Публикация 134 Международной комиссии по радиологической защите вводит обновлённую биокинетическую модель внутреннего облучения тритием, что определяет актуальность ее применения при индивидуальном дозиметрическом контроле. Цель исследования валидация модели Публикация 134 МКРЗ для оценки ингаляционного поступления трития по результатам измерений удельной активности трития в моче и концентрации водных паров трития в воздухе рабочих помещений. Материалы и методы: В исследовании участвовали пять человек, дважды находившихся на участке работ с тритием с интервалом 13 суток; каждое пребывание длилось 6 часов. Измеряли температуру и влажность воздуха, отбирали пробы конденсата воздуха на элемент Пельтье и пробы мочи. Отбор проб мочи продолжали в последующие дни после контакта. Валидацию проводили сопоставлением расчетных данных с экспериментальными значениями при идентичных сценариях поступления водной формы трития. Результаты исследования и их обсуждение: Модель публикации 134 Международной комиссии по радиологической защите дает оценки уровней ингаляционного поступления водной формы трития, сопоставимые с моделью публикации 56, и точнее отражает динамику содержания трития в первые 12 часов после пролонгированного поступления. Для более точных оценок поступления трития по результатам измерений в пробах мочи, отобранных через неделю и более, требуется коррекция по периоду полувыведения трития, которую проще выполнить по модели публикации 56. Принятые в исследовании объёмы дыхания для сидячей работы (0,54 и 0,39 м3/ч для мужчин и женщин соответственно) дали заниженные оценки поступления по сравнению с оценками, выполненными по моче; при объёмах дыхания для лёгкой работы рассчитанные уровни поступления превышают оценки по моче. Заключение: Результаты валидации новой модели МКРЗ по тритию показали, что она имеет преимущества перед старой только при интерпретации результатов измерения концентрации в моче, полученных в первые 12 часов от начала поступления, что чрезвычайно важно при контроле аварийного поступления.

Остеотропный ⁸⁹Sr попадал в организм жителей прибрежных территорий реки Течи, что приводило к его накоплению в костной ткани и облучению красного костного мозга. Цель исследования расчет дозовых коэффициентов, позволяющих перейти от перорального поступления ⁸⁹Sr к поглощенной накопленной дозе на красный костный мозг для взрослых мужчин и женщин. Материалы и методы: Для оценки концентрации изотопа в ткани-источнике использовали биокинетическую модель Sr-AG. После чего оценивали мощности поглощенных доз в ткани-мишени, c помощью дозиметрических фантомов, имитирующих геометрию сред, в которых моделируется перенос излучений. Результатом этого были коэффициенты перехода от удельной активности ⁸⁹Sr в трабекулярной и кортикальной кости к мощности поглощенной дозы в красном костном мозге. Фантомы выполнены по оригинальной методике, их параметры основаны на опубликованных результатах измерений характеристик скелета. Возмущение этих параметров позволяет имитировать индивидуальную изменчивость морфологии кости для расчёта неопределенности. Результаты исследования и их обсуждение: В результате были получены коэффициенты перехода: от стронция в трабекулярной кости 2,3 и 2,2 ( × 10^-7 Гр/с на Бк/кг) для мужчин и женщин соответственно; от стронция в кортикальной кости 0,74 и 0,78 ( × 10^-7 Гр/с на Бк/кг) для мужчин и женщин соответственно. Оценённые дозовые коэффициенты находятся в диапазоне 1,84,4 (× 10^-9 Гр/Бк) для мужчин и 2,30–5,55 (× 10^-9 Гр/Бк) для женщин. Относительные стандартные неопределенности дозовых коэффициентов не превышали 40 %. Заключение: Значения, рассчитанные в рамках данной работы, могут быть использованы для реконструкции доз с целью улучшения оценки радиогенных рисков для облучённого населения Уральского региона, а также рисков, связанных с применением таких радиофармпрепаратов как хлорид ⁸⁹Sr.

