С момента аварии на Чернобыльской АЭС прошло 35 лет, аварии на АЭС «Фукусима-1» – 10 лет. До настоящего времени в Беларуси, Российской Федерации, Украине и Японии продолжаются работы по ликвидации последствий двух самых масштабных радиационных катастроф современности. Выбросы радиологически значимых радионуклидов в результате аварии на Чернобыльской АЭС составили около 14 эксаБеккерель, что на порядок больше, чем из 3 аварийных энергоблоков АЭС «Фукусима-1». Значительно меньший выброс и осаждение около 80% выброшенных в атмосферу радионуклидов на поверхность Тихого океана обусловили в сотни раз меньшие площади радиоактивного загрязнения территории Японии, чем территорий бывшего СССР и соседних стран после аварии на Чернобыльской АЭС. Коллективная доза облучения населения от последствий чернобыльской аварии в сотни раз больше, чем доза облучения населения Японии после аварии на АЭС «Фукусима-1». Не ожидается достоверно определяемых статистическими методами отдаленных медицинских последствий для всех категорий населения Японии, получивших дополнительные дозы техногенного облучения в результате аварии на АЭС «Фукусима-1». В результате аварии на Чернобыльской АЭС у 134 участников аварийных работ развилась лучевая болезнь. У ликвидаторов, получивших дозы более 150 мЗв, установлено увеличение радиационно-обусловленной заболеваемости лейкозом и всеми типами солидных раков. Среди лиц, бывших детьми или подростками в период облучения после аварии на Чернобыльской АЭС и проживающих на территории Беларуси, Украины и четырех наиболее радиоактивно загрязненных областей Российской Федерации, уровень заболеваемости раком щитовидной железы вырос в десятки раз по сравнению с доаварийными уровнями. Уроками радиационных аварий на Чернобыльской АЭС и АЭС «Фукусима-1» являются просчеты в проектировании АЭС и отсутствие реагирования при выявлении этих просчетов, невыполнение своевременно и в полном объеме йодной профилактики, неоправданное переселение жителей радиоактивно загрязненных территорий спустя несколько лет после аварии.

Обеспечение качества проведения компьютерно-томографических исследований способствует как получению необходимой диагностической информации, так и поддержанию оптимальных уровней облучения пациентов и персонала в этой области лучевой диагностики. В статье рассмотрены требования и основные аспекты обеспечения качества при проведении КТ-исследований, которые включают контроль качества оборудования, методики контроля качества КТ-изображения, методики проведения исследований, вопросы оптимизации радиационной защиты, а также предотвращения и расследования радиационных аварий. Все основные разделы статьи представляют из себя рекомендации по применению единой системы обеспечения качества проведения КТ-исследований.

В апреле 2020 г. исполнилось 90 лет со дня рождения видного ученого, доктора технических наук, профессора Эдуарда Мечиславовича Крисюка. Под его научным руководством и при его непосредственном участии в радиационной гигиене сформировано новое направление работ по радиационногигиенической оценке природных источников ионизирующего излучения и обоснованы мероприятия по ограничению облучения населения. Э.М. Крисюк впервые в мировой практике в качестве основного автора сформулировал нормативные требования к содержанию природных радионуклидов в строительных материалах, в соавторстве – в фосфорных удобрениях, указал на необходимость их радиационного контроля. Его научные наработки вошли в целый ряд отечественных законодательных и нормативно-методических документов: Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» 1996 г., Нормы радиационной безопасности НРБ-96 и НРБ-99, Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99, Федеральную целевую программу «Радон», ряд методических указаний и рекомендаций. Сформированная им научная школа успешно работает и в настоящее время. Его ученики и последователи успешно развивают научно-методические основы нормативного регулирования природного облучения населения Российской Федерации на современном этапе.

