В статье приведены данные о содержании радона в воздухе помещений в зданиях детских учреждений ряда субъектов Российской Федерации, проанализированы результаты детальных радонометрических обследований 132 зданий детских учреждений в 85 населенных пунктах 6 районов Ленинградской области, проведенных в 2018–2020 гг. В 14 зданиях детских учреждений Ленинградской области (10,5% от всех обследованных зданий) выявлены превышения гигиенического норматива по содержанию радона в воздухе помещений, максимальное значение объемной активности радона в помещениях детских учреждений составило 2200 Бк/м³. Представляется целесообразным распространить опыт сотрудничества Управления Роспотребнадзора по Ленинградской области и Санкт-Петербургского научно-исследовательского института радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева при проведении детальных обследований детских учреждений на содержание радона в воздухе помещений и на другие проблемные по радону субъекты Российской Федерации.

В настоящее время установление нормативов предельно допустимых выбросов ²³⁸U в атмосферный воздух проводится исключительно на основе критерия радиационного воздействия на население. При этом по своему токсическому действию уран относится к 1-му классу опасности (чрезвычайно опасные химические вещества). Проведено сравнение ограничения выброса ²³⁸U в атмосферный воздух с учетом только радиационного воздействия, с использованием действующих методик расчета предельно допустимых выбросов и с учетом химической токсичности урана. Показано, что предельно допустимый выброс ²³⁸U, рассчитанный по критерию соблюдения годовой дозовой квоты облучения населения, в 100–250 раз выше максимального выброса, оцененного по критерию химической токсичности урана. Установленный в НРБ-99/2009 предел годового поступления ²³⁸U с пищей для населения 8400 Бк/год при условии равномерного поступления соответствует 184 мкг/кг массы тела в сутки для указанной возрастной группы, что превышает оцененный ВОЗ уровень допустимого суточного поступления урана по токсичности в 306 раз. Соблюдение санитарных правил в области радиационной безопасности населения при нормировании выбросов ²³⁸U не гарантирует того, что поступление урана в организм человека не превысит безопасных по токсичности уровней, оцененных ВОЗ. Необходимо провести актуализацию установленного значения предела годового поступления ²³⁸U для населения с учетом современных публикаций ВОЗ и результатов исследований в области токсичности урана и включить откорректированное значение в систему нормирования предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух.

При возникновении радиационных аварий и инцидентов, связанных с возможной угрозой для здоровья населения, одним из инструментов формирования здоровьесберегающего поведения населения, обеспечения социальной приемлемости защитных мероприятий и снижения социальной напряжённости является кризисная риск-коммуникация. Радиационные аварии и инциденты, связанные с потенциальной возможностью радиационного загрязнения значительных по площади территорий или воздействия на население, могут стать основой для возникновения резонансных информационных поводов. Должным образом организованная информационная работа с населением в подобных ситуациях является одним из необходимых условий эффективности противоаварийных мероприятий в целом. В статье проанализировано влияние на кризисную риск-коммуникацию некоторых особенностей радиационных аварий и инцидентов, произошедших в последние годы, оказавших существенное влияние на возможность или невозможность следования общим принципам кризисной коммуникации; приводятся примеры рекомендаций по корректировке информационной работы при невозможности строгого следования общим принципам кризисной коммуникации в реально сложившихся обстоятельствах. В ходе исследования были выявлены следующие особенности развития конкретных радиационных аварий и инцидентов, оказавшие влияние на ход кризисной коммуникации и создавшие ряд сложностей для специалистов: 1) скрытый характер ранней фазы аварии; 2) отсутствие или умышленное сокрытие сведений о радиационной аварии; 3) трансграничный характер аварии; 4) закрытый (секретный) характер сведений об аварии; 5) повышение уровня радиотревожности у населения территорий, не затронутых аварией; 6) быстрое формирование и распространение мифов; 7) проецирование художественных образов на реальную аварию. Анализ влияния особенностей радиационных аварий и инцидентов на кризисную риск-коммуникацию позволил прийти к следующим выводам: 1) кризисная риск-коммуникация является важной составляющей аварийного реагирования, влияющей как на психоэмоциональное состояние населения, так и на эффективность противоаварийных мероприятий, связанных с действиями или бездействием населения; 2) развитие средств информационного взаимодействия и способов распространения и потребления информации требует пересмотра традиционных методов информационной работы с населением; 3) информация должна быть своевременной, объективной, непротиворечивой и понятной как для населения, так и для неспециалистов в области радиационной гигиены, ответственных за принятие управленческих решений; 4) информация не должна представляться в виде кратких сообщений без объяснений; 5) противоречивая агрессивная информация, получаемая населением из разных источников, может вызвать недоверие к официальным источникам информации; 6) при непредставлении актуальной и объективной информации о происходящей аварии доверие населения очень легко потерять и очень трудно восстановить.

