В настоящее время существует 2 основных подхода к созданию вычислительных фантомов для костной дозиметрии. В рамках первого подхода микроархитектура заполняющей фантомы спонгиозы включает отдельно трабекулы и отдельно костный мозг, т.е. ткань-источник и тканьдетектор разделены. Второй подход заключается в моделировании костной ткани как гомогенной среды, в которой трабекулярная кость и костный мозг объединены. Результатами моделирования в обоих случаях являются коэффициенты конверсии, которые позволяют преобразовывать удельную активность инкорпорированных радионуклидов в поглощенную в костном мозге дозу. Моделирование скелета необходимо для дозиметрии облученного населения р. Теча от инкорпорированных 89,90Sr. С этой целью были созданы фантомы, включающие описание микроструктуры спонгиозы для людей разного пола и возраста. Для внутриутробной дозиметрии были разработаны фантомы плода и беременной женщины, которые предполагают моделирование кости как гомогенной среды. Использование двух принципиально разных подходов к костной дозиметрии для пре- и постнатального периода ставит вопрос об их совместимости. Цель: оценить влияние детализации трабекулярной структуры фантомов кости на оценку коэффициентов конверсии облучения костного мозга от ^89,90Sr. В рамках данной работы были сгенерированы фантомы 8 участков скелета новорожденного, занятых спонгиозой. Для каждого участка скелета было сгенерировано по одному фантому с детальным описанием микроструктуры спонгиозы и по одному фантому, в котором трабекулярная кость смоделирована как гомогенная среда. Для всех фантомов была проведена имитация транспорта излучений от инкорпорированных в ткани – источнике ^89,90Sr с использованием программы MCNP 6.2 и рассчитаны значения коэффициентов конверсии. В результате было получено 16 коэффициентов конверсии для всех фантомов. Коэффициенты конверсии, полученные для фантомов с гомогенной спонгиозой, превышают таковые для фантомов с детальным описанием микроструктуры в среднем в 2,4 раза. Такие значительные различия между результатами моделирования позволяют сделать вывод, что детализация трабекулярной структуры фантомов кости оказывает существенное влияние на оценку дозы облучения костного мозга от инкорпорированных ^89,90Sr.

Эпидемиологические исследования отдаленных эффектов преконцептивного (до зачатия) радиационного воздействия необходимы для понимания рисков опухолевой и неопухолевой патологии у последующих поколений. Изучение возможной связи преконцептивного облучения родителей с формированием эндокринно-обменных нарушений у потомков является одним из актуальных аспектов радиационной гигиены. Цель работы: сравнительный анализ эндокринно-обменной патологии среди детей, чьи родители подверглись пролонгированному преконцептивному внешнему гамма-облучению на производственном объединении «Маяк» – первом в стране предприятии атомной отрасли. Материалы и методы: ретроспективное исследование выполнено на основе Регистра здоровья детского населения г. Озерска, градообразующим предприятием которого является производственное объединение «Маяк». Анализ эндокринно-обменных расстройств проведен среди 13 880 детей 1949–1973 гг.р., родившихся и проживавших в г. Озерск, из которых у 9321 ребенка родители до зачатия подверглись пролонгированному внешнему гамма-облучению на производстве. Проведен сравнительный анализ структуры и частоты класса «Болезни эндокринной системы, расстройства питания и нарушения обмена веществ» и его нозологических форм. Проанализированы особенности преконцептивного облучения родителей при детской тиреоидной патологии. Рассчитан относительный риск эндокринно-обменных нарушений среди детей экспонированных и неэкспонированных родителей в целом по классу и по нозологиям. Результаты исследования: среди потомков работников производственного объединения «Маяк» отмечено значимое преобладание болезней щитовидной железы и, в частности, йододефицитных состояний, которые диагностировались в более раннем возрасте, чем в контроле, и в большинстве случаев относились к преконцептивному облучению родителей в области малых доз. Рак щитовидной железы зарегистрирован в последующем у 0,16% (15/9321) исследуемой когорты потомков облученных родителей со средним возрастом манифестации 42,6 года. Относительный риск болезней щитовидной железы был значимо выше среди потомков экспонированных родителей по сравнению с контролем: среди мальчиков – 2,0 (95% доверительный интервал 1,38–2,9), среди девочек – 1,59 (1,25–2,02), в целом по группе – 1,64 (1,34–2,01). Относительный риск болезней щитовидной железы, связанных с йодной недостаточностью, среди потомков персонала производственного объединения «Маяк» почти вдвое превышал показатели в контроле: ОР 1,92 (ДИ 1,3–2,84) среди мальчиков, 1,68 (1,29–2,2) среди девочек, 1,7 (1,36–2,12) в целом по группе. Обсуждение и заключение: статистически значимое преобладание неопухолевой патологии щитовидной железы у потомков персонала производственного объединения «Маяк» нельзя объяснить внешними причинами, учитывая одинаковые климато-географические условия, возможное техногенное радиационное воздействие и единое медицинское обеспечение наблюдаемых детей. Повышенная восприимчивость тиреоидной ткани к дефициту йода и её предрасположенность к гипертрофии и гиперплазии среди потомков, чьи родители подверглись длительному профессиональному контакту с источниками ионизирующих излучений, не исключается, что важно учитывать при проведении медицинского мониторинга этих лиц. Дальнейшие исследования трансгенерационных эффектов у потомков персонала радиационно-опасных производств необходимы для полного понимания роли производственного облучения в риске для здоровья последующих поколений.

