Активное развитие атомной промышленности и ядерной медицины приводит к увеличению объемов работ с радиоактивными веществами, в том числе с открытыми источниками ионизирующих излучений. При выполнении таких работ на персонал воздействует комплекс вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы: мощность амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, загрязнение поверхностей альфа- и бета-частицами, загрязнение воздуха рабочих помещений радиоактивными веществами, что увеличивает риск поступления радионуклидов в организм работников. Объективная оценка внутреннего облучения и прогнозирование последствий его воздействия на здоровье человека является актуальной научной проблемой, которая несмотря на достигнутые успехи экспериментальных и клинических исследований в этой области остается недостаточно изученной [1, 2].

Использование открытых источников ионизирующих излучений (ИИИ) при проведении научных исследований сопряжено с дополнительными рисками из-за вариативности условий и режимов выполнения технологических операций в зависимости от решаемых задач. Согласно данным производственного контроля, индивидуальная эффективная доза внутреннего облучения работников предприятий и организаций, чья профессиональная деятельность связана с источниками ионизирующих излучений, не превышает предельно допустимых значений. Вместе с тем, в ряде случаев, особенно при выполнении нестандартных технологических операций или в нештатных ситуациях, возрастает риск поступления и накопления в организме работников радионуклидов, присутствующих в производственной среде. В зависимости от путей поступления и физико-химических свойств радионуклидов различают способы оценки ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения, которую в настоящее время проводят либо по данным дозиметрического контроля рабочих мест, либо по данным индивидуального дозиметрического контроля (прямыми или косвенными методами измерений) [3].

В ходе профессиональной деятельности персонал получает облучение так называемыми «малыми дозами», для которых характерен риск возникновения стохастических эффектов [4, 5]. В связи с этим при прогнозировании последствий радиационного воздействия на организм человека от внутреннего облучения необходимо также учитывать вид излучений (альфа-, бета-, гамма- и др.), длительность периода полураспада инкорпорированных радионуклидов, длительность их пребывания в организме, локализацию в органах и тканях.

Целью настоящего исследования было провести радиационно-гигиеническую оценку условий труда и поступления радионуклидов в организм персонала АО «Радиевый институт им. В. Г. Хлопина», работающего с открытыми источниками ионизирующих излучений.

МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ

Объект исследования: система индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала научно-исследовательской организации, работающего с открытыми источниками ионизирующих излучений (ИИИ).

Исследование выполнено в 2019–2021 гг. на базе АО «Радиевый институт им. В. Г. Хлопина».

Для получения исходных данных о характеристиках вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы, воздействующих на обследуемый персонал, были проведены измерения следующих величин:

— мощности амбиентного эквивалента дозы (МАЭД) гамма-излучения;

— спектрального состава гамма-излучающих радионуклидов на рабочих местах (спектрометрические измерения);

— снимаемого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей;

— плотности потока альфа- и бета-частиц;

— объемной активности радионуклидов в воздухе рабочих помещений.

Измерение МАЭД гамма-излучения проводили с использованием дозиметра ДКС-АТ1123 («Атомтех»; Республика Беларусь) в соответствии с требованиями Руководства по эксплуатации на прибор и Методическими указаниями МУ 2.6.5.008-2016 «Контроль радиационной обстановки. Общие требования». Для получения картины формирования радиационных полей на рабочем месте измерения выполняли в каждой точке на четырех высотах от пола: 0,1 м, 1 м, 1,4 м и 1,7 м. Измерение уровней загрязнения рабочих поверхностей бета- и альфачастицами проводили с использованием дозиметрарадиометра МКС-АТ1117М («Атомтех»; Республика Беларусь) в соответствии с требованиями Руководства по эксплуатации на прибор. Расширенную относительную неопределенность (k = 2) измерения принимали равной относительной погрешности средства измерения в предположении нормального распределения показаний.

Измерение снимаемого поверхностного загрязнения осуществляли косвенным методом путем снятия мазков и последующего определения их активности в соответствии с нормативными документами [6, 7], расчет неопределенности измерений проводился по методике выполнения измерений [7].

