год хронического поступления и составит ^^"=175 мЗв.

На рис. 4 показаны значения годового избыточного риска в зависимости от годовых доз облучения лёгких и возраста, в котором эти дозы были реализованы. Суммарный избыточный пожизненный риск при этом составит !Е^1_50=5х10-2.

Максимальный годовой избыточный риск при такой динамике облучения лёгких будет сформирован через 43 года после начала хронического поступления и составит Е^43=2,6х10-3. Величина Е^год=1 х10-3 будет достигнута через 29 лет после начала поступления. При этом годовая доза облучения лёгких составит ННЦгк=116 мЗв.

Е^гс

0.3 0,28 0,26

0,18 0,16 0,14 0,12

0,04 0,02 О

Л

/

/

/

/

_ д

1 -I А —1-;— -

0,003

ю

20

30

40

Возраст, лет

50

0,002

0.001

70

Рис. 4. Годовые эквивалентные дозы облучения лёгких и формируемый при этом годовой избыточный риск для случая хронического ингаляционного поступления

оксида 239Ри на уровне 770 Бк/год.

В отличие от реальных условий облучения, при таком ритме поступления величина ожидаемой эффективной дозы, так же как и годовой избыточный риск, будут величинами постоянными в течение всех 50 лет и составят:

Егад=12 мЗв/год;

Е_Ргод=0,6х10-3год-1.

Результаты и обсуждение

Анализ полученных данных показывает, что несмотря на то, что в рассмотренном случае ожидаемая эффективная доза и сформированные ею риски не превышают установленных в НРБ-99/2009 пределов, реальное распределение доз облучения лёгких формирует годовой избыточный риск, величина которого через 29 лет после начала поступления превысит принятую в НРБ величину социально приемлемого риска.

Величина ингаляционного поступления оксида 239Ри, при котором Е_Ргод не превысит значения 1х10-3, составит П=290 Бк/год.

На рис. 5 представлены годовые эквивалентные дозы облучения лёгких и формируемый при этом годовой избыточный риск для случая хронического поступления 290 Бк/год оксида 239Ри в течение 50 лет, начиная с 20-летнего возраста работника.

Максимальный годовой избыточный риск Е_Ргод=1х10-3 будет сформирован на 42-й год после начала поступления, максимальная годовая эквивалентная доза на лёгкие составит Н^1гк=67 мЗв/год, а суммарная доза на лёгкие 1Н-5о=1,9 Зв.

Годовой избыточный риск зависит от возраста, при котором начался контакт работника с плутонием. На рис. 6 представлена зависимость годового избыточного риска от возраста при

239

хроническом ингаляционном поступлении 290 Бк/год оксида Ри с началом поступления в возрасте 20, 30, 40 и 50 лет.

-Годовая эквивалентная доза альфа-излучения -Годовой избыточный риск Предел годового избыточного риска

ELRK 0.003

0.002

0.001

10

20

30

60

70

40 50

Возраст, лет

Рис. 5. Годовые эквивалентные дозы облучения лёгких и формируемый при этом годовой избыточный риск для случая хронического ингаляционного поступления

239

оксида Pu на уровне 290 Бк/год.

ELRr,

0.0012 г 0,001 0.000S 0.0006 0,0004 0.0002 О

I

// { • \

/ / <4 « V

-АА-1

——ELRrofl. поступление с 20 лет • ELRroA, поступление с 30 лет —|—ELRrofl, поступление с 40 лет —ELRrofl, поступление с 50 лет LimitERLrofl

10

30

50

70 90 110

Возраст, лет

Рис. 6. Годовой пожизненный избыточный риск при хроническом ингаляционном поступлении

239

оксида Pu на уровне 290 Бк/год, начиная с 20-, 30-, 40- и 50-летнего возраста.

Если при начале контакта работника с плутонием в 20 лет максимальный ELRгOд=1х10 , то при начале контакта в 50 лет он в 5 раз меньше и составляет ELRгOд=2х10-4. Возраст, при котором достигается максимальная величина годового пожизненного риска, увеличивается с 62 до 70 лет.

Меняя возраст, в котором начинается контакт работника с плутонием, можно в пределах допустимой величины годового избыточного риска варьировать ингаляционное поступление плутония, то есть имеется возможность управления рисками.

Расчёт годового избыточного риска по принятой в НРБ-99/2009 в качестве нормируемого показателя ожидаемой за 50 лет эффективной дозе приводит к неверным результатам и не отражает влияния на величину риска уровней внутреннего облучения персонала, возраста и других показателей.

Только величина годового избыточного риска, оцененная для реальных условий облучения, может служить основой для нормирования при ингаляционном поступлении плутония. При этом не величина ожидаемой эффективной дозы, а годовые дозы органов основного депонирования (поглощённая, эквивалентная) характеризуют реальные условия облучения.

Найденные по предложенной методике годовые дозы облучения лёгких могут быть использованы для нормирования поступления плутония в организм работников.