Развитие технологий ядерной медицины в Российской Федерации способствует внедрению в практику новых диагностических радиофармпрепаратов. Начинают широко применяться тераностические пары – антитела и пептиды, меченные диагностическими и терапевтическими радионуклидами. Использование в радионуклидной диагностике радионуклидов с периодом полураспада более суток обусловливает необходимость актуализировать подходы к обращению с жидкими отходами, образующимися в результате жизнедеятельности пациента в момент нахождения его в отделении радионуклидной диагностики. Обращение с жидкими радиоактивными отходами в отделениях радионуклидной диагностики регулируется методическими указаниями МУ 2.6.1.1892-04, которые не являются по статусу нормативным документом, разрабатывались около 20 лет назад и не учитывают особенности современных методов радионуклидной диагностики и перспективные радионуклиды с периодами полураспада в несколько дней, а также новые критерии отнесения к радиоактивным отходам согласно постановлению Правительства от 19.10.2012 № 1069. Целью данной работы являлась оценка активности радионуклидов, выводимых из организма пациентов после введения им радиофармпрепаратов, в подразделениях радионуклидной диагностики для определения путей обращения с такими отходами. По результатам работы все диагностические и терапевтические радиофармпрепараты были разделены на следующие категории: ультракороткоживующие радионуклиды, которые можно сбрасывать в систему водоотведения медицинской организации без ограничений; препараты 131I, для которых спецканализация обязательна; и все остальные радиофармпрепараты, для которых необходимо оценивать объемы сбрасываемых активностей при проектировании. Представлена методика оценки активности радионуклидов, поступающей в систему водоотведения медицинской организации.

Целью исследования являлся анализ закономерностей изменения содержания ¹³⁷Cs в зерне, картофеле и овощах в районах, подвергшихся загрязнению после аварии на Чернобыльской АЭС. Приведены данные, характеризующие проведение защитных мероприятий в юго-западных районах Брянской области. Описана система радиологического мониторинга загрязнения продукции растениеводства и представлены соответствующие данные. Динамика изменения содержания ¹³⁷Cs как в зерне, так и в картофеле и овощах носила ярко выраженный неоднородный характер. Снижение концентрации ¹³⁷Cs в продукции растениеводства определялось динамикой проведения агрохимических защитных мероприятий в районах, подвергшихся загрязнению, сорбцией ¹³⁷Cs в почве и радиоактивным распадом. Показано, что эффективные периоды полуснижения содержания 137Cs в отмеченных видах продукции в период интенсивного проведения защитных и реабилитационных мероприятий (1987– 1990 гг.) варьировали в пределах от 0,7 до 1,3 лет. В последующем (1991–2011 гг.) в большинстве районов снижение загрязнения продукции замедлилось, а в некоторых районах, где мероприятия проводились особенно интенсивно, отмечалось определенное увеличение содержания ¹³⁷Cs в сельскохозяйственной продукции. Эффективные периоды полуснижения в этот период составляли от 10,5 до 29 лет в зависимости от особенностей применения мероприятий, вида растений и характеристик почв. Характер изменения содержания 137Сs в зерне различных районов в период с 2011 до 2021 г. также отличался в зависимости от особенностей проведения мероприятий в этих районах в предыдущие периоды. 