В статье продемонстрированы недостатки существующей методики радиационного контроля в рентгеновских кабинетах и интерпретации получаемых с ее помощью результатов измерений для оценки соответствия условий труда различных групп облучаемых лиц требованиям радиационной безопасности. Предложена новая методика интерпретации результатов измерений, учитывающая относительное время пребывания отдельных категорий облучаемых лиц в соответствующих помещениях во время работы рентгеновского аппарата, а также наличие у работника в процедурной комнате средств индивидуальной защиты. Интерпретация результатов измерений в процедурной комнате, согласно предложенному подходу, продемонстрировала соответствие условий труда в отношении требований радиационной безопасности при условии использования работником средств индивидуальной защиты. Согласно предложенному подходу к интерпретации результатов измерений в смежных помещениях, возможно как ослабление, так и ужесточение требований к элементам стационарной защиты. Продемонстрирован некорректный алгоритм расчета защиты при размещении нескольких рентгеновских аппаратов в одном кабинете в рамках действующего подхода.

Республиканский научно-практический центр радиационной медицины и экологии человека во внутреннем и внешнем аварийных планах Белорусской АЭС указан учреждением, осуществляющим специализированное лечение персонала, а также пострадавших лиц из населения, проживающего в зоне аварийного воздействия станции, случайных свидетелей аварии. Белорусская АЭС является первым объектом использования атомной энергии в стране. Опыта лечения радиационных поражений в Беларуси нет. Задача обеспечения готовности к приему и специализированному лечению лиц, подвергшихся аварийному или незапланированному облучению, ставится перед национальным здравоохранением впервые. Цель исследования – установить критерии радиационного воздействия для использования при медицинском реагировании на радиологические аварии в специализированном медицинском учреждении Министерства здравоохранения Республики Беларусь. В результате анализа публикаций международных организаций выбраны критерии радиационного воздействия, которые могут быть применены в условиях белорусских специализированных медицинских учреждений с учётом действующих национальных технических нормативных правовых актов и имеющихся возможностей у участников аварийного реагирования. Для учета качества излучения применительно к детерминированным эффектам принято использовать единицу, ранее не применяемую в Беларуси, – Грей-эквивалент. Критерии включают как дозиметрические величины для случаев внешнего и внутреннего аварийного и незапланированного облучения, так и уровни поступления радиоактивных веществ с неизвестными физико-химическими свойствами в организм, при которых необходимо немедленное медицинское обследование. Отдельного рассмотрения требуют критерии для случаев поверхностного загрязнения кожных покровов и ран радионуклидами.

Отбор представительных проб почвы на обследуемом участке территории и последующее определение содержания радионуклидов в этих пробах в условиях лаборатории (так называемый метод ex situ) является общепризнанной технологией определения плотности загрязнения ¹³⁷Cs территории населенных пунктов. В последнее время в качестве дополнения или альтернативы методу ex situ все чаще применяют методы полевой (in situ) гамма-спектрометрии. В этом случае можно определить плотность загрязнения почвы ¹³⁷Cs непосредственно на месте, без отбора проб и их анализа в лаборатории. Вместе с тем, методология in situ имеет ряд ограничений, из которых наиболее принципиальным является отсутствие общепризнанного метрологического обеспечения проведения измерений и интерпретации результатов. Поэтому перед применением конкретной методики и измерительного устройства для проведения широкомасштабных измерений in situ необходимо проводить валидацию (оценку пригодности) выбранного метода в планируемых условиях проведения измерений с помощью устоявшегося метода ex situ. Целью данного исследования являлась валидация метода определения плотности загрязнения почвы ¹³⁷Cs на огородах с использованием спектрометра-дозиметра МКС AT6101Д in situ. Этот метод был недавно представлен российско-шведско-белорусской группой исследователей в статье, опубликованной в Journal of Environmental Radioactivity (https://doi.org/10.1016/j.jenvrad.2021.106562). Для тестирования метода нами были использованы 10 представительных огородных участков, расположенных в 6 населенных пунктах Брянской области. Территория населенных пунктов была сильно загрязнена ¹³⁷Cs в результате аварии на Чернобыльской АЭС: официально установленная плотность цезиевого загрязнения в 2017 г. находилась в диапазоне 111–511 кБк/м². Для набора полевого спектра прибор МКС AT6101Д размещали в центре выбранного участка на алюминиевой треноге. Продолжительность измерения варьировала от 1207 до 1801 с (среднее значение 1383 с). Пробы огородной почвы были отобраны послойно (с шагом ~5 см) до глубины 20 см с использованием цилиндрического разборного пробоотборника. В лаборатории с помощью стационарного полупроводникового гамма-спектрометра было определено содержание ¹³⁷Cs в каждом слое почвы, объединенном для всех отобранных на участке проб, и вычислено значение плотности загрязнения почвы ¹³⁷Cs для суммы всех отобранных слоев. Эти значения плотности загрязнения, полученные ex situ, находились в диапазоне от 77 до 548 кБк/м². Установлено, что результаты лабораторных анализов проб почвы хорошо согласуются со значениями плотности загрязнения, полученными с помощью тестируемого метода in situ. В среднем различия между двумя методологиями составили 7% (20% в максимуме). Результаты исследования подтверждают, что метод, предложенный международной группой, пригоден для определения плотности загрязнения огородной почвы ¹³⁷Cs на отдаленном этапе после Чернобыльской аварии.

