1.5 Риск, связанный с облучением естественными радионуклидами

Количественная оценка радиационного риска и обоснование допустимых пределов воздействия на организм шахтеров радио­нуклидов ряда урана-радия, содержащихся в рудничной атмос­фере, является наиболее сложной задачей при обеспечении радиа­ционной безопасности подземного персонала. Многочисленные исследователи пытаются решить эту проблему двумя различны­ми путями.

Первый подход состоит в анализе эпидемиологической инфор­мации о повышенном риске заболевания раком легкого среди достаточно представительных групп горняков урановых шахт. Из этих данных получают соотношение между экспозицией по короткоживущим дочерним продуктам радона и избыточной за­болеваемостью раком легкого (зависимость доза-эффект). На рис. 1.7 показана такая зависимость для горняков урановых рудников ЧСФР. Наклон кривой соответствует риску рака легкого около (3-5)ּ10^-10на 1 Бкּч/м³экспозиции.

Рис. 1.7. Зависимость наблюдаемой частоты избыточного рака легких среди горняков урановых рудников Чехо-Словакии (1948-1979 гг.) от их экспозиции по ДПР. РУМ - рабочий уровень за месяц. 1РУМ = 170 РУּч = 2,2ּ10⁷МзВּч/л = 3,5ּ10^-3Джּч/м³ соответствует экспозиции 1 РУ (2,08ּ10^-5Джּч/м³) в течение рабочего периода календар­ного месяца (170 раб. ч./мес)

Несмотря на то, что эпидемиологический подход дает возмож­ность непосредственно установить значение коэффициента рис­ка, существует целый ряд обстоятельств, предопределяющих значительную дисперсию получаемой при этом оценки. Они свя­заны, в частности, с большим латентным периодом развития ра­ка легкого (6-15 лет); необходимость прослеживания выбранной группы горняков в течение десятков лет от начала работы до смерти; трудностью выбора контрольной группы, адекватной по уровням воздействия других канцерогенных факторов; недоста­точной надежностью данных о фактических экспозициях по до­черним продуктам радона (особенно в области малых экспози­ций, где, очевидно, необходимо учитывать даже кратковремен­ное пребывание в выработках с очень высокими уровнями скры­той энергии, а также экспозицию, полученную в жилищах .

Другой подход к оценке риска основан на дозиметрических моделях, позволяющих получить соотношение между экспозицией и дозой в легких или эффективной эквивалентной дозой. И.Л. Ша­лаевым и А.А. Моисеевым показано, что основные трудности при таком подходе связаны с выбором адекватной дозиметри­ческой модели, которая должна с наибольшей полнотой учитывать различные физические, физиологические и другие парамет­ры, характеризующие отложение, перемещение дочерних продук­тов радона в легких и облучение при их распаде рассматриваемых критических структур органов дыхания. Значительная часть этих параметров к тому же недостаточно хорошо известна, что делает результаты расчетов чрезвычайно чувствительными к вы­бору их конкретных значений. Большие вариации характерны для глубины залегания базального слоя эпителия вдоль бронхиаль­ного дерева легких (базальные клетки считаются критическими тканями-мишенями). Значительные неопределенности имеют место в оценках радиочувствительности клеток бронхиального и альвеолярного эпителиев, скорости перемещения слизи вдоль бронхиального дерева, наличия в бронхах горняков участков со слущенным эпителием (например, в результате курения, хро­нического бронхита), турбулентности движения воздуха в дыха­тельных путях при смене вдоха на выдох, дисперсного состава радиоактивных аэрозолей и т.д. Таким образом, главный недостаток дозиметрического подхода связан с большой неопределенностью расчетных эквивалентных доз, которая обус­ловлена различиями в исходных дозиметрических моделях и широким диапазоном возможных значений входящих в них па­раметров. Из других недостатков, отметив неприменимость к об­лучению легких дочерними продуктами радона расчета эффек­тивной эквивалентной дозы на основе рекомендованного МКРЗ числового значения взвешивающего коэффициента и отсут­ствие до настоящего времени обоснованного представления о том, какие именно (из возможных вариантов расчета) дозы наибо­лее адекватно коррелируют с развитием в органах дыхания зло­качественных новообразований.

Вместе с тем дозиметрический подход позволяет более глу­боко понять механизм биологического действия рудничных радио­активных аэрозолей, оценить роль других радиационно опасных факторов (долгоживущие радионуклиды в атмосфере, внешнее γ-излучение) и, наконец, убедиться в отсутствии острого облу­чения отдельных участков легких большими дозами. Такое облу­чение влечет за собой возникновение нестохастических эффек­тов, т.е. таких коллективных повреждений значительного чис­ла или доли клеток пораженной ткани организма, вероятность возникновения которых и степень тяжести изменяются в зависимости от дозы и для которых может иметь место порог в дозовой зависимости.

В условиях рудников уровни радиационных факторов таковы, что острое облучение большими дозами практически исключено, а имеет место хроническое облучение малыми дозами, превы­шающими у отдельных лиц годовой предел не более чем в 3-5 раз. Такое облучение может вызвать лишь стохастические эффекты (в основном канцерогенный и генетический). Максимально воз­можное ограничение вероятности возникновения этих эффектов и является главной целью оптимизации системы радиационной защиты в руднике.