В статье представлены результаты экспериментального определения характеристик нейтронных полей за биологической защитой реакторных установок в физзале водо-водяных исследовательских реакторов бассейного типа. В работе проведены измерения энергетического распределения плотности потока нейтронного излучения, определение анизотропии и поправочных коэффициентов для индивидуальных дозиметров. Энергетическое распределение плотности потока нейтронного излучения получено с помощью многосферного дозиметра-радиометра МКС-АТ1117М с блоком детектирования БДКН-06 и набором полиэтиленовых сфер-замедлителей. По результатам определения энергетического распределения плотности потока нейтронного излучения установлены средние значения энергии нейтронов, находящиеся в диапазоне энергий 0,06–0,35 МэВ. Отличие нейтронных полей на обследованных рабочих местах персонала от нейтронных полей, в которых проводится поверка индивидуальных дозиметров, приводит к дополнительной погрешности в оценке таких дозиметрических величин, как амбиентный эквивалент дозы, индивидуальный эквивалент дозы или эффективная доза. Выполненные исследования позволяют провести совершенствование системы индивидуального дозиметрического контроля на основе цикла улучшений: новые знания – экспериментальные исследования – внедрение результатов исследований – регламентация деятельности для снижения облучения работников – анализ полученных данных – новые знания. Анизотропия излучения оценена по результатам измерений накопленной дозы нейтронного излучения индивидуальными термолюминесцентными дозиметрами, размещенными на 4 вертикальных плоскостях фантома человека. Адекватные оценки эффективной дозы облучения персонала могут быть получены с использованием поправочных коэффициентов к показаниям индивидуальных дозиметров. Для различных рабочих мест и методов поправочные коэффициенты находятся в диапазоне значений от 0,04 до 0,7. 

В статье представлены значения коэффициентов перехода от операционной величины Hp(10) к нормируемой величине – эффективной дозе. Коэффициенты перехода рассчитывались для ряда позиций индивидуальных дозиметров, расположенных на поверхности торса расчетной модели MIRD-5 тела взрослого человека. Моделируемые условия соответствовали как равномерному, так и резко неравномерному облучению работника в полях фотонного излучения с энергией от 0,04 до 2 МэВ. Было продемонстрировано, что для однородных в пространстве полей излучения и «типичном» расположении индивидуального дозиметра на теле работника отношение эффективной дозы и Hp(10) меньше единицы во всем диапазоне рассматриваемых энергий фотонного излучения для направлений его падения спереди и с левого бока, т.е. Hp(10) является консервативной оценкой эффективной дозы. При падении излучения сзади и «типичном» расположении индивидуального дозиметра на теле работника во всем диапазоне рассматриваемых энергий фотонного излучения отношение эффективной дозы и Hp(10) существенно больше (для энергий < 0,1 МэВ) или близко к единице, т.е. Hp(10) не является консервативной оценкой эффективной дозы. В пространственно-неоднородных полях фотонного излучения с увеличением степени неравномерности облучения тела работника значения коэффициентов перехода уменьшались. При облучении спереди и слева и размещении индивидуального дозиметра в «типичном» положении Hp(10) консервативно оценивает значение эффективной дозы у работника во всем рассмотренном диапазоне энергий. При облучении справа и размещении индивидуального дозиметра в «типичном» положении значение Hp(10) будет занижать эффективную дозу во всем рассмотренном диапазоне энергий. Продемонстрировано, что оптимальное расположение индивидуального дозиметра на поверхности тела работника позволяет адекватно оценивать по его показаниям значение эффективной дозы даже при существенно изменяющихся геометриях его облучения во время полного производственного цикла обращения с источником ионизирующего излучения. 