Несмотря на многочисленные исследования, данные о влиянии облучения гонад родителей на здоровье потомков остаются ограниченными и противоречивыми. Накопленные данные об облучении населения Южного Урала, вследствие деятельности Производственного объединения «Маяк», предоставляют возможность для изучения отдал ё нных наследственных эффектов радиации у человека. Цель исследования оценка показателей смертности от всех причин, а также получение прямых оценок риска смерти у потомков, включенных в Уральскую когорту потомков облучённого населения с использованием дозы на гонады родителей. Материалы и методы: Когорта включает 31154 потомка, наблюдавшихся с 1950 до 2020 г. в Челябинской и Курганской областях. За период наблюдения накоплено 1093621 человеко-лет и зарегистрировано 3774 смерти. Дозы на гонады родителей рассчитаны по системе TRDS-2016 (медианные: матери 11 мГр, отца 8 мГр, суммарная 34 мГр). Проведен дескриптивный анализ и оценка риска смерти с использованием пакетов R и EPICURE. Результаты исследования и их обсуждение: В структуре смертности преобладают травмы и отравления, затем болезни системы кровообращения и органов дыхания. Смертность потомков раст ё т с возрастом. Смертность у мужчин статистически значимо выше, чем у женщин. Стандартизованные показатели не превышали национальные данные Всемирной организации здравоохранения, а в отдельные периоды были значимо ниже. Выявлен значимый избыточный относительный риск смерти от всех причин для доз на гонады матери, отца и суммарной, а также для болезней органов дыхания от дозы на гонады матери. Обнаружена модификация дозовой зависимости нерадиационными факторами. Заключение: Полученные оценки предварительны. Относительно молодой возраст когорты и малое число смертей не позволяют сделать окончательные выводы и требуют продолжения наблюдения для подтверждения выявленных закономерностей.

Компьютерная томография является важным диагностическим инструментом при неотложных состояниях у беременных, однако её применение связано с облучением плода, обладающего повышенной радиочувствительностью. В Российской Федерации в соответствие с СанПиН 2.6.4115‑25 медицинские организации обязаны вести учёт индивидуальных доз облучения пациентов, включая беременных, однако вопрос об обязательной оценке поглощённых доз в плоде остаётся дискуссионным. Кроме того, отсутствуют чёткие методические указания по расчёту таких доз, а имеющиеся данные свидетельствуют о значительных различиях протоколов даже в пределах одной клиники. В связи с этим оценка поглощённых доз в плоде при компьютерной томографии является актуальной задачей радиационной защиты и клинической практики. Цель работы оценка поглощённых доз в плоде при проведении компьютерной томографии беременным женщинам на примере крупного медицинского центра. Материалы и методы: Проведён ретроспективный анализ 40 компьютернотомографических исследований, проведенных 35 беременным пациенткам за 2021–2025 гг. Рассчитаны поглощённые дозы в плоде с использованием калькулятора Fetal Dose Calculation. Результаты исследования и их обсуждение: Поглощенные дозы в плоде варьировали от 0 до 8,1 мГр. Минимальные значения (0–0,09 мГр) наблюдались при компьютерно-томографических исследованиях головы и придаточных пазух носа; максимальная поглощенная доза в плоде (8,1 мГр) была выявлена при двухфазном компьютерно-томографическом исследовании брюшной полости в третьем триместре. Повышенные поглощенные дозы в плоде (2,3–7,1 мГр) связаны с многофазными протоколами и сканированием сочетанных областей. Ни в одном случае пороговые значения 30, 50 или 100 мГр не были превышены. Заключение: Поглощённые дозы в плоде при клинически обоснованных компьютерно-томографических исследованиях были значительно ниже установленных порогов. Основными дозообразующими факторами являются: область и длина сканирования, число фаз и срок беременности. Результаты подтверждают возможность проведения компьютерной томографии на любом сроке беременности без превышения порога развития детерминированных эффектов, однако требуются дальнейшие исследования на большей выборке.

