В статье приведены оценки доз облучения населения 6 районов восточной части Оренбургской области за счет природных источников ионизирующего излучения, полученные по результатам комплексного радиационного обследования 34 населенных пунктов, где ранее были выявлены повышенные уровни содержания природных радионуклидов в воде подземных источников питьевого водоснабжения. Показано, что в 18 населенных пунктах средняя годовая эффективная индивидуальная доза природного облучения соответствует, согласно принятой в ОСПОРБ 99/2010 классификации, повышенному облучению за счет природных источников (от 5 до 10 мЗв/год), а еще в 7 – высокому (свыше 10 мЗв/год); при этом основную дозовую нагрузку население получает за счет ингаляции радона и его дочерних продуктов распада. Из перечня обследованных населенных пунктов Кваркенского и Адамовского районов, где были зарегистрированы самые высокие уровни содержания радона в воздухе помещений жилых и общественных зданий, были выбраны 4 населенных пункта для проведения углубленного обследования с целью выявления основного источника поступления радона в здания. Обследование включало измерения плотности потока радона с поверхности грунта, объемной активности радона в почвенном воздухе, удельной активности и эффективной удельной активности природных радионуклидов в пробах материалов строительных конструкций жилых и общественных зданий и в пробах почвы с территории населенных пунктов, а также удельной активности радона в воде источников подземного водоснабжения, подающейся по распределительной сети населенных пунктов. Результаты обследования показали, что основным источником поступления в воздух помещений радона, являющегося главной причиной высоких и повышенных доз природного облучения населения, является эксхаляция из грунта под зданиями; по сравнению с основным источником поступления, вклад радона, поступающего в воздух в процессе пользования водой, является незначительным.

Установленные в НРБ-99/2009 радиологические критерии выписки пациентов после радионуклидной терапии относятся только к четырём радионуклидам, которые использовались в Российской Федерации в период подготовки документа. Рассчитанные только с учётом радиоактивного распада радионуклида-метки, они дают консервативные оценки, которые требуют пребывание пациента в «активных» палатах радиотерапевтического отделения несколько дней и не позволяют проводить радионуклидную терапию пациентам в режиме дневного стационара, что безусловно снижает доступность этого вида лечения. Учет биологического выведения радиофармпрепарата из организма пациента может существенно смягчить критерии выписки пациентов после терапии. В последнее время появились новые перспективные радионуклиды и радиофармпрепараты для терапии, внедрение которых в медицинскую практику тормозится отсутствием критериев выписки пациентов. Настоящая работа посвящена обоснованию подхода к определению радиологических критериев выписки пациентов после радионуклидной терапии для перспективных и применяемых радиофармацевтических лекарственных препаратов с учётом их биологического выведения из организма пациента. В качестве примера расчёты критериев выписки пациентов выполнены для 177Lu-ПСМА, 177Lu-ДOTA-TATE, 131I-МИБГ и Na131I. Для расчётов использовалась дозиметрическая модель, на основании которой определены действующие радиологические критерии выписки пациентов, вошедшие в НРБ-99/2009. Дополнительно учитывалось биологическое выведение радионуклида в РФЛП из организма пациента, которое оценивалось по данным из опубликованных работ. Для рассматриваемых препаратов характерно две фракции выведения (быстрая и медленная). Основной вклад в снижение активности радионуклида в теле пациента происходит в первые часы после введения РФЛП – быстрая фракция; за 4-6 часов после введения около 50% этих препаратов выводятся с мочой. Для расчёта критериев выписки использовались медленные фракции выведения, которые характеризуют снижение активности в теле после выписки пациента. Использованы следующие значения эффективного периода полувыведения для 177Lu-ПСМА – 60 часов, для 177Lu-ДОТА-ТАТЕ – 100 часов, для 131I-МИБГ – 45 часов, для Na131I – 7,5 сут. Выполненные расчёты показывают, что при планировании курса терапии с четырьмя сеансами введения радиофармпрепарата 177LuПСМА допускается выписка при мощности дозы 20 мкЗв/ч от пациента на расстоянии 1 м, при терапии с 177Lu-ДОТА-ТАТЕ допускается выписка при   12 мкЗв/ч. Учитывая быстрое выведение РФЛП из организма пациента в первые часы после введения, можно предполагать, что большему числу пациентов с нормальной функцией почек возможно проводить РНТ с 177Lu-ПСМА в условиях дневного стационара. Отдельные пациенты после введения 177Lu-ПСМА и пациенты при терапии с 177Lu-ДОТА-ТАТЕ могут быть задержаны в отделении в «активной палате» на 1-2 суток до снижения мощности дозы от пациента до допустимых уровней. Для препарата 131I-МИБГ учет биологического выведения радионуклида в РФЛП позволяет смягчить критерий выписки в четыре раза, а для Na131I – на 10% что позволит раньше выписывать пациента из отделения радионуклидной терапии, и повысит пропускную способность отделений радионуклидной терапии, без снижения уровня радиационной безопасности населения и членов семьи пациента.