В условиях современного радиационно опасного производства повышенные уровни внутреннего облучения персонала обусловлены в основном поступлением радионуклидов в ситуациях, вызванных неисправностью оборудования или неправильными действиями персонала, что может приводить или приводит к облучению выше установленных норм. В таких случаях для определения величины поступления и оценки ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения собирается суточное количество мочи и/или кала, далее следует подготовка счетных образцов и их последующее измерение. В совокупности продолжительность получения результата составляет от 3 до 8 дней в зависимости от метода измерения. В случае острого поступления плутония важно как можно быстрее оценить уровни поступления нуклида в организм, чтобы принять решение о тактике лечения и снижения дозовых нагрузок. Для достижения вышеуказанной цели в Южно-Уральском институте биофизики была разработана методика измерения активности плутония-239 в крови с применением масс-спектрометра с индуктивно связанной плазмой, так как в первые часы и сутки после поступления (ингаляционного или через поврежденные кожные покровы) концентрация радионуклида в крови находится на максимальном уровне. Также разработан метод измерения плутония в аликвоте мочи с использованием масс-спектрометра для выполнения специального индивидуального дозиметрического контроля, практически не требующий пробоподготовки, что позволяет получить оценку поступления в течение нескольких часов. Показано, что в зависимости от пути поступления и химической формы поступающих соединений плутония измерение активности плутония в крови и аликвоте мочи методом масс-спектрометрии с индуктивно связанной плазмой позволяет определять от 0,1 до 47% от предела поступления в течение первых суток после события. Анализ пробы крови занимает от 1 до 1,5 рабочих дней против недели для анализа пробы мочи альфа-спектрометрическим методом. Применение разработанной методики, помимо целей индивидуального дозиметрического контроля, позволит получить новую информацию о влиянии хелатотерапии на поведение плутония в организме человека. 

В статье представлены результаты исследования уровней объемной активности трития в водоеме-хранилище жидких радиоактивных отходов Производственного объединения «Маяк» – озере Кызылташ. Недостаточная изученность путей миграции трития из водоема и их количественная оценка в современных условиях не позволяют в полной мере объективно оценивать и прогнозировать влияние объекта «ядерного наследия» на население г. Озерска и окружающую среду. Исследование было направлено на получение научных результатов, которые будут являться отправной точкой для формирования программы мониторинга промышленных водоёмов Производственного объединения «Маяк» по тритию. Целью исследования являлась оценка динамики объемной активности трития в озере Кызылташ, оценка параметров водного баланса и уровня поступления трития в воздух с его поверхности в безледоставный период. Было отобрано 33 пробы воды. Измерения объемной активности трития в воде были проведены с использованием жидкостно-сцинтилляционного спектрометра Quantulus-1220. Среднее значение уровня объемной активности трития в 2021 г. составило 1,57Е+04 Бк/л, SD – 1,1Е+03 Бк/л, что более чем в 2 раза превышало уровень вмешательства. Выявлен тренд снижения среднемесячной объемной активности трития в водоеме в течение периода наблюдения. При проведении расчетов установлено, что в 2021 г. с поверхности озера Кызылташ в безледоставный период в процессе испарения в воздух поступило 196 ТБк трития, что сопоставимо с выбросами трития всех предприятий РФ (179 ТБк), кроме Производственного объединения «Маяк». Полученные значения испарившегося трития составили 13% от выбросов в атмосферу трития Производственного объединения «Маяк» в 2020 г. Всего с поверхности водоема испарилось ~12,2 млн м3 в течение периода наблюдения. Созданная модель зависимости объёмной активности трития от времени в озере Кызылташ с помощью экспоненциально убывающей функции позволила определить водный баланс озера Кызылташ в безледоставный период в 2021 г. с дефицитом ~6,3 млн м3 . Исследование параметров модели позволяет прогнозировать санитарно-гигиенические показатели водоема с позиции радиационной безопасности и рассчитывать водный баланс водоема в отдельные промежутки времени. 

