Проблеми дозиметрії внутрішнього опромінення людини трансурановими радіонуклідами - Автореферат

КИЇВСЬКИЙ НАЦІОНАЛЬНИЙ УНІВЕРСИТЕТ ІМЕНІ ТАРАСА ШЕВЧЕНКАОфіційні опоненти: доктор біологічних наук Коваль Григорій Миколайович, Український інститут досліджень навколишнього середовища та ресурсів Ради національної безпеки і оборони України, зав. відділом екологічних проблем і міжнародного співробітництва доктор біологічних наук, професор Кутлахмедов Юрій Олексійович, Інститут клітинної біології та генетичної інженерії НАН України, завідувач лабораторії радіоекології відділу біофізики та радіобіології доктор фізико-математичних наук, професор Меленевський Олександр Едуардович, Міжгалузевий науково-технічний центр “Укриття” НАН України, зав. відділом диспергованих матеріалів Захист відбудеться “15 ”квітня 2002 р. о 1400 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 26.001.24 у Київському національному університеті імені Тараса Шевченка за адресою: 03127, Київ-127, проспект академіка Глушкова, 2, корпус 12, біологічний факультет, ауд. З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Київського національного університету імені Тараса Шевченка за адресою: 01033, Київ-33, вул. У повітряному середовищі приміщень “Обєкта “Укриття” експериментально виявлено окрему субмікронну складову аерозолів, котра, як показано в дослідженні, є визначальною у формуванні доз внутрішнього опромінення персоналу за рахунок відкладення в глибоких відділах легенів. Обгрунтовано з радіобіологічних позицій і розроблено необхідний набір параметрів для оперативного розрахунку доз внутрішнього опромінення від інгаляційного надходження