Для расчета доз внутреннего облучения красного костного мозга применяется моделирование переноса излучений в тканях костей скелета с использованием вычислительных фантомов. Вычислительные фантомы МКРЗ созданы для стандартного человека с анатомическими характеристиками, типичными для среднестатистического индивидуума. Дозы, рассчитываемые на основе таких фантомов, будут соответствовать неким среднепопуляционным, а индивидуальная изменчивость будет вносить стохастическую компоненту неопределенности в оценку доз. Целью настоящей работы является оценка влияния вариабельности химического состава и плотности кости на результаты дозиметрического моделирования. Использовали вычислительные фантомы фрагментов костей скелета, которые представлены простыми геометрическими фигурами, заполненными трабекулярными структурами и костным мозгом и покрытыми снаружи кортикальным слоем. Перенос излучений имитировался методом Монте-Карло. Рассчитывались коэффициенты перехода от удельной активности радионуклидов к мощности поглощенной дозы в красном костном мозге при их равномерном распределении в объеме трабекулярной либо кортикальной кости. На основе расчетов получены коэффициенты, позволяющие конвертировать удельную активность радионуклида в единицы мощности поглощенной дозы в красном костном мозге. В результате численных экспериментов было показано, что вариации химического состава в пределах физиологических показателей не вносят дополнительной погрешности больше ±4% в значение доз на красный костный мозг. Влияние плотности костной ткани на формирование дозы в красном костном мозге зависит от размера фантома. Для фантомов, чьи линейные размеры превышают две длины свободного пробега электронов (~ 0,44 см), вариабельность плотности костной ткани в пределах ±3% приводит к аналогичной по величине относительной неопределенности коэффициентов перехода. Однако для фантомов меньших размеров вариабельность плотности костной ткани приводит к неопределенностям этих коэффициентов равным 6% или 13%, если источник депонирован в трабекулярной или кортикальной кости соответственно. Полученные результаты будут использованы при оценке суммарной неопределенности поглощенных доз красным костным мозгом с учетом неопределенности всех используемых параметров, включая вариабельность морфометрических характеристик костей, вариабельности распределения красного костного мозга между структурами скелета, а также неопределенность, привносимую модельными приближениями.

Выполнен анализ взаимного соответствия данных о годовом выбросе радионуклида предприятием, расчетной модели переноса примеси, использующейся при установлении нормативов предельно допустимых выбросов, и среднегодовой объемной активности радионуклида, определенной с использованием данных радиационного мониторинга приземного слоя воздуха, на примере выброса 131I акционерным обществом «Научно-исследовательский физико-химический институт им. Л.Я. Карпова» (г. Обнинск). Показано, что для выброса предприятия в 2013–2022 гг. результаты радиационного мониторинга окружающей среды подтверждают как данные радиационного контроля источника выброса ¹³¹I, так и адекватность расчетной модели переноса примеси. Среднегодовой метеорологический фактор разбавления выброса ¹³¹I предприятием в приземном слое атмосферы, оцененный с использованием данных мониторинга, не превышает значение, полученное с помощью модели расчета переноса примеси. Выявлена сильная корреляция среднегодовой объемной активности ¹³¹I в приземном воздухе, полученной с использованием результатов измерений, и данных радиационного контроля годовых выбросов предприятия. Отсутствует корреляция изменчивости фактора разбавления по расчетным оценкам и данным мониторинга, что может быть связано с неоднородностью выброса ¹³¹I предприятием в течение года.