Пробы воздуха в рабочих помещениях для определения объемной активности воздуха отбирали с использованием аспиратора ПА-300М-1 («Экотех-Урал»; Россия) на аэрозольные фильтры АФА РСП-20 (ООО «Технологии электроформирования», Россия) и йодные фильтры АФА СРФ-20 (ООО «Технологии электроформирования», Россия) в соответствии с требованиями Руководства по эксплуатации на прибор с дальнейшим измерением на спектрометре-радиометре МКГБ-01 «РАДЭК» (НТЦ «Радэк»; Россия). Расширенную неопределенность измерения рассчитывали с учетом погрешности определения коэффициента чувствительности спектрометра (8%), погрешности определения объема отобранной пробы атмосферного воздуха (10%) и методической погрешности, обусловленной несоответствием состава счетного образца (5%), которая составила 16%.

Спектрометрическое обследование персонала, выполняющего работы с ИИИ (45 человек, из них 34 — в 2019 г. и 21 — в 2020 г.), и персонала контрольной группы (10 человек) осуществляли с использованием метода прямого измерения содержания радионуклидов в организме или органе человека с применением спектрометров излучения человека СЕГ-10П-02 (НТЦ «Радэк»; Россия) и СИЧ-100 (ФГБУН НИИ ПММ ФМБА России; Россия). Критерии включения в исследование: работа с открытыми ИИИ в течение последнего года перед проведением обследования. Критерии включения в группу контроля: отсутствие контакта с открытыми ИИИ при работе. Измерения выполняли путем регистрации фотонного излучения, исходящего от тела человека. На спектрометре СИЧ-100 измерения проводили в геометрии «линейное продольное сканирование», на спектрометре СЕГ-10П-02 — в геометрии измерения «легкие» и «щитовидная железа». Определение содержания радионуклида ⁹⁰Sr в костной ткани скелета проводили  по спектру тормозного излучения в энергетическом интервале 50–150 кэВ, регистрируемого двумя сцинтилляционными блоками детектирования на основе монокристаллов CsI(Tl) размером Ø150 × 3 мм, входящими в состав установки СИЧ-100. Продолжительность измерения составила 30 мин на каждом спектрометре.

Градуировку спектрометра СИЧ-100 проводили с помощью унифицированного фантома УФ-02Т и антропоморфного фантома АРДФ-11-С с радионуклидом ⁹⁰Sr в скелете. Фантом УФ-02Т представлен набором полиэтиленовых блоков и набором стержневых радионуклидных источников, которые на месте эксплуатации были собраны в виде моделей — фантомов тела человека с заданным содержанием радионуклидов. Фантом АРДФ-11-С представляет собой сборную конструкцию, состоящую из антропоморфных моделей органов (щитовидной железы, печени, легких, почек и др.), скелета и покровных тканей, изготовляемых из материалов-имитаторов биологических тканей, адекватных тканям тела человека в отношении взаимодействия с ионизирующим излучением.

Для градуировки спектрометра излучений человека СЕГ-10П-02 в геометрии «легкие» применяли способ прямой градуировки с использованием фантома грудной клетки ФЛТ-05 в сборе с фантомом «стандартного» взрослого человека (масса — 70 кг, рост — 170 см). Внутри фантома грудной клетки расположен полиуретановый блок — имитатор легких, оснащенный объемными ИИИ с радионуклидами ⁶⁰Со, ¹⁵²Eu и ²⁴¹Am. Градуировку проводили последовательно с каждым из указанных радионуклидов.

Для измерения активности ¹²⁵I в щитовидной железе применяли блок детектирования на основе «тонкого» монокристалла NaI(Tl), который был предварительно откалиброван по характеристическому излучению ¹³³Ba c использованием фантома щитовидной железы ФЩЖ-04Т. Фантом представляет собой модель шеи человека с вложенными в его полость двумя радионуклидными источниками ¹³³Ba, расположенными соответственно долям щитовидной железы. Поскольку в поле детектирования прибора помимо щитовидной железы также попадают кровеносные сосуды шеи, для учета их вклада проводили измерение фонового энергетического спектра излучения от области предплечья.