Растения являются ключевым звеном в процессе миграции трития как в экосистеме в целом, так и в трофической структуре в частности. Значительную часть трития растения в результате фотосинтеза включают в органическое вещество. В данном аспекте исследование процессов инкорпорирования трития и его возможного вклада в дозовую нагрузку на человека при поступлении внутрь с растениеводческой продукцией является актуальной задачей. Цель исследования заключалась в количественной оценке инкорпорирования трития широко культивируемыми культурами перца (Capsicum annuum) и баклажана (Solanum melongena) при кратковременном воздействии паров окиси трития в лабораторных и натурных условиях. Для достижения данной цели проведено экспонирование предварительно выращенных в чистых условиях растений на стадии созревания в камере и натурных условиях бывшего Семипалатинского испытательного полигона. Отбор воздуха производили с помощью коллектора трития «OS 1700». Подготовку растений для измерения органически-связанного трития выполняли с использованием установки «Sample Oxidizer». Активность трития в пробах измеряли на «QUANTULUS 1220». Установлено, что активность трития в свободной воде тканей листьев Capsicum annuum и Solanum melongena на 1–2 порядка выше, чем в стеблях и плодах. Разница между концентрацией трития в свободной воде тканей и органически связанным тритием во всех вариантах экспозиции составила также 1–2 порядка. Распределение трития в свободной воде тканей обеих культур при кратковременном воздействии окиси трития описывается убывающим рядом: «листья < стебли < плоды». Для органически-связанного трития не установлено четкой закономерности в распределении по органам, что, скорее всего, обусловлено коротким периодом экспозиции растений. К моменту полного созревания плодов наблюдается значительное снижение активности трития в свободной воде тканей (основного источника формирования органически связанного трития в постэкспозиционный период) во всех органах растений. Для органически связанного трития в листьях и стеблях отмечалось как повышение, так и снижение концентрации, а в созревших плодах она осталась практически на том же уровне, как в конце экспозиции. Скорость конверсии трития в органическую форму в натурных условиях Семипалатинского испытательного полигона выше, чем в камере, в 15–30 раз, а транслокация органически связанного трития в съедобную часть овощных культур – в 2–4 раза, независимо от концентрации окиси трития в воздухе и листьях. Согласно результатам консервативной оценки, возможный вклад в дозу внутреннего облучения от перорального поступления трития при употреблении 1 кг овощей, загрязненных в результате кратковременного воздействия, исходя из абсолютной активности форм радионуклида в плодах Capsicum annuum и Solanum melongena, составит: для ТСВ – 0,7 и 5,6 нЗв; для органически связанного трития − 1,7 и 2,4 нЗв соответственно. Так как уровни окиси трития в выбросах предприятий ядерного топливного цикла значительно ниже по сравнению с экспериментальными, возможный вклад трития в дозу внутреннего облучения населения от перорального поступления с растениеводческой продукцией, подвергшейся кратковременному аэральному загрязнению радионуклидом, будет пренебрежимо мал. 

В статье представлен анализ доз облучения населения зон наблюдения и персонала радиационных объектов Российской Федерации в 2021 г. Для проведения анализа использовались данные, поступившие в Федеральный банк данных по дозам облучения персонала, функционирующий в рамках Единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан. Использовались данные, поступившие от 20 359 радиационных объектов: 19 743 радиационных объектов, надзор за которыми осуществляет Роспотребнадзор, и 616 радиационных объектов, обслуживаемых Федеральным медико-биологическим агентством России. При этом 15 883 (78%) радиационных объектов являются медицинскими учреждениями. Всего в 2021 г. в Федеральный банк данных по дозам облучения персонала поступили результаты измерения годовых индивидуальных эффективных доз техногенного производственного облучения 239 743 человек персонала группы А и 22 490 человек персонала группы Б. При этом выявлено 12 095 человек персонала группы А, которые работают по совместительству на нескольких радиационных объектах. Средняя годовая эффективная доза техногенного производственного облучения персонала группы А в 2021 г. составила 1,12 мЗв, а персонала группы Б, дозы облучения которого получены по данным инструментального контроля, – 0,61 мЗв. Максимальные значения данной величины для персонала группы А в 2021 г. имели место в Забайкальском (2,81 мЗв) и в Пермском (2,60 мЗв) краях, в Ульяновской области (2,03 мЗв), в Ямало-Ненецком автономном округе (1,93 мЗв) и в Республике Бурятия (1,91 мЗв). Средняя индивидуальная годовая эффективная доза техногенного производственного облучения совместителей в 2021 г. составила 1,92 мЗв/год, что в 1,7 раза выше, чем для всего персонала группы А. В 2021 г. зарегистрировано 2 случая превышения годовой индивидуальной дозы 20 мЗв и 1 случай превышения годовой индивидуальной дозы 50 мЗв для персонала группы А, а также 15 случаев превышения годовой индивидуальной дозы 5 мЗв для персонала группы Б. Годовая индивидуальная доза техногенного производственного облучения 51,0 мЗв (превышающая предел дозы для персонала группы А) была зарегистрирована в Открытом акционерном обществе «Производственное объединение «Севмаш»» Архангельской области. В зонах наблюдения радиационных объектов I категории потенциальной радиационной опасности в 2021 г. проживало 1,54 млн человек. Средняя годовая эффективная доза техногенного облучения данной категории населения за счет функционирования радиационных объектов составила 0,018 мЗв, что всего в 1,8 раза превышает годовую эффективную дозу 0,01 мЗв, соответствующую пренебрежимо малому радиационному риску, и в 55 раз меньше среднегодового предела дозы для населения, равного 1,0 мЗв. В целом, радиационная обстановка на радиационных объектах Российской Федерации достаточно стабильна и соответствует требованиям безопасности. Техногенное облучение населения и персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего излучения является на сегодняшний день наименее значимым радиационным фактором, как в отношении индивидуальных доз облучения, так и в отношении коллективной дозы облучения населения Российской Федерации. Лишь менее 24 тыс. человек персонала группы А получили в 2021 г. индивидуальную годовую эффективную дозу техногенного производственного облучения, превышающую 2,0 мЗв, которая сравнима со средней годовой эффективной дозой природного облучения (3,36 мЗв), которую получает все население России. Коллективная годовая эффективная доза населения Российской Федерации за счет эксплуатации радиационных объектов в 2021 г. составила менее 0,1% дозы от всех источников. 

