Содержание материала

Дозы внутреннего облучения погибших свидетелей аварии, включенных в группу 1

На первом этапе реконструкции доз для каждого из погибших, включенных в группу 1, была восстановлена величина первоначального депонирования γ-излучающих продуктов деления (95Zr, 95Nb, 103Ru, 106Ru, 1311,134Cs, 137Cs, 140Ba, 141Ce, l44Ce) в организме. Так как наблюдение за пострадавшими началось практически сразу после ингаляционного поступления радиоактивного аэрозоля, то для оценки депонированной активности у каждого пострадавшего прижизненно определяли величину выведения радионуклидов с мочой, а посмертно — остаточное содержание этих радионуклидов в основных внутренних органах.
По месту пребывания пострадавших во время аварии группу 1 можно разделить на две части. К подгруппе 1 А были отнесены работники станции, которые в основном находились в помещениях ЧАЭС и вдыхали аэрозоли, поступавшие в помещения по вентиляционной системе. К подгруппе 1 Б были отнесены работники станции и пожарные, которые в основном находились вне помещений ЧАЭС и вдыхали аэрозоли, поступавшие в атмосферу непосредственно из развала реактора. Исследование радиоактивности, посмертно обнаруженной в органах дыхания этих свидетелей аварии, позволило оценить фракционирование γ-излучающих радионуклидов в воздухе в помещениях станции и на ее промплощадке. Для 13II, 134Cs и l37Cs, соединения которых в частицах конденсации следует отнести к ингаляционному типу “Б” по классификации МКРЗ, полученные по аутопсийному материалу значения коэффициентов фракционирования следует рассматривать как оценки этих коэффициентов снизу, поскольку ко времени смерти легкие могла покинуть значительная часть указанных радионуклидов, попавшая туда вместе с частицами конденсации. Результаты этих оценок, приведенные в табл. 2, показывают, что 26 апреля 1986 г. вклад относительно летучих изотопов Ru, I и Cs в общее загрязнение воздуха был большим на промплощадке станции, чем внутри здания ЧАЭС. Отношения активностей для фракционирующих изотопов оказались равными их отношениям в топливе: отношение 137Cs/134Cs для лиц из подгруппы 1А оказалось равным 1,6±0,2, для лиц из подгруппы I Б — 2,2±0,3; отношение 103Ru/106Ru— соответственно 3,9+0,7 и 3,1 ±1,4. Полученные значения коэффициентов фракционирования радионуклидов хорошо согласуются с оценками, полученными по данным о суммарном выбросе из реактора и по пробам из струи выброса (Информация для МАГАТЭ, 1986; Израэль Ю. А. с соавт., 1987; Израэль Ю. А., 1990).
На втором этапе для каждого из погибших были определены поглощенные дозы, накопленные к моменту смерти. Результаты соответствующих оценок приведены в табл. 7.

Таблица 7
Дозы внутреннего облучения погибших свидетелей аварии, накопленные ко времени смерти


Код погибшего

Поглощенная доза, мГр

Щитовидная железа

Легкие

25

21

0,26

18

24

2,8

22

54

0,47

5

62

0,57

9

71

0,77

21

77

0,68

8

130

1,5

2

130

2,2

19

210

3,5

23

310

2,3

1

340

8,7

15

320

27

16

470

4,1

3

540

6,8

17

600

120

4

640

34

7

780

4,7

10

890

9,4

11

740

29

14

950

20

20

1900

19

24

2200

21

13

4100

40

Время, прошедшее от момента поступления радионуклидов до гибели этих людей, было мало для завершения формирования заметной части от ожидаемой за 50 лет дозы внутреннего облучения многих облучаемых органов — легких, печени, красного костного мозга и др. С другой стороны, доза облучения щитовидной железы была полностью сформирована, поскольку характерное время ее формирования после однократного поступления аэрозоля конденсации, содержащего 1311, равно примерно 6 суткам. Это обстоятельство позволяет корректно оценить величину ингаляционного поступления в составе частиц конденсации, а затем по известным коэффициентам фракционирования восстановить поступление топливных частиц и оценить величины ожидаемых доз внутреннего облучения.
Согласно данным из табл. 7, средняя поглощенная доза облучения щитовидной железы для 23 погибших равна 0,7 Гр, чему соответствует поступление около 40 МБк 1311 в виде аэрозоля конденсационных частиц. На основании данных из табл. 2 коэффициент фракционирования ψ для воздуха, которым 26 апреля 1986 г. дышали пострадавшие, можно принять равным 10. Легко показать, что такому фракционированию при средней величине поступления 1311, равной 40 МБк, должно соответствовать среднее поступление аэрозоля топливных частиц, равное примерно 8 МБк 144Ce. Согласно данным табл. 4, при таком поступлении топливных частиц в организм человека ожидаемая величина взвешенной эквивалентной дозы внутреннего облучения должна быть равна примерно 600 мЗв. Поскольку промежуток времени между моментом поступления радиоактивных аэрозолей в организм и смертью для лиц из рассматриваемой группы не превышал 90 сут., то из рассчитанных нами величин ожидаемых доз внутреннего облучения этих лиц было реализовано не более 6%. Дозы внешнего облучения для этой группы свидетелей аварии лежали в пределах от 2000 до 12 000 мГр, и именно внешнее гамма-облучение и контактное бета-облучение явились причиной гибели этих людей (Гуськова А. К. с соавт., 1988).