Отсутствие доступной информации о востребованности отечественных статей в сфере ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС в ранний послеаварийный период обусловливает необходимость обратиться к публикациям, представленным в международных базах данных, которые могут стать хорошим подспорьем при планировании научных исследований и подготовке публикаций. Цель – анализ статей в сфере ликвидации медико-биологических последствий аварии на Чернобыльской АЭС в мире и России, проиндексированных в базе данных Scopus в 1986–2018 гг. Поисковый запрос позволил создать в Scopus массив из 3929 статей. Наибольшее количество статей опубликовали авторы из США – 13,2%, Украины – 12,6% и России – 12,2%. Значительное количество статей были изданы международными авторскими коллективами. Среднегодовое количество статей в общем массиве было 119±6, в российской выборке – 15±2. В общем массиве 11,5% статей содержали исследования медико-биологических проблем ликвидаторов аварии на Чернобыльской АЭС, 12,5% – населения, проживающего на радиоактивно загрязненных территориях, 18,7% – новообразований, 8,6% – медицинской радиационной физики, 21,2% – радиоэкологии, 12,0% – биохимии, генетики и молекулярной биологии, в российской выборке таких статей было 19,8%, 17,3%, 18,1%, 21,7%, 18,8%, 10,2% соответственно. В среднем на 1 статью приходилось по 10,5 цитирований, были процитированы хотя бы 1 раз 70% статей, самоцитирования составили 17,6%, индекс Хирша – 81. Выявлена достаточно высокая востребованность статей в сфере ликвидации медико-биологических последствий аварии на Чернобыльской АЭС у мирового научного сообщества. У российских ученых следует формировать привычку чаще цитировать статьи коллег. Отмечается низкая издательская культура в некоторых отечественных журналах. Отсутствие транслитерации списка литературы не только является препятствием для индексации статей в Scopus, но и лишает цитирований ученых, аффилированных с ними научных организаций и в целом Россию.

Целью работы является оценка радиогенного риска заболеваемости солидными злокачественными новообразованиями у членов Уральской когорты, облучённых в детском возрасте. Данная когорта объединяет лиц, облученных в возрасте до 20 лет в результате двух радиационных аварий на Производственном Объединении «Маяк» на Южном Урале (сбросы радиоактивных отходов в реку Течу и образование Восточно-Уральского радиоактивного следа). Численность когорты для анализа заболеваемости солидными злокачественными новообразованиями составила 31 578 человек. Все члены подверглись постнатальному облучению, а некоторые – и внутриутробному. У части из них родители были облучены до зачатия. С 1956 по 2018 г. на территории наблюдения за заболеваемостью было зарегистрировано 2018 случаев заболеваний солидными злокачественными новообразованиями, число человеко-лет составило 818 083. Анализ проведен методом Пуассоновской регрессии с использованием простой параметрической модели избыточного относительного риска. Доверительные интервалы c 95% достоверностью оценены с помощью метода максимального правдоподобия. В первом анализе риска заболеваемости солидными злокачественными новообразованиями у членов данной когорты использована только постнатальная доза, при этом учтен факт преконцептивного облучения родителей. Средняя постнатальная доза на желудок, накопленная за весь период наблюдения у членов когорты, включенных в анализ заболеваемости, рассчитанная по дозиметрической системе TRDS-2016, составила 0,047 Гр. Анализ показал линейную зависимость избыточного относительного риска заболеваемости солидными злокачественными новообразованиями от постнатальной дозы. При 5-летнем латентном периоде избыточный относительный риск составил 0,66/Гр, р=0,006. При оценке избыточного относительного риска в разных возрастных группах на начало облучения значимая величина риска сохранилась только в возрастной группе до 1 года на начало облучения, равная 2,16/Гр, р<0,02. Данные результаты согласуются с результатами анализа риска солидных злокачественных новообразований в когорте внутриутробно облученных на реке Тече, в которой был выявлен статистически значимый избыточный относительный риск от постнатальной дозы, а также с результатами анализа риска в японской когорте облученных внутриутробно и в раннем детстве.

Нормативы предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух устанавливаются из условия непревышения годовой дозовой квоты облучения населения. При расчетах годовой дозы в методиках установления предельно допустимых выбросов принимаются консервативные предположения об условиях облучения населения: возможно проживание человека в любой точке местности за пределами санитарно-защитной зоны; доза по всем путям воздействия, включая потребление продуктов питания, определяется местом проживания. Для количественной оценки консервативности этих предположений проведены расчеты годовой дозы облучения взрослого населения, проживающего в районе расположения Смоленской, Ростовской и Билибинской АЭС. Оценки выполнены для 3 сценариев: постоянное проживание в критической точке местности с потреблением всех продуктов питания, выращенных в этой точке (сценарий 1) или определенной части привозных продуктов (сценарий 2); постоянное проживание в населенном пункте в районе расположения АЭС с учётом реалистичных характеристик ведения хозяйственной деятельности (сценарий 3). Исходными данными являлись уровни поступления радиоактивных веществ в атмосферный воздух, оцененные в рамках радиационно-технического обследования источников выбросов АЭС (2017–2019 гг.). Показано, что предположения об условиях облучения существенно влияют на консервативность оценки годовой дозы от выбросов АЭС. Оценки, выполненные способом, принятым в методиках установления предельно допустимых выбросов, выше расчетной годовой дозы при реалистичных характеристиках хозяйственной деятельности для Смоленской АЭС в 6,3 раза, для Ростовской – в 8,4 раза, для Билибинской АЭС– в 883 раза. Наибольшая степень консервативности характерна для оценок дозы внутреннего облучения. Результаты расчета годовой дозы от выбросов АЭС сильно зависят от выбора метода оценки дозы от ³H и ¹⁴С. Учет региональных значений доли продуктов местного производства в рационе населения позволяет обоснованно снизить консервативность расчетов годовой дозы от постоянных выбросов АЭС.