В статье приводятся результаты долговременного (1998–2021 гг.) радиологического мониторингового обследования загородной базы отдыха, расположенной в лесистой местности в зоне радиоактивного загрязнения после аварии на Чернобыльской АЭС. На территории базы в 1997 г. была проведена локальная механическая дезактивация почвы. Оценку вторичного радиоактивного загрязнения дезактивированной территории проводили путем сравнения динамики радиационной обстановки на обработанной площадке и контрольной, недезактивированной, части базы по 4 основным критериям: 1) мощность дозы гамма-излучения в воздухе от радионуклидов цезия; 2) плотность загрязнения почвы ¹³⁷Cs; 3) вертикальное распределение ¹³⁷Cs в почве; 4) содержание ¹³⁷Cs в растениях и грибах. В 1998 г. значение запаса ¹³⁷Cs в верхних 20 см почвы на контрольной части территории базы и дезактивированном участке составило 930 кБк/м² и 143 кБк/м² соответственно. К 2015 г. значение запаса ¹³⁷Cs на контрольной территории и деактивированной площадке значительно снизилось: на 35% и 36% соответственно. Уменьшение мощности дозы гамма-излучения в воздухе на дезактивированном участке и контрольной территории проходило с одинаковой скоростью, которая в настоящее время в основном определяется распадом ¹³⁷Cs. На участке, подвергнутом дезактивации, происходило постепенное самостоятельное восстановление лесной экосистемы. Содержание ¹³⁷Cs в биоте (сосна, съедобные грибы) на обработанном участке было многократно ниже такового на контрольной части территории базы отдыха. В целом установлено, что за 24 года после вмешательства не произошло значимого вторичного радиоактивного загрязнения дезактивированного участка.

В настоящее время отсутствуют методические документы по проведению радиационного контроля и санитарно-эпидемиологической оценки как содержания радона в воздухе помещений, так и других параметров радиационной обстановки в эксплуатируемых зданиях. В статье приведен обзор методик радиационного контроля содержания радона в воздухе помещений детских учреждений некоторых зарубежных стран (США, Норвегия, Финляндия), а также представлены результаты собственного комплексного радиационного обследования 9 детских учреждений в 5 населенных пунктах Ленинградской области, в которых ранее были выявлены высокие уровни объемной активности радона в воздухе помещений интегральным методом. В ходе обследования экспрессным методом в воздухе отдельных помещений были получены высокие значения эквивалентной равновесной объемной активности радона как в режиме нормальной эксплуатации зданий (до 1106 Бк/м³), так и после предварительной 12-часовой выдержки помещений при закрытых окнах и дверях согласно дверях согласно пункту 6.5 МУ 2.6.1.2838-11 (до 1586 Бк/м³). Высокие значения объемной активности радона также были получены с помощью интегральных и квазиинтегральных методов измерений (до 4900 и 1420 Бк/м³ соответственно). Кроме того, были выявлены высокие значения плотности потока радона с поверхности грунта (до 2030 мБк/(м²·с)). Ни в одном из обследованных населенных пунктов не было выявлено превышений установленных нормативов по величине мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на открытой местности и в помещениях детских учреждений. Значения удельной суммарной альфаи бета-активности питьевой воды во всех обследованных детских учреждениях были ниже контрольных уровней, а удельной активности радона в воде – ниже уровня вмешательства. Полученные данные будут использованы для гигиенической оценки доз внутреннего облучения и радиационных рисков у обучающихся и сотрудников некоторых детских учреждений Ленинградской области за счет ингаляции изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов распада и могут быть использованы для усовершенствования методики радиационного контроля содержания радона в воздухе помещений эксплуатируемых общественных зданий в Российской Федерации, что в дальнейшем позволит получать корректные значения доз облучения и радиационных рисков для здоровья населения.