Проведено исследование содержание цезия-137 в почвенном покрове Центрального и Южного Таджикистана. Площадь территории исследования регионов республики составляет около 45 000 км². Традиционным методом отобрано 92 образца почв Центрального и Южного Таджикистана из обрабатываемых и необрабатываемых полей до глубины 25 см от поверхности земли. Каждую пробу в точке отбора очищали от камней, корней и других включений. Пробу высушивали до воздушносухого состояния, измельчали и просеивали через сито диаметром отверстий 2 мм. При измерении проб использовали стандартный сосуд «Маринелли» объёмом 1 л. Измерения удельной активности цезия-137 в пробах почв проводились на гамма-спектрометре на основе особо чистого германия. Максимальное содержание цезия-137 наблюдается в пробе почвы № 1 местности Камароб Раштского района, удельная активность в которой составляет 147,5 Бк/кг. Минимальная удельная активность цезия-137 наблюдается в пробах почв местности Таджикабад. Установлена зависимость содержания цезия-137 от рельефа местности в исследуемом регионе. В некоторых исследуемых пробах изотоп цезий-137 не был обнаружен (проба № 2 из пустыни Айвадж района Шахритус и проба № 4 из района Фархор). Исследовано распределение цезия-137 на почвах необрабатываемых полей и почвах обрабатываемых полей Хатлонской области Таджикистана. Обнаружено, что содержание изотопа цезия-137 на обрабатываемых полях отличается от необрабатываемых. Определено, что в почвах обрабатываемых земель цезий-137 концентрируется на глубине до 20–25 см. У подножия гор и в глинистых почвах наблюдается относительно высокое содержание изотопа цезия-137 по сравнению с равнинами и песчаными почвами.

Целью исследования являлась сравнительная оценка средних доз облучения населения Воронежской и Иркутской областей по данным Единой государственной системы контроля индивидуальных доз и радиационно-гигиенической паспортизации. Объектами исследования являлись территории Воронежской и Иркутской областей, существенно различающиеся природно-климатическими условиями и ресурсами, промышленным потенциалом, но соизмеримые по численности населения. Предметом исследования являлись средние территориальные значения доз облучения персонала за счет нормальной эксплуатации техногенных источников, доз облучения населения за счет природных источников и техногенного фона, доз облучения пациентов за счет использования ионизирующего излучения в медицинской диагностике. Применялся метод сравнительного анализа эффективных коллективных и индивидуальных средних годовых доз облучения. В Воронежской и Иркутской областях приоритетным дозообразующим фактором является природное излучение, вклад которого в годовую эффективную коллективную дозу составляет 83,33 и 89,18% соответственно. Вместе с тем, средние индивидуальные годовые эффективные дозы облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения в Иркутской области по отношению к Воронежской существенно выше по радону – в 2,81 раза, за счет содержания радионуклидов в питьевой воде – в 1,93 раза и внешнему терригенному излучению – в 1,46 раза, что ведет к различиям величин суммарных индивидуальных эффективных доз, связанных с природными источниками ионизирующего излучения, в 2 раза. Данные различия объясняются особенностями физико-географического расположения территорий. Имеются существенные различия в величинах средних эффективных годовых доз населения, обусловленных глобальными выпадениями и прошлыми радиационными авариями, т.к. часть территории Воронежской области подвергалась радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС (в Воронежской области – 0,062 мЗв/год, в Иркутской – 0,005 мЗв/год). В величину доз медицинского облучения, которые занимают второе место в структурах эффективных коллективных годовых доз облучения населения (в Воронежской области составляют 16,46%, Иркутской – 10,74%), ведущий вклад вносят рентгенография (63,15 и 67,27%) и флюорография (31,29 и 27,41% на территориях областей соответственно). Установлено, что радиационная обстановка на территории Воронежской и Иркутской областей остается стабильной и безопасной.