Расширенную неопределенность для уровня доверия Р = 0,95 и коэффициента охвата k = 2 для спектрометров СЕГ-10П-02 и СИЧ-100 рассчитывали с учетом погрешности определения коэффициентов чувствительности спектрометра по фантомам (8%), методической погрешности, обусловленной неравномерностью распределения активности в теле и органах человека (10%) и методической погрешности, обусловленной неполной адекватностью фантомов и тела человека (20%), которая составила 24%.

Статистическую обработку данных проводили с использованием стандартных методов, применяемых при анализе радиационно-гигиенических и медикобиологических данных. Для всех показателей рассчитывали среднее арифметическое, медиану, стандартную ошибку среднего значения, достоверность различий при условии значимости p = 0,95. Все вычисления проводили с использованием современных программных продуктов (Microsoft Excel, версия Professional Plus 2010; США), предназначенных для работы с электронными таблицами, а также визуализации и анализа данных.

Условия труда персонала оценивали в соответствии с нормативными документами [8].

РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЯ

При проведении радиационно-гигиенического исследования рабочих мест персонала научно-исследовательской организации было обследовано 17 производственных помещений, в которых выполняются работы с открытыми ИИИ. Результаты измерений мощности амбиентного эквивалента дозы гамма-излучения, плотности потока альфа- и бета-частиц на рабочих местах персонала приведены в табл. 1.

Наибольшие уровни МАЭД гамма-излучения имеют место при выполнении работ с высокоактивными растворами. Максимальные значения плотности потока бета-частиц зарегистрированы при выполнении работ по вскрытию ампул, растворению, калибровке растворов и изготовлению источников. На рабочих местах было также зафиксировано радиоактивное загрязнение поверхностей альфа-частицами в количестве, не превышающем нормативные значения в соответствии с требованиями НРБ-99/2009. В связи с наличием поверхностного загрязнения на рабочих местах персонала дополнительно были проведены измерения снимаемой поверхностной активности и объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны.

По результатам измерения уровней загрязнения поверхностей альфа- и бета-частицами на рабочих местах персонала зарегистрировано наличие снимаемой поверхностной активности в количестве, не превышающем допустимые значения, установленные в НРБ-99/2009 [9]. Наибольшие уровни снимаемого загрязнения поверхностей бета-частицами (⁹⁰Sr) зарегистрированы при работах по вскрытию ампул, растворению, калибровке растворов и изготовлению источников.

По результатам измерений объемной активности радионуклидов в воздухе рабочей зоны наибольшие значения зарегистрированы при работах с радионуклидами ¹²⁵I и ¹³⁷Cs (объемная активность ¹²⁵I — 240 Бк/м³, ¹³⁷Cs — 315 Бк/м³).

На основании результатов радиационного контроля в соответствии с требованиями нормативного документа [8] проведены расчеты максимальной потенциальной эффективной дозы персонала при выполнении технологических операций. Установлено, что условия труда персонала, работающего с открытыми ИИИ, по характеристикам воздействия вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы находятся в диапазоне от допустимых (класс 2) до опасных (класс 4).

Согласно данным за 2016–2019 гг., значения индивидуальных эффективных доз внешнего облучения персонала в среднем составили 3,4 мЗв в год, что значительно ниже установленного предела доз облучения для персонала группы А. Наибольшие значения зарегистрированы у работников по специальности «ведущий инженер-технолог» и в среднем за четыре года составили 7,5 мЗв.

При проведении спектрометрического обследования у ряда лиц из персонала, осуществляющего работу с открытыми ИИИ, было выявлено наличие в организме инкорпорированных радионуклидов (табл. 2). В таблице представлены также значения ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения персонала, обусловленной поступлением радионуклидов в организм. Расчет производили с учетом полученных данных спектрометрии справочных дозовых коэффициентов [10, 11].

Кроме представленных в табл. 2 радионуклидов, у троих работников обнаружен инкорпорированный ²⁴¹Am. Ввиду отсутствия необходимой градуировки использованного измерительного оборудования определение точных значений активности данного радионуклида в скелете не представляется возможным.

ОБСУЖДЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ

Согласно полученным результатам радиометрических исследований, радиационная обстановка на рабочих местах персонала научно-исследовательской организации, выполняющего работы с открытыми ИИИ, можно охарактеризовать:

— широким диапазоном уровней МАЭД гамма-излучения (0,10–122 мкЗв/ч);

— наличием поверхностного загрязнения рабочих поверхностей альфа- и бета-частицами (в отобранных мазках с рабочих поверхностей обнаружены следующие радионуклиды: ¹³⁷Cs, ¹²⁵I, ²⁴¹Am, ¹⁵⁴Eu, ²⁴³Am с дочерним продуктом распада ²³⁹Np и ²²³Ra с дочерним продуктом распада ²¹¹Bi);

— наличием загрязнения радиоактивными веществами воздуха рабочих помещений (в том числе такими радионуклидами, как ¹²⁵I и ¹³⁷Cs).

У отдельных лиц установлено наличие ¹²⁵I в щитовидной железе (до 9850 Бк), ⁹⁰Sr — в скелете (до 16500 Бк), ¹³⁷Сs — во всем теле (до 1100 Бк). Обращает на себя внимание обнаружение поступления в организм работников ²²³Ra, период полураспада которого составляет 11 дней и вклад которого в дозу внутреннего облучения значительно выше по сравнению с другими радионуклидами.

Факт инкорпорации радионуклидов подтвержден периодическими спектрометрическими исследованиями одних и тех же работников в 2019 и 2020 г. Данный персонал следует отнести к группе повышенного риска развития профессиональных, производственно обусловленных и хронических заболеваний.

В настоящее время в рассматриваемой научноисследовательской организации контроль ожидаемой эффективной дозы внутреннего облучения персонала проводят расчетными методами (по данным дозиметрического контроля рабочих мест), который недостаточно эффективен при выполнении работ с широким перечнем радионуклидов, в том числе короткоживущих. В связи с этим одним из направлений повышения эффективности системы дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала, работающего с открытыми ИИИ, является разработка программы проведения скрининговых исследований с использованием портативных спектрометров. Целью исследований является установление факта поступления радионуклидов в организм и определение их состава. В случае обнаружения поступления радионуклида в организм работника — проведение исследований на высокоточных спектрометрах излучения человека в специализированных учреждениях. Такой подход предоставит сотрудникам службы радиационной безопасности основные инструменты для эффективной реализации программы контроля внутреннего облучения [12–14].

С целью накопления и статистической обработки данных об уровнях внешнего и внутреннего облучения персонала в условиях планируемого облучения, а также результатов периодических медицинских осмотров разработана и зарегистрирована база данных [15]. Внедрение ее в практику позволит оценить общие тенденции в профессиональном облучении персонала и проанализировать результаты исследований с целью выявления степени связи заболеваемости профессиональными, производственно обусловленными и хроническими соматическими заболеваниями, а также возникновением медицинских противопоказаний для допуска персонала к работе с уровнем и продолжительностью влияния вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы, а также иными факторами (стаж работы, возраст, пол и др.).

ВЫВОДЫ

(1) Условия труда персонала научно-исследовательской организации, работающего с открытыми ИИИ, по характеристикам воздействия вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы находятся в диапазоне от допустимых (класс 2) до опасных (класс 4). Соблюдение установленных норм и требований радиационной безопасности не исключает поступление и инкорпорацию радионуклидов в организме работников. (2) Для анализа динамики формирования индивидуальной эффективной дозы внутреннего облучения необходимы проведение регулярных спектрометрических обследований персонала АО «Радиевый институт им. В. Г. Хлопина», а также разработка программы проведения скрининговых исследований (с использованием портативных спектрометров) для оценки поступления радионуклидов в организм работников и при установлении факта инкорпорации проведение углубленных спектрометрических исследований на высокоточных спектрометрах излучения человека. Это позволит повысить качество контроля индивидуальных доз внутреннего облучения и эффективность радиационногигиенического обеспечения безопасности персонала. (3) Необходимо проведение дальнейших исследований в целях оценки тенденций и выявления степени связи заболеваемости профессиональными, хроническими соматическими заболеваниями, а также возникновения медицинских противопоказаний по допуску к работе персонала научноисследовательских институтов, работающего с открытыми ИИИ, с уровнем и продолжительностью влияния вредных и (или) опасных производственных факторов радиационной природы и иными факторами.