Целью исследования являлось определение уровня годового поступления трития в воздух от прибрежных растений озера Кызылташ в 2021 г. и соответствие содержания трития в воздухе прибрежной зоны озера Кызылташ нормам радиационной безопасности. В мае – сентябре 2021 г. было проведено исследование прибрежных растений вблизи озера Кызылташ, являющего технологическим водоёмом производственного объединения «Маяк». На расстоянии до 100 м от берега влажность растений находилась в диапазоне 41–87%, уровень объёмной активности трития в воде растений и транспирационной воде – от 96 Бк/л до ~8,0 кБк/л и от 64 Бк/л до ~9,0 кБк/л соответственно. По шкале Чеддока обнаружены ранговые корреляции между объёмной активностью трития и: временем от начала вегетационного периода (слабая обратная); расстоянием от берега (заметная обратная); влажностью растений (умеренная положительная). Для прогнозирования поступления трития в воздух в форме HTO в поствегетационный период были построены модели экспоненциального убывания влажности и объёмной активности трития в растениях в зависимости времени. Оценки общих периодов полуубывания влажности и объёмной активности трития в воде растений составили 262 и 64 сут соответственно. Суммарное годовое поступление HTO в воздух в 2021 г. от прибрежных растений составило 6,92E+11 Бк, со вкладом 0,35% от годового поступления трития с поверхности озера Кызылташ. Растения зоны 0…~5 м дают 81,8% от суммарного годового поступления от прибрежных растений озера Кызылташ (5,66E+11 Бк). Годовое поступление HTO только от растений береговой лини озера Кызылташ (0…~5 м), равное (5,66E+11 Бк), было сопоставимо с выбросами трития в 2021 г. от Курской АЭС (5,32 E+11 Бк), а поступление трития от всех прибрежных растений озера Кызылташ – с выбросами Ленинградской АЭС (6,90E+11 Бк). Средняя объёмная активность HTO в воздухе прибрежной зоны озера Кызылташ в ходе 2 экспедиций при отсутствии осадков составляла ~60 Бк/м³, что в ~30 раз меньше допустимой объемной активности трития во вдыхаемом воздухе для населения, равной 1,9E+3 Бк/м³ согласно НРБ-99/2009. В случае гипотетического проживания на берегу озера Кызылташ в 2021 г. и постоянного уровня объёмной  активности трития в объектах окружающей среды годовая ожидаемая эффективная доза внутреннего облучения, обусловленная ингаляцией паров сверхтяжёлой воды, согласно НРБ-99/2009, для стандартных условий составит 31 мкЗв/год для критической группы детей возраста 1–2 года и 8,7 мкЗв/год для взрослого населения. Данные оценки являются консервативными, так как не учитывают ледоставный период, в течение которого испарение воды с поверхности озера Кызылташ и поступление из растений практически отсутствует.

В статье рассмотрен опыт разработки сценариев облучения населения для земельных участков с остаточным радиоактивным загрязнением на примере 3 площадок, расположенных в городах Москве и Санкт-Петербурге. Цель исследования состояла в идентификации предполагаемых групп пользователей земельных участков и выборе параметров для расчета доз облучения. Сценарии облучения при использовании земельных участков для проживания или работы описывались такими параметрами, как время пребывания, нахождение внутри помещений или на открытом воздухе, физическая активность и др. Пути облучения для выбранных пользователей определялись с использованием инструментария концептуальной модели площадки. Для расчетов в рамках ряда сценариев было выполнено геомиграционное моделирование распространения радионуклидов в окружающей среде с использованием расчетного кода GeRa. Расчеты доз облучения групп населения проводились с помощью программного модуля «Экорад-Аква». Дозы рассчитывались по каждому пути облучения. Проведенное исследование показывает, что предложенный сценарий «Работник офиса» может быть применен для различных земельных участков при их планируемом использовании для размещения административных, производственных, научных, торговых зданий и сооружений, сценарий «Строительный рабочий» – для участков, на которых ведутся строительные и земляные работы. Сценарий «Житель» по своим параметрам применим к условиям многоквартирной жилой застройки в крупных городах. В перспективе целесообразна разработка типового сценария для работника, чья деятельность связана с нахождением на открытом воздухе и состоит в проведении работ по уходу и содержанию территории. Указанные сценарии могут использоваться в качестве готовых решений для расчетов доз облучения населения от остаточной радиоактивности на площадках выводимых из эксплуатации объектов использования атомной энергии и реабилитируемых территориях. Оценки годовых эффективных доз облучения населения необходимы для планирования работ по выводу из эксплуатации и реабилитации и определения значений радиационных факторов в соответствующих проектах.