Достоверные данные об уровнях облучения эмбриона/плода при проведении наиболее распространенных рентгенографических процедур необходимы для обоснования и оптимизации радиационной защиты беременных. Цель исследования оценить поглощенные дозы в плоде и соответствующие им радиационные риски для будущего ребенка путем моделирования облучения беременных женщин на разных триместрах беременности при проведении рентгенографических процедур. Материалы и методы: Для оценки поглощенных доз в плоде использовали данные о стандартных протоколах и типичных параметрах экспозиции в медицинских организациях Санкт-Петербурга и Ленинградской области, собранные в 2023-2025 и 2019-2021 гг. соответственно. Использованный подход подразумевал, что рентгенографические процедуры беременным женщинам проводили с использованием стандартных протоколов для взрослых пациентов. При этом одни и те же стандартные протоколы использовали для оценки поглощенных доз на разных триместрах беременности. Расчет выполняли с использованием программного обеспечения COnceptus Dose Estimation для первого, второго и третьего триместров беременности для рентгенографии органов грудной клетки, шейного, грудного и пояснично-крестцового отделов позвоночника, таза и брюшной полости в прямой и боковой проекциях. Оценку риска проводили по двум показателям: дополнительному абсолютному риску смерти от рака до достижения возраста 15 лет и дополнительной пожизненной заболеваемости злокачественными новообразованиями. Результаты исследования и их обсуждение: Наибольшие медианные поглощенные дозы в плоде находились в диапазоне 1–3 мГр за процедуру и соответствовали рентгенографии пояснично-крестцового отдела позвоночника, брюшной полости и таза. Влияние проекции зависело от анатомической области: боковая проекция сопровождалась более высокими медианными дозами при рентгенографии брюшной полости и таза, тогда как для пояснично-крестцового отдела позвоночника медианные дозы были выше в передне-задней проекции. Различия между минимальными и максимальными значениями достигали двух-трех порядков величины. Ни на одном из протоколов рентгенографии поглощенная доза в плоде не приближалась к 50 или 100 мГр; максимальное значение составило 18,8 мГр. Для процедур, при которых матка и плод не попадали в поле облучения, вероятность детерминированных эффектов была пренебрежимо малой. Оценка риска показала, что для рентгенографии органов грудной клетки и грудного отдела позвоночника значения находились преимущественно в диапазоне 10^-⁶ –10^-⁸ , а для процедур в области живота, поясничнокрестцового отдела позвоночника и таза в диапазоне 10^-⁴ –10^-⁵. Заключение: Результаты исследования могут быть использованы для обоснования проведения рентгенологических процедур беременным пациенткам, информирования пациентов и родственников о рисках, а также для обновления национальных клинических рекомендаций.

Оценку уровней облучения пациентов для установления референтных диагностических уровней следует проводить по результатам специализированных сборов данных. Цель исследования оценка уровней облучения пациентов при выполнении рентгенографических процедур в медицинских организациях Санкт-Петербурга и Ленинградской области. Материалы и методы: Данные о стандартных протоколах проведения рентгенографических процедур были собраны в 33 медицинских организациях Санкт-Петербурга и 18 медицинских организациях Ленинградской области для 137 цифровых аппаратов в Санкт-Петербурге, и 53 цифровых и 62 пленочных (аналоговых) аппаратов в Ленинградской области в 2023-2025 и 2019-2021 гг. соответственно. Данные собирали для рентгенографических исследований черепа, органов грудной клетки, шейного, грудного и пояснично-крестцового отделов позвоночника, брюшной полости и таза в прямых и боковых проекциях. Для каждого протокола определяли эффективную дозу, входную поверхностную дозу и расчетное произведение дозы на площадь. Результаты исследования и их обсуждение: Для всех рентгенографических процедур наблюдались выраженные различия между минимальными и максимальными дозами облучения пациентов вплоть до двух порядков величины. Статистически значимые различия между выборками доз облучения в регионах наблюдались только для отдельных процедур; различий в эффективных дозах для цифровых аппаратов в Санкт-Петербурге и Ленинградской области не выявлено. При сравнении цифровых и пленочных рентгеновских аппаратов в Ленинградской области значимые различия наблюдались только для входной поверхностной дозы при рентгенографии органов грудной клетки в задне-передней проекции. Стандартные дозы пациентов из настоящего исследования достоверно отличались от результатов предыдущих сборов данных как в большую, так и в меньшую сторону, что обуславливает необходимость детальной оценки доз облучения пациентов на систематической основе. Полученные данные могут быть использованы для обоснования численных значений региональных референтных диагностических уровней. Заключение: Результаты исследования показали, что референтные диагностические уровни должны устанавливаться на региональном уровне, при этом допустимо объединение выборок цифровых и аналоговых рентгеновских аппаратов.