Обширный арсенал противолучевых средств, имеющийся на сегодняшний день в мире, по мнению ведущих специалистов, далеко не в полной мере отвечает современным практическим потребностям как в области обеспечения противолучевой защиты, так и в области профилактики и лечения осложнений лучевой терапии. Целью работы являлось экспериментальное исследование влияния вида солеобразующих кислот на противолучевую активность химических аналогов ингибитора NOS Т1023. Химическая часть работы включала методы химического синтеза, физико-химический и элементный анализ, фармакологическая часть – оценку острой токсичности экспресс-методом по В.Б. Прозоровскому и изучение противолучевой активности по методу Тилла и МакКаллока по числу эндогенных гемопоэтических селезёночных колоний на 8-е сутки после тотального гамма-облучения в дозе 6 Гр в 6 независимых экспериментах. В результате направленного химического синтеза наработано, идентифицировано и охарактеризовано 6 новых соединений, аналогов Т1023 – солей N-изобутаноил-S-изопропилизотиомочевины. Результаты изучения безопасности и противолучевой активности синтезированных соединений свидетельствуют, что изменение солеобразующей кислоты значимо не изменяет токсические характеристики: все они относятся к 3 классу токсичности и опасности. Вместе с тем, замена солеобразующей кислоты существенно влияла на характер и выраженность противолучевого действия. Выделено два перспективных соединения, противолучевая эффективность которых сопоставима либо превосходит исходное соединение Т1023 в области меньших, относительно безопасных доз. Полученные данные свидетельствуют о перспективности дальнейшей разработки ингибиторов NOS – производных изотиомочевины в качестве противолучевых средств.

В статье представлены данные, позволяющие рассчитать для спектров гамма-излучения радионуклидов ¹³¹I и ¹⁷⁷Lu кратности ослабления в свинце, вольфраме и бетоне различной толщины или толщину защиты из этих материалов при заданной кратности ослабления. С использованием этих данных была рассчитана эффективность защиты вспомогательного оборудования (переносные контейнеры, экранированные шприцы и др.) и возможные дозы внешнего облучения медицинского персонала в отделении радионуклидной терапии. Показано, что в производственном процессе существуют кратковременные операции, когда источник излучения (контейнер с капсулой с радиофармацевтическими препаратами, шприц с радиофармацевтическими препаратами), находясь вблизи тела медицинского работника, создает значительную мощность дозы. По этой причине годовая индивидуальная доза внешнего облучения медицинского работника может приближаться или превышать 1/3 от значения предела дозы. Расчет ослабления гамма-излучения ¹³¹I стационарной защитой показал, что толщина стен и перекрытий из бетона 200–400 мм будет обеспечивать непревышение проектных значений мощностей доз гамма-излучения в воздухе при годовом обороте активности в отделении радионуклидной терапии ~3,3·10¹² Бк.