После того, как будут получены зависимости пожизненного избыточного риска от дозы облучения для печени и клеток костной поверхности, появится возможность рассчитать параметры облучения не только лёгких, но и других органов депонирования плутония для условия, чтобы суммарный годовой избыточный риск при облучении всех критических органов не превышал величины ELRгOд=1х10-3.

Дозы облучения органов основного депонирования плутония напрямую связаны с содержанием нуклида в этих органах и организме в целом. Величина содержания может быть определена по активности плутония в суточной порции мочи при её естественной экскреции и использована в качестве контролируемого показателя поступления плутония, что значительно упрощает радиационный контроль внутреннего облучения этим радионуклидом.

Заключение

Принятое в Нормах радиационной безопасности допустимое значение ПГПперс для низкотранспортабельных соединений 239Pu при хроническом поступлении этого радионуклида не обеспечивает необходимый уровень радиационной защиты персонала, так как приводит к превышению величины социально приемлемого годового избыточного риска, равного 1х10-3, который принят в НРБ-99/2009 для нормирования доз облучения персонала.

Предел ожидаемой за 50 лет эффективной дозы, принятый НРБ-99/2009 в качестве нормируемого показателя, из-за особенностей метаболизма плутония не отражает реальных уровней внутреннего облучения и не может служить основой для расчёта величины годового избыточного риска.

Только дозы облучения органов основного депонирования плутония (эквивалентная, поглощённая) и их распределение в течение профессиональной деятельности работника могут являться основой для оценки годового избыточного риска и ограничения облучения персонала.

Литература

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): Санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2009. 100 с.

2. Сокольников М.Э., Востротин В.В., Ефимов А.В., Василенко Е.К., Романов С.А. Пожизненный риск смерти от рака лёгкого, как мера надёжности стандартов радиационной безопасности при радиационном воздействии альфа-излучения плутония-239, поступающего ингаляционным путем //Медицинская радиология и радиационная безопасность (в печати).

3. Khokhryakov V.V., Khokhryakov V.F., Suslova K.G., Vostrotin V.V., Vvedensky V.E., Sokolova A.B., Krahenbuhl M.P., Birchall A., Miller S.C., Schadilov A.E., Ephimov A.V. Mayak Worker Dosimetry System 2008 (MWDS-2008): assessment of internal dose from measurement results of plutonium activity in urine //Health Physics. 2013. V. 104, N 4. P. 366-378.

Limiting occupational exposure due to plutonium inhalation intake

Vasilenko E.K., Sokolnikov M.E., Vostrotin V.V., Ephimov A.V., Aladova E.E., Romanov S.A.

Southern Urals Biophysics Institute, FMBA, Ozersk

The article presents analysis of weaknesses of limits on occupational exposure to plutonium. Features of doses formation in prime organs of plutonium deposition due to chronic inhalation of the radionuclide as oxide and nitrate salt are considered. Calculated annual excess risk from inhalation of plutonium-containing substances shows that valid safety standards do not ensure proper level of radiation protection of nuclear industry workers. The limit of committed effective dose received during 50-years, accepted in Russian Radiation Safety Standards (RSS-99/2009) as the standard, cannot be used as the basic value for calculation of annual excess risk, because it does not take into account true levels of internal exposure due to specific mechanism of plutonium metabolism. The article suggests approaches to limiting occupational exposure of workers and setting limits on plutonium intake in dependence of the annual equivalent, accumulated doses in prime organs of the radionuclide deposition.

Key words: acceptable excess lifetime risk, limit of committed effective dose, permissible dose limits, prime organs of deposition, limit of annual intake, radiation safety standards, metabolism of plutonium, solubility, annual excess risk, rated indexes, biokinetic model.

References

1. Radiation safety standards (RSS-99/2009). Sanitary-epidemiological rules and standards. Moscow, Federal Center of Hygiene and Epidemiology of Rospotrebnadzor, 2009. 100 p. (In Russian).

2. Sokolnikov M.E., Vostrotin V.V., Ephimov A.V., Vasilenko E.K., Romanov S.A. Lifetime risk of mortality from lung cancer as measure of reliability of radiation safety standards at alpha-irradiation exposure due to plutonium-239 inhalation. Medical Radiology and Radiation Safety (in press). (In Russian).

3. Khokhryakov V.V., Khokhryakov V.F., Suslova K.G., Vostrotin V.V., Vvedensky V.E., Sokolova A.B., Krahenbuhl M.P., Birchall A., Miller S.C., Schadilov A.E., Ephimov A.V. Mayak Worker Dosimetry System 2008 (MWDS-2008): assessment of internal dose from measurement results of plutonium activity in urine. Health Physics, vol. 104, no. 4, pp. 366-378.

Vasilenko E.K.* - Head of Dep.; Sokolnikov M.E. - Head of Lab., MD; Vostrotin V.V. - Head of Lab., C. Sc., Biol.; Ephimov A.V. - Head of

Lab.; Aladova E.E. - Senior Researcher, C. Sc., Biol.; Romanov S.A. - Director, C. Sc., Biol. SUBI.

•Contacts: 19 Ozersk road, Ozersk, Chelyabinsk region, Russia, 456780. Tel.: +7(35130) 7-02-93; e-mail: a-centre@subi.su.