В 2024–2026 гг. в населенных пунктах Ивановской области было проведено выборочное радоновое обследование эксплуатируемых жилых и общественных зданий. Материалы и методы: Обследование проводилось с использованием интегрального метода измерения объемной активности радона в воздухе помещений в городах Иваново и Кохма, населенных пунктах Гаврилово-Посадского, Приволжского и Заволжского районов Ивановской области. Были рассчитаны годовые индивидуальные эффективные дозы облучения жителей за счет радона, индивидуальные пожизненные риски смерти от радон-индуцированного рака легкого и популяционные риски, выраженные в виде суммарного числа потерянных лет здоровой жизни (DALY). Результаты исследования и их обсуждение: Обследование выявило многочисленные факты превышения гигиенического норматива. В г. Иваново объемная активность радона достигала в общественных зданиях 3143 Бк/м[3] , в жилых домах 1009 Бк/м[3] ; в г. Кохма 1618 Бк/м[3] и 1064 Бк/м[3] соответственно. В общественных зданиях Гаврилово-Посадского района максимальная объемная активность радона составила 934 Бк/м[3] , Приволжского района 720 Бк/м[3] , Заволжского района 840 Бк/м[3] . Наибольшее количество превышений норматива были получены для городов Иваново и Кохма, в которых проживает более 43 % всего населения области. Оценка индивидуального пожизненного риска смерти от радониндуцированного рака легкого показала, что для жителей всех обследованных жилых домов г. Кохма этот риск оценивается как неприемлемый ни для населения, ни для персонала, и требующий принятия неотложных мер по его снижению. На популяционном уровне суммарные последствия облучения радоном населения обследованных городов и районов оцениваются величиной от 1066 до 6562 (в среднем 3066) потерянных лет здоровой жизни. Заключение: Результаты выполненного обследования подтвердили корректность сведений о повышенных уровнях содержания радона в воздухе помещений, содержащихся в Региональном банке данных доз природного облучения Ивановской области, а также подчеркнули значимость проблемы с недостаточным охватом измерениями именно эксплуатируемых жилых и общественных зданий старой постройки.

Рост числа компьютерно-томографических исследований сопровождается увеличением коллективной дозы медицинского облучения и количества необоснованного назначения исследований, что повышает значимость быстрых автоматизированных методов оценки радиационных рисков пациентов. Цель исследования проанализировать возможности прикладных программ для автоматизированного расчета доз облучения и радиационного риска при проведении компьютерной томографии. Материалы и методы: Проведен сравнительный анализ семи прикладных программ, предназначенных для расчёта эффективной дозы облучения при компьютерной томографии. Для каждой программы проанализированы входные и выходные параметры, алгоритмы расчёта доз, используемые коэффициенты, а также доступность применения. По этим программам рассчитаны и сопоставлены дозы и уровни радиационного риска при компьютерной томографии головы, органов грудной и брюшной полости. Результаты исследования и обсуждение: Проанализированные программы сгруппированы по трём кластерам: 1) определение только эффективной дозы; 2) расчёт органных доз и эффективной дозы; 3) расчёт эффективной дозы и радиационных рисков. Программы кластера 1 оценивают только эффективную дозу по коэффициентам пересчета для выбранной анатомической области. Программа кластера 2 обеспечивает более точную оценку эффективной дозы, так как расчет основывается на органных дозах и учитываются параметры сканирования. Программы кластера 3 дают информацию не только об эффективной дозе, но и об уровнях радиационного риска и формируют отчёты по сериям исследований. Разброс значений эффективной дозы между различными программами для одних и тех же анатомических областей составляет до 30–40 %, что обусловлено использованием разных методик расчета. Заключение: Существующие решения ограничены отсутствием интеграции с радиационными регистрами и невозможностью учёта суммарных доз облучения пациентов в предшествующий период, что остаётся актуальной задачей в области радиационной гигиены и радиационной безопасности.

Обеспечение радиационной безопасности при проведении международных массовых мероприятий сложная государственная задача, от которой зависит не только здоровье участников, но и репутация страны-организатора. Анализ литературы подтверждает сохраняющиеся риски радиационного терроризма, наиболее вероятный сценарий которого применение «грязной бомбы». Цель исследования систематизация и классификация проблем обеспечения радиационной безопасности на основе сравнительного анализа отечественного и зарубежного опыта. Материалы и методы: Официальные отчеты организаторов Олимпийских игр (Лондон, 2012; Сочи, 2014), Панамериканских игр (2007), Универсиады (Казань, 2013), Чемпионата мира по футболу (2018), руководства МАГАТЭ и аналитические публикации. Результаты исследования и обсуждение: Разработана классификация проблем, включающая организационно-управленческие (недоучет требований на этапе проектирования), технические (ложные срабатывания датчиков) и межведомственные (несогласованность действий) категории. Выявлена положительная динамика межведомственного взаимодействия в России: от разрозненных действий в Казани до многоуровневых структур безопасности в Сочи и на Чемпионате мира по футболу. Установлено, что основные объекты срабатывания систем радиационного контроля грузы с природными радионуклидами и пациенты после медицинских процедур, что требует разных алгоритмов реагирования. Заключение: Предложенная классификация служит научно-методической основой для создания универсальных требований к радиационному контролю на массовых мероприятиях. Перспективы исследований связаны с разработкой типовых схем контроля для разных объектов.