Технический паспорт на рентгеновский кабинет, согласно действующему санитарному законодательству, является обязательным документом, удостоверяющим техническое состояние рентгенодиагностической аппаратуры, устройств для проявления, фиксирования и сушки рентгеновских пленок, дополнительного оборудования и принадлежностей для осуществления специальных видов рентгенодиагностики, средств защиты от ионизирующего излучения рабочих мест персонала кабинета и примыкающих к кабинету помещений и подтверждающим соответствие их характеристик нормативно-технической документации и отечественным стандартам. Целью настоящей работы являлась оценка актуальности и необходимости оформления технического паспорта на рентгеновский кабинет и согласование проекта рентгеновского кабинета с рентгенорадиологическим отделением в свете действующего санитарного законодательства. Оформление технического паспорта организациями, имеющими специальные разрешения на данные виды работ, а не только рентгенорадиологическим отделением, повысило бы юридическую ценность технического паспорта. Информация, содержащаяся в техническом паспорте, дублируется в остальной документации на рентгеновский кабинет, требования к которой закреплены в санитарном законодательстве, что, в целом, ставит под сомнение необходимость технического паспорта как обязательного документа.

Целью данной работы была оценка эффективных доз пациентов при химиоэмболизации опухолей печени. В ходе исследования были собраны параметры протоколов проведения химиоэмболизации печени для 67 пациентов на базе отделения ангиографии Российского научного центра радиологии и хирургических технологий им. академика А.М. Гранова. Параметры собирались путем их непосредственной регистрации в специально разработанную анкету при проведении исследования и экспортировались из файлов цифровых изображений в формате DICOM с предварительной анонимизацией. Моделирование облучения пациентов для расчета эффективной дозы производилось с помощью программного обеспечения РСХМС 2.0. Медианные значения параметров проведения исследования (минимальные и максимальные значения) оказались следующими: произведение дозы на площадь за все исследование – 6,1 Гр×см² (3,4–693Гр×см² ), время просвечивания пациента в режиме рентгеноскопии – 7,5 мин (2–28,3 мин); расчетные значения доз облучения для пациентов составили: эффективная доза – 11,7 мЗв (0,6–132 мЗв), максимальная поглощенная доза в коже 0,3 Гр (0,02–3,5 Гр). Установлено, что у 3 пациентов эффективные дозы превысили 100 мЗв. В двух случаях суммарное произведение дозы на площадь превысило контрольные значения для предотвращения детерминированных эффектов в коже, при этом тканевых реакций в коже зафиксировано не было.

В случае отличия нейтронных полей на рабочих местах персонала от нейтронных полей, в которых проводится поверка индивидуальных дозиметров, возникает возможность дополнительной погрешности в оценке таких дозиметрических величин, как амбиентный эквивалент дозы, индивидуальный эквивалент дозы или эффективная доза. Для учета энергетического распределения плотности потока нейтронного излучения и геометрии облучения работников необходимо проводить исследования характеристик полей нейтронного излучения на рабочих местах персонала. С целью получения условно истинных уровней облучения персонала нейтронным излучением на объектах использования атомной энергии проведены исследования энергетического и углового распределения плотности потока нейтронного излучения на рабочих местах АО «Институт реакторных материалов», г. Заречный. Энергетическое распределение плотности потока нейтронного излучения получено с помощью многосферного дозиметра-радиометра МКС-АТ1117М с блоком детектирования БДКН-06 и набором полиэтиленовых сфер-замедлителей. Угловое распределение плотности потока нейтронного излучения оценено по результатам измерений накопленной дозы нейтронного излучения индивидуальными термолюминесцентными дозиметрами, размещенными на 4 вертикальных плоскостях гетерогенного фантома человека. Результаты измерений энергетического и углового распределения плотности потока нейтронного излучения позволили оценить условно истинные значения амбиентного и индивидуального эквивалентов доз. Рассчитанные условно истинные значения отличаются от измеренных величин от 0,7 до 13,5 раз для амбиентного эквивалента дозы и от 6,3 до 100 раз для индивидуального эквивалента дозы. С целью уменьшения погрешности оценки эффективной дозы персонала с помощью индивидуальных дозиметров были определены поправочные коэффициенты. Для различных рабочих мест и типов индивидуальных дозиметров поправочные коэффициенты находятся в диапазоне значений от 0,01 до 0,16.