Общепринятая линейная беспороговая модель допускает, что риск возникновения стохастического эффекта в органе или ткани прямо пропорционален эквивалентной дозе в органе или ткани. Воздействие характерного для рудников комплекса радио­нуклидов создает неоднородное облучение разных тканей. Кроме того, каждой ткани свойственно свое значение риска смертности на единицу эквивалентной дозы. В таких случаях Международ­ная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) рекомендует использовать для оценки общего риска эффективную дозу, определяемую как сумму произведений экви­валентной дозы в каждой ткани от всех радионуклидов на значе­ние взвешивающего коэффициента для данной ткани. Эффективная доза яв­ляется показателем риска гибели от соматических (прижизнен­ных) канцерогенных эффектов и риска появления наследственных эффектов в первых двух поколениях. Рекомендованное МКРЗ значение показателя общего риска равно 4,5ּ10^-2Зв^-1(Публика­ция 60 МКРЗ, 1990 г.).

Расчет значения эффективной дозы от внутрен­него облучения чрезвычайно сложен и требует учета количества и темпа поступления каждого радионуклида в организм, пара­метров метаболизма радионуклида в организме и т.д. Поэтому для практических целей обычно используют соотношения между экспозицией данного радионуклида (или группы нуклидов) и эффективной дозой, полученные путем анализа и обобщения имеющихся науч­ных данных в применении к "стандартному" человеку.

Наиболее надежно установлено значение коэффициента пе­рехода от мощности поглощенной в воздухе дозы γ-излучения к эффективной дозе. Это значение для естественных радионуклидов равно 0,72 мЗв/мГр или 7,2 мЗв/Р .

Оценки значений коэффициента перехода от экспозиции по короткоживущим дочерним продуктам радона к эффективной дозе менее надеж­ны из-за большого числа вариабельных факторов, влияющих на формирование дозы (синергетическое действие курения, нерадиа­ционных производственно вредных факторов и т.п.), и труднос­тей выявления соответствующих зависимостей. Несмотря на это, значения коэффициента, полученные разными исследовате­лями, оказались близки между собой.

Обобщая результаты исследований по заболеваемости раком легкого шахтеров урановых рудников различных стран, МКРЗ в Публикации 50 оценила абсолютный риск (определяемый как вероятность смерти от рака легкого на единицу времени и на единицу экспозиции) для шахтеров мужского пола равным 1,6∙10^-11(годּБкּч/м³)^-1. При этом дополнительное концерогенное или синергетическое влияние ингалируемых долгоживущих радионуклидов, γ-излучения и других производственно вредных факторов принято равным 20%, что соответствует коэф­фициенту мультипликативной коррекции 0,8. С учетом среднего возраста шахтеров 35 лет и продолжительности жизни 70 лет абсолютный риск на единицу экспозиции составит

1,6ּ10^-11ּ0,8ּ35 = 4,48ּ10^-10(Бкּч/м³)^-1,

а поскольку эквивалентная доза в 1 мЗв соответствует абсолютному риску смерти от онкологического заболевания 4ּ10^-5(Публикация 60 МКРЗ), то наиболее вероятное для шахтеров значение коэффициента пе­рехода от экспозиции по дочерним продуктам радона к эффективной дозе равно 1,1ּ10^-5 мЗв(Бкּч/м³)^-1.

В условиях рудников доза от самого радона пренебрежимо мала (< 1%) по сравнению с дозой от его дочерних продуктов, так что в расчетах ее обычно не принимают во внимание .

Эпидемиологические данные по долгоживущим радионуклидам семейства урана отсутствуют. Потому значение переходного коэффи­циента получили, используя рассчитанные на основе дозиметриче­ского подхода значение предельно допустимого годового поступле­ния для равновесного уранового ряда (по суммарной α-активности), равное 800 Бк, и соответствующее 20 мЗв/год эффективной дозы (МКРЗ, Публика­ция 61). Принимая для перехода от поступления к экспозиции, что средняя скорость дыхания в течение рабочего времени равна 1,2 м³/ч [92], получаем, что значение коэффициента перехода от экспозиции к дозе равно 3ּ10^-2мЗв (Бкּч/м³)^-1.

Поскольку доза от остальных радиационно опасных факторов, имеющих место в рудниках, пренебрежимо мала, то с учетом приведенных выше соотношений общая эффективная доза подземного персона­ла Е, мЗв, связана с экспозицией выражением

Е = 0,72ּD_γ+ 1,1ּ10^-5Э_ДПР+ 3ּ10^-2 Э_ДРН(1.25)

где D_γ- интегральная поглощенная доза γ-излучения, мГр; Э_ДПР- экспозиция по дочерним продуктам радона в единицах эк­вивалентной равновесной концентрации радона (ЭРК), Бкּч/м³; Э_ДРН- экспозиция по долгоживущим радионуклидам в единицах сум­марной объемной α-активности равновесного уранового ряда, Бкּч/м³.

Рассчитаем годовую эффективную дозу горняка, проработавшего в течение полного рабочего года (1584 ч) в условиях, когда средняя ВСЭ на рабочем месте соответствовала нормативу по НРБ-76/87 (3,8ּ10⁴МэВ/л = 6,1 мкДж/м³= 1110 Бк/м³), а мощность дозы внешнегоv-излучения и среднегодовая концентрация долгоживущих радионуклидов составляли 20% норматива (соответственно 8ּ10^-3мГр/ч и 0,074 Бк/м³).

В соответствии с (1.25):

Е= 1584(0,72ּ8ּ10^-3+l,1ּ10^-5ּ1110 + 3ּ10²ּ0,074) = 32мЗв/год,

причем бóльшую часть этой дозы (1 мЗв/год) создают дочерние продукты радона.