Оценка радиационного риска при переносе моделей, разработанных для одной популяции, на другие популяции остается методологической проблемой. Значения пожизненного риска и радиационного ущерба зависят не только от дозы и параметров модели, но и от медико-демографических характеристик оцениваемой популяции. Цель исследования: проанализировать влияние медико-демографических данных российской популяции на значения показателей радиационного риска, рассчитываемых по методике Международной комиссии по радиологической защите. Материалы и методы: Проанализирована процедура расчета радиационного ущерба, изложенная в Публикации 152 Международной комиссии по радиологической защите, включая модели избыточного абсолютного и относительного риска, расчет пожизненного риска с использованием функции здорового дожития, учет половозрастной структуры и корректировку риска с учетом тяжести последствий. Выполнены расчеты с использованием показателей онкологической заболеваемости, смертности, здорового дожития и летальности российской и референтных популяций. Результаты исследования и их обсуждение: Различия в фоновой онкологической заболеваемости существенно влияют на результат оценки по модели относительного риска. Использование функции здорового дожития популяции с более низкой смертностью повышает пожизненный риск радиационно-индуцированного злокачественного новообразования. Фоновая заболеваемость и здоровое дожитие могут оказывать конкурирующее влияние на межпопуляционные различия риска. Использование данных о летальности, не соответствующих оцениваемой популяции, существенно изменяет значение радиационного ущерба. Заключение: Применение национальных медико-демографических данных повышает специфичность оценки ожидаемых последствий облучения, однако выбор исходных данных и интерпретация результатов должны определяться целью расчета. Для оценки риска в конкретных ситуациях облучения целесообразно использовать фактические популяционные, когортные или клинические данные; национально-специфические оценки риска не должны автоматически служить основанием для изменения требований радиационной защиты.

Полевая гамма-спектрометрия является распространенным методом определения удельной активности природных радионуклидов в почве на месте (in situ). Однако этот метод нуждается в сравнении с лабораторными методами. Цель исследования cравнение полевого и лабораторного методов измерения УА ²²⁶Ra, ²³²Th и ⁴⁰K в почве при наличии поверхностного радиоактивного загрязнения ¹³⁷Cs. Материалы и методы: Полевые измерения с одновременным отбором проб почвы были проведены на 10 огородных участках, расположенных в шести населенных пунктах зоны радиоактивного загрязнения (¹³⁷Cs) Брянской области России. Полевые измерения были выполнены с использованием сцинтилляционного гамма-спектрометра-дозиметра МКС-АТ6101Д фирмы АТОМТЕХ (Беларусь). Для лабораторных измерений использовали полупроводниковый гаммаспектрометр фирмы ORTEC (США). Результаты исследования и их обсуждение: Статистически значимых различий между двумя методами определения удельной активности природных радионуклидов в почве не было выявлено (критерий Вилкоксона, p > 0,05). Коэффициент корреляции Спирмена был равен 0,87, 0,77 и 0,89 для ²³²Th, ²²⁶Ra и ⁴⁰K соответственно. Максимальное расхождение между результатами, полученными в полевых условиях и в лаборатории, cоставило 32 %; в среднем разница варьировала от 2 до 8 %. Наибольшие различия были обнаружены в отношении ²²⁶Ra. В значительной мере это связано с неопределенностью измерений, которая для этого радионуклида, по сравнению с ²³²Th и ⁴⁰K, была самой высокой как в полевых, так и в лабораторных измерениях. Заключение: Выполненное сличительное исследование показало, что результаты, полученные с использованием полевой гамма-спектрометрии в условиях загрязнения территории техногенным радионуклидом ¹³⁷Cs, хорошо согласуются с результатами лабораторных измерений. Корректировки значений удельной активности, получаемых с применением градуировки, которая была выполнена фирмой-изготовителем портативного гамма-спектрометра-дозиметра МКС-АТ6101Д, не требуется.