В статье дана радиационно-гигиеническая оценка современного состояния источников питьевого водоснабжения населения в зоне наблюдения Белоярской АЭС и Института реакторных материалов. На примере тестовых населенных пунктов, расположенных на разном расстоянии и направлениях от радиационно-опасных объектов, определено содержание природных (²³⁴U, ²³⁸U, ²²⁶Ra, ²²⁸Ra, ²¹⁰Po, ²²²Rn, ²¹⁰Pb, ²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³²Th) и техногенных (³H, ¹⁴C, ⁶⁰Co, ⁹⁰Sr, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs, ²³⁸Pu, ^239,240Pu, ²⁴¹Am) радионуклидов в питьевой воде водопроводов, скважин и колодцев. Результаты мониторинга источников водопользования в 2012–2013 гг. и в 2019 г. показали радиационную безопасность питьевых вод в регионе Белоярской АЭС по ряду критериев. Так, максимальные уровни удельной суммарной альфа-активности радионуклидов в пробах были в 3,9 раза ниже критерия предварительной оценки соответствия воды требованиям радиационной безопасности (0,2 Бк/кг), удельной суммарной бета-активности – в 5,7 раза меньше данного критерия (1 Бк/кг). За весь период наблюдений ни в одной из проб питьевых вод не были превышены как уровни вмешательства по отдельным радионуклидам, определенные Приложением 2а к НРБ-99/2009, так и критерий соответствия питьевой воды требованиям радиационной безопасности – сумма отношений удельных активностей радионуклидов к уровням вмешательства не превышала 1. Содержание природных и техногенных радионуклидов в питьевой воде района Белоярской АЭС снижается в ряду: колодцы > скважины > водопроводы. Показано уменьшение за последние 20 лет удельной активности трития в питьевой воде района Белоярской АЭС на 20–35% в зависимости от источника водоснабжения. Отмечено, что начало эксплуатации реактора БН-800 не привело к увеличению содержания техногенных радионуклидов (⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs) в подземных водах. Средняя годовая эффективная доза внутреннего облучения населения от потребления питьевой воды в зоне потенциального влияния Белоярской АЭС составляет 0,05 мЗв, по консервативным оценкам – 0,07 мЗв, что ниже референтного дозового уровня ожидаемой эффективной дозы за счет потребления питьевой воды в течение одного года (0,1 мЗв/ год), рекомендованного ВОЗ. Основной вклад в формирование средней годовой эффективной дозы внутреннего облучения населения (98,9%) от потребления питьевой воды в районе Белоярской АЭС вносят природные радионуклиды. Наибольший вклад в дозу внутреннего облучения за счет потребления питьевой воды от природных радиоизотопов вносит ²¹⁰Po – 43%, несколько меньший ²¹⁰Pb – 25%. На третьем месте в дозоформировании от природных радионуклидов находятся: ²³⁴U (8%), ²²⁸Ra (7%), ²²⁶Ra (6%) и ²³⁰Th (6%). Роль остальных природных радиоизотопов в формировании дозы внутреннего облучения от потребления питьевой воды не превышает 2–3%. Вклад техногенных радионуклидов в среднюю годовую эффективную дозу от потребления питьевой воды ничтожно мал (около 1%). От техногенной компоненты наибольший вклад в формирование дозы внутреннего облучения вносят ⁹⁰Sr (60%), ³H (20%) и ²⁴¹Am (12%).

Цели. Определить уровни объёмной активности соединений трития и долю органических соединений трития в моче у работников химического производства «Производственное объединение «Маяк»» в современных условиях, выявить связь уровней объёмной активности с профессиональной деятельностью (отделением и специальностью). Материалы и методы. В период с 2017 по 2019 г. было собрано 245 анализов мочи 171 работника тритиевого производства Производственного объединения «Маяк». Измерения объёмной активности соединений трития в моче проводилось жидкостно-сцинтилляционным методом с использованием спектрометра Quantulus-1220. В качестве пробоподготовки использовалась дистилляция или сушка пробы с последующим использованием системы пробоподготовки Sample Oxidizer A307. Для статистического анализа при обработке результатов измерений и профессиональных факторов использовалось программное обеспечение «R». Для установления степени корреляционной связи использовалась шкала Чеддока. Уровень значимости был принят равным 5%. Результаты. Значение суммарной объёмной активности трития в моче и объёмной активности трития в водной фазе мочи варьировало в пределах 4 порядков величины (от ~30 Бк/дм³ до ~250 кБк/дм³). Значение объёмной активности органических соединений трития в моче варьировало в пределах 2 порядков величины (от ~6 Бк/дм³ до ~3000 кБк/дм³). Значение доли органических соединений трития в моче профессиональных работников находилось в диапазоне от 0,07% до 74%, при этом статистически значимо не отличалось от логнормального распределения с параметрами: среднее геометрическое =2,7% и среднее геометрическое отклонение =3,7. Выявлена весьма высокая ранговая корреляционная связь между суммарной объёмной активностью соединений трития в моче и объёмной активностью трития в водной фазе мочи. Выявлены заметные ранговые корреляционные связи между суммарной объёмной активностью соединений трития в моче и объёмной активностью органических соединений трития мочи, а также между объёмной активностью трития в водной фазе мочи и объёмной активностью органических соединений трития в моче. У работников 1-го цеха и аналитической лаборатории тритиевого производства Производственного объединения «Маяк» суммарный уровень объёмной активности трития в моче и уровень объёмной активности трития в водной фазе мочи по медиане были статистически значимо выше, чем у работников 2-го цеха. Статистически значимые различия между медианами суммарной объёмной активности трития в моче и объёмной активностью трития в водной фазе мочи в зависимости от специальности наблюдались только у работников 1-го цеха. Выводы. Оценивание объёмной активности трития в водной фазе мочи без пробоподготовки по уровню суммарной объёмной активности трития возможно с надёжностью 95% в пределах границ, составляющих один порядок величины относительно модельного значения. Оценивание объёмной активности органических соединений трития в моче без пробоподготовки по уровню суммарной объёмной активности трития возможно с надёжностью 95% в пределах границ, составляющих два порядка величины относительно модельного значения. Обнаружено влияние профессиональных факторов на уровни объёмной активности соединений трития в моче работников химического производства Производственного объединения «Маяк».