В статье дается обзор проблем, связанных с урановыми хвостохранилищами г. Истиклола. Многие объекты уранового наследия в Средней Азии до развала СССР не успели законсервировать, в том числе и урановые хвостохранилища г. Истиклола. Комплекс захоронений состоит из карьера, отвалов Фабрики бедных руд, незаконсервированной открытой шахты, разрушенных производственных зданий и 4 хвостохранилищ, содержащих 12 млн тонн отходов уранового производства. Мощность амбиентной дозы гамма-излучения в районе хвостохранилищ составляет 0,5–0,6 мкЗв/ч, а в отдельных точках достигает 3,0–4,0 мкЗв/ч. Среднегодовая эмиссия радона с поверхности оценивается в 3,9×10¹¹ Бк/год. К загрязненным территориям также относятся ручей Сарым-Сахлы Сай, шахтные, промышленные и карьерные воды, которые характеризуются повышенным содержанием 234U, 238U и 226Ra. Объекты не имеют физических ограждений, что дает свободный доступ для населения и животных. Природные катаклизмы, такие как сели, оползни, землетрясения, могут привести к экологической катастрофе. Внимание уделено путям решения данных проблем: мониторингу радионуклидов в воде, почве, воздухе; работе с населением по его информированию и привлечению к реабилитационным работам; поиску инвесторов. Для минимизации радиационного воздействия на население и окружающую среду разработана и утверждена Правительством Республики Таджикистан «Программа реализации Национальной концепции по реабилитации хвостохранилищ отходов переработки урановых руд на 2016–2024 годы». Для воплощения данной Программы нужны значительные финансовые вложения и обученный в области радиационной безопасности персонал. Только совместными усилиями государства, населения и международных организаций возможно проведение запланированных реабилитационных работ в полном объеме. Также одной из основных причин получения ненужного переоблучения населением являлась его неинформированность о вреде использования загрязненных радионуклидами воды, почвы, строительного материала. Поэтому культуру радиационной безопасности нужно прививать, начиная со школы, рассказывая о радиации и возможных путях облучения. Тогда случаев поступления радионуклидов в организм, которого можно было избежать, и радиофобии среди населения, живущего рядом с добычей и переработкой урановой руды, будет гораздо меньше. В статье также затронуты некоторые социальные и экономические аспекты решения обозначенных проблем.

В статье рассмотрены перспективы обеспечения радиационной безопасности при облучении природными источниками ионизирующего излучения на территориях, вошедших в состав Российской Федерации в 2022 г. Выполнено сравнение требований нормативных актов по радиационной безопасности, действовавших в 4 новых субъектах Российской Федерации (Донецкой и Луганской Народных Республиках, Запорожской и Херсонской областях) на момент их вхождения в состав России, с соответствующими российскими документами, отмечено отсутствие гармонизации действующего санитарного законодательства в части обеспечения радиационной безопасности Российской Федерации и Республики Украина с рекомендациями международных организаций. Приведены результаты исследований в части облучения природными источниками ионизирующего излучения населения республик Донбасса и Запорожской области, проанализированы сложности и перспективы обеспечения радиационной безопасности жителей данных территорий, а также Херсонской области. Дана характеристика текущего состояния нормативно-методической базы Российской Федерации по обеспечению радиационной безопасности при облучении природными источниками ионизирующего излучения, изложены перспективы гармонизации отечественного санитарного законодательства по вопросам обеспечения радиационной безопасности с рекомендациями международных организаций.

Анализ уровней облучения населения Российской Федерации источниками ионизирующего излучения является важной частью мероприятий, проводимых Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Информация о дозах облучения населения Российской Федерации при медицинском облучении на объектовом, региональном и федеральном уровнях собирается с использованием формы федерального статистического наблюдения № 3-ДОЗ «Сведения о дозах облучения пациентов при проведении медицинских рентгенорадиологических исследований», действующей с 2000 г. За 20 лет использования формы № 3-ДОЗ она существенно не модернизировалась. В рамках решения коллегии Роспотребнадзора от 11.09.2020 г. проводилась комплексная программа по актуализации и модернизации формы № 3-ДОЗ, которая завершилась утверждением новой формы № 3-ДОЗ приказом Росстата № 880 от 30 ноября 2022 г., при этом форма № 3-ДОЗ претерпела значительные изменения, направленные на учет современного состояния лучевой диагностики в Российской Федерации. Целью данной работы являлся анализ основных компонентов системы сбора данных по уровням медицинского облучения, которые нуждались в доработке и актуализации в рамках переработки формы № 3-ДОЗ. Работа была выполнена с учетом результатов анализа объектовых и региональных форм № 3-ДОЗ за период 2015–2020 гг. По результатам работы были сформированы основные направления актуализации формы № 3-ДОЗ, реализованные в новом варианте формы.