В работе представлены результаты измерений поглощенных доз в фантоме Alderson Rando при различных геометриях его облучения фотонным излучением от источников ⁷⁵Se, ¹⁹²Ir, ¹³⁷Cs и ⁶⁰Co. Материалы и методы: Измерения выполнялись с помощью термолюминесцентных детекторов TLD-100, LiF: Mg, Ti (Harshaw, США). Для оценки значения средней поглощенной дозы в органе, в нем размещались от 2 до 30 детекторов. Суммарное количество детекторов для проведения одного варианта облучения составляло около 250. Фантом облучался параллельным (спереди, сзади и с левого бока) и расходящимся пучками излучения от точечных источников, находящихся на расстоянии 20 см, 50 см и 100 см от поверхности фантома. Результаты измерений поглощенных доз в органах для параллельных пучков излучения нормировались на дозу, зарегистрированную индивидуальным дозиметром, носимым на левой стороне груди фантома и на экспозиционную дозу на вертикальной оси фантома на высоте 1 м 20 см. Результаты измерений поглощенных доз в органах для расходящихся пучков выражались в терминах мощности дозы (мГр/час) от источника активностью 3,7 ∙ 10¹⁰ Бк (1 Кюри). Результаты измерений поглощенных доз, полученные в настоящей работе, были сравнены с результатами измерений, выполненных другими авторами. Результаты исследования и обсуждение: Относительные расхождения значений поглощенных доз в различных органах, измеренных разными авторами, не превышали ± 15 %. Заключение: Представленная информация может быть использована как для верификации расчетных программ, так и для целей разработки моделей облучения персонала и населения в ситуациях штатного и аварийного облучения фотонным излучением.

Цель исследования: провести испытание новых бытовых электронных мониторов радона, доступных в России, для оценки возможности их применения для контроля объемной активности радона в помещении. Материалы и методы: В лабораторных условиях в течение 42 суток проведено экспонирование трех мониторов потребительского класса AIKESI RM-75 (Китай) совместно с профессиональными средствами измерения AlphaGUARD PQ2000 PRO (принят в качестве эталонного) и Radon Scout Professional. Результаты исследования и их обсуждение: Выполнена статистическая обработка временных серий объемной активности радона, и проведено сравнение средств измерений между собой. Рассчитана относительная погрешность показаний бытовых мониторов в сравнении с эталонным, которая не превышает 12 % при длительных измерениях и менее 16 % при пятидневных. Нелинейность отношения средних значений объемной активности радона по показаниям тестируемых и эталонного радон монитора для бытовых мониторов радона варьируется от 3 до 7 %. Для всех потребительских мониторов обнаружена незначительная переоценка показаний в области значений объемной активности радона менее 100 Бк/м³ . По результатам корреляционного анализа временных серий бытовые мониторы радона удовлетворительно воспроизводят динамику изменения объемной активности радона в помещении. Заключение: Удовлетворительная точность измерения объемной активности радона, эксплуатационные характеристики, простота обработки результатов и невысокая стоимость потребительских мониторов радона позволяют использовать их для предварительной скрининговой оценки объемной активности радона в помещении. При этом для решения исследовательских задач, в том числе для оценки дозовых нагрузок на население требуется их повторная калибровка по образцовым средствам измерения.

Эксплуатация систем сбора и хранения жидких радиоактивных отходов пациентов после радиойодтерапии сопряжена с рядом трудностей, которые напрямую влияют на пропускную способность подразделений радионуклидной терапии. Существующие подходы к моделированию работы системы не позволяют адекватно оценивать последствия различных сценариев эксплуатации, поскольку не учитывают ряд ее физико-технических особенностей и физиологические факторы процессов выведения активности из организма. Цель исследования оценка результатов моделирования работы системы сбора и хранения жидких радиоактивных отходов пациентов при проведении радиойодтерапии. Материалы и методы: Использовалась специально разработанная математическая модель процессов образования, сбора и хранения жидких радиоактивных отходов. Модель основана на статистическом методе Монте-Карло и учитывает планы госпитализаций 131 пациентов, назначаемые им активности I, фармакокинетику радиофармацевтических препаратов, радиоактивный распад[131] I и различные сценарии заполнения резервуаров. Результаты исследования и их обсуждение: Описанная модель реализована в виде компьютерной программы «RadIodineWasteSim 1.0». Результаты моделирования согласуются с данными системы радиационного контроля и данными эксплуатационных журналов системы спецканализации Национального медицинского исследовательского центра эндокринологии имени академика И.И. Дедова. Коэффициент корреляции Пирсона между расчетными и экспериментальными данными составил 0,96. Заключение: Высокая согласованность расчетных и экспериментальных данных подтверждает корректность выбранного подхода. Программа «RadIodineWasteSim 1.0» может применяться при проектировании и эксплуатации подразделений радионуклидной терапии для оценки влияния организационных решений на их пропускную способность.