В статье приводится характеристика санитарного и радиационно-гигиенического состояния территорий охранных зон мирных ядерных взрывов «Глобус-2», «Агат» и «Рубин-1», проведенных в Архангельской области с целью глубинного сейсмического зондирования земной коры, по результатам выполненных в 2020 г. исследований. Проанализированы результаты исследования радиационно-гигиенического состояния охранных зон мирных ядерных взрывов по значениям мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, идентификации гамма-излучающих радионуклидов in situ методом полевой гамма-спектрометрии, удельной активности техногенных радионуклидов в почве и трития в воде водоемов и источников питьевого водоснабжения. Установлено, что значения мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения на всех обследованных территориях охранных зон мирных ядерных взрывов находятся на уровне колебаний естественного регионального радиационного фона в пределах 0,08–0,13 мкЗв/ч. На территории охранной зоны мирного ядерного взрыва «Глобус-2» выявлены повторно (предыдущее исследование было выполнено в 2011 г.) участки незначительного локального загрязнения почвы ¹³⁷Cs. На данных участках зафиксированы повышенные значения мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения (0,20–0,22 мкЗв/ч) и удельной активности ¹³⁷Cs в двух пробах почвы (154 и 160 Бк/кг соответственно). Содержание трития в пробах воды из водных объектов на территориях охранных зон не превышает 5 Бк/кг, что характерно для глобальных уровней содержания данного радионуклида в водных объектах. На территориях охранных зон мирных ядерных взрывов обнаружены остатки технологического оборудования (особенно в охранной зоне взрыва «Агат»), а также ржавые металлические трубы и бочки, остатки деревянных строений и т.д. Информационные знаки, установленные на полуразрушенных бетонных основаниях на устьях боевых скважин всех обследованных мирных ядерных взрывов имеют едва различимые надписи. Наличие лесных зарослей в местах проведения исследованных мирных ядерных взрывов и их возгорание при лесных пожарах является потенциальной угрозой для выхода техногенных радионуклидов при разгерметизации устьев боевых скважин.

Проведено исследование уровней содержание радона в помещениях зданий дошкольных и школьных учреждений г. Душанбе Республики Таджикистан. Измерения объемной активности радона проводились интегральным методом с помощью трековых экспозиметров Radtrak². Экспозиметры устанавливались для проведения измерений на 3 месяца в отопительный и теплый периоды года в одних и тех же помещениях. Обследованы 200 помещений в 14 детских садах и 36 школах города Душанбе. Представлены результаты расчета эквивалентной равновесной объемной активности радона в помещениях на разных этажах в отопительный и теплый периоды года. Среднегодовые значения эквивалентной равновесной объемной активности радона в помещениях детских садов и школ находятся в интервале 42–331 Бк/м³. Среднее среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности радона на первых этажах составляет 98 Бк/м³, на вторых – 56 Бк/м³. Показано, что как для отдельных периодов, так и в среднем по году средние значения эквивалентной равновесной объемной активности радона в помещениях на вторых этажах по отношению к первым этажам зданий всегда ниже. Определено, что вклад радона и дочерних продуктов его распада в среднегодовую эффективную эквивалентную дозу облучения детей при нахождении в помещениях школ и детских садов города Душанбе составляет 0,64–1,64 мЗв/год. Из 14 обследованных детских дошкольных учреждений только в 1 детском саду было выявлено незначительное превышение содержания радона на первом этаже в отопительный период. Из 36 обследованных школ только в 3 обнаружено повышенное содержание радона на первых этажах в теплый период, а в отопительный период их количество увеличивается до 8. При сопоставлении результатов измерений эквивалентной равновесной объемной активности радона с данными о геологической структуре подстилающих пород в местах расположения этих школ какой-либо закономерности не выявлено. Проведение дополнительных обследований зданий школ, включая подвальные помещения, позволит установить источник поступления радона в воздух помещений и разработать рекомендации по осуществлению радонозащитных мероприятий отдельно для каждого здания. Полученные результаты обследований также были использованы для составления радоновой карты города Душанбе.