В статье рассматриваются вопросы формирования блока данных об уровнях облучения населения России для включения в Государственный доклад о состоянии санитарно-эпидемиологического благополучия населения в Российской Федерации, представляемый Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Показано, что источниками информации о радиационной обстановке и дозах облучения населения являются система социально-гигиенического мониторинга, единая государственная система контроля и учета доз облучения граждан и радиационно-гигиеническая паспортизация, функционирующие под контролем учреждений Роспотребнадзора.

В статье представлен анализ структуры ядерной медицины по данным федеральных форм статистической отчетности (3-ДОЗ, формы № 30 Минздрава России и радиационно-гигиенические паспорта) субъектов Российской Федерации за период 2015–2020 гг. с целью оценки текущего состояния ядерной медицины, оценки динамики развития ядерной медицины и разработки предложений по совершенствованию отечественной системы радиационной безопасности в ядерной медицине и предложений по совершенствованию формы 3-ДОЗ. За последние 6 лет число диагностических радионуклидных исследований в стране находилось на уровне около 530–550 тысяч в год. В 2020 г. наблюдалось незначительное снижение числа данных исследований, обусловленное эпидемией коронавирусной инфекции. Наибольшее число исследований в среднем за период 2015–2020 гг. было выполнено в Москве (21%) и Санкт-Петербурге (11%). В этих городах расположены специализированные федеральные центры, оснащенные высокотехнологичным оборудованием, в которых проводят диагностику местным жителям и пациентам из разных регионов страны. Наиболее распространенным в России является исследование скелета, составляющее около 40% от всех радионуклидных диагностических исследований; наблюдается умеренный рост данного вида исследований. Отмечается высокое число исследований почек (17%), с тенденцией их снижения с каждым годом. Следующими по частоте проведения являются исследования сердца, щитовидной железы, печени и легких, число которых за период наблюдения снижается. На фоне снижения числа «функциональных» исследований число «прочих» исследований, к которым относятся томографические исследования, с 2015 г. возросло в 3,7 раза, что обусловлено развитием современных диагностических технологий, модернизацией аппаратурного парка: снижением числа ренографов и сканеров и ростом числа аппаратов для однофотонной эмиссионной компьютерной томографии, вводом в строй новых отделений позитронно-эмиссионной диагностики. На одном аппарате для однофотонных радионуклидных исследований (ренограф, гамма-камера, однофотонный эмиссионный томограф) в среднем выполнялось около 2000 исследований за год, при этом на гибридных однофотонных эмиссионных томографах, совмещенных с компьютерным томографом, проводилось по 0,6 тысяч исследований в год. С 2015 г. годовая коллективная доза от радионуклидной диагностики в стране выросла с 1,2 до 3,7 тыс. чел.-Зв. Данные формы №-ДОЗ показывают, что наибольший вклад в коллективную дозу в России вносят «прочие» исследования, к которым относятся ОФЭКТ/КТ и ПЭТ/КТ-исследования всего тела – 55% (39% в Санкт-Петербурге, 60% в Москве). Однако несовершенство действующих федеральных форм статистической отчетности затрудняет оценку текущего уровня развития ядерной медицины в Российской Федерации. В рамках актуализации действующей формы №3-ДОЗ авторами данной работы был кардинально переработан раздел по радионуклидной диагностике; обновленный вариант формы №3-ДОЗ находится на утверждении. Тем не менее, для детальной и достоверной оценки структуры ядерной медицины в стране необходимо проведение выборочных сборов данных о видах проводимых процедур, используемых радиофармпрепаратах и методиках, половозрастном составе и уровнях облучения различных групп пациентов. Данное исследование целесообразно проводить в Санкт-Петербурге или Москве как субъектах Российской Федерации, аккумулирующих больше половины всех радионуклидных исследований.

Целью исследования являлась оценка состояния радиационной обстановки в районе проведения мирного ядерного взрыва «Пирит» и разработка предложений по долговременному обеспечению радиационной безопасности. Мирный ядерный взрыв «Пирит» мощностью 37,6 кт на глубине 1,5 км был произведен 25 мая 1981 г. на Кумжинском газоконденсатном месторождении в дельте реки Печора (Ненецкий автономный округ) с целью остановки аварийного фонтанирования газа. Дана оценка радиационной обстановки по основным показателям: значения мощности дозы, содержание техногенных радионуклидов в почве и воде. Радиационное обследование района проведения мирного ядерного взрыва «Пирит» включало в себя определение географических координат специфических элементов ландшафта, точек измерений и отбора проб с использованием спутниковых навигаторов, измерение мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, идентификацию гамма-излучающих радионуклидов in situ методом полевой гамма-спектрометрии, отбор проб воды на содержание трития, фото- и видеосъемку. В районе проведения мирного ядерного взрыва «Пирит» значения мощности амбиентного эквивалента дозы находятся в диапазоне 0,050–0,089 мкЗв/ч, что соответствует уровням естественного радиационного фона. Участки локального радиоактивного загрязнения почвы ¹³⁷Cs не обнаружены. Содержание трития (менее 5 Бк/кг) в водных объектах не превышает уровней колебаний данного показателя в других регионах европейской территории России. Консервативная оценка дозы дополнительного техногенного облучения отдельных лиц из населения от поступления трития с питьевой водой составила 0,044 мкЗв/год. Радиационная обстановка на территории мирного ядерного взрыва «Пирит» соответствует требованиям СанПиН 2.6.1.2819–10 «Обеспечение радиационной безопасности населения, проживающего в районах проведения (1965–1988 гг.) ядерных взрывов в мирных целях» и в настоящее время не представляет угрозы здоровью населения. В связи с потенциальной опасностью выхода техногенных радионуклидов из эпицентра взрыва на поверхность для долговременного обеспечения радиационной безопасности необходимы организация радиационного мониторинга территории, прилегающей к месту проведения взрыва, определение границ охранной зоны и установка соответствующих информационных знаков, предупреждающих о радиационной опасности. 

При измерении малых уровней содержания ¹³⁷Cs в пробах почвы на спектрометрах с детектором NaI(Tl) идентификация пика ¹³⁷mBa (662 кэВ гамма-линия этого дочернего радионуклида) затрудняется за счет влияния природных радионуклидов, пики которых попадают в область регистрации ¹³⁷mBa. Для идентификации и оценки площади под пиком ¹³⁷mBa необходимо знать вклад в данную область фоновой составляющей и отдельный вклад каждого природного радионуклида. При использовании данного подхода точность оценки площади фотопика ¹³⁷mBa зависит от точности, с которой будут определены уровни природных радионуклидов. В статье предложен метод обработки спектра, основанный на учете индивидуальных параметров спектрометра и более точном определении удельных активностей природных радионуклидов. Метод включает моделирование участков спектра каждого природного радионуклида в области пика ¹³⁷mBa и вычитание моделируемых участков и фонового спектра из суммарного спектра под пиком ¹³⁷mBa. Использование данного подхода позволяет измерять с детектором NaI(Tl) размером 63×63 удельные активности ¹³⁷Cs в геометрии Маринелли объемом 1 л на уровне 0,7–1 Бк/кг с неопределенностью 30–50% при времени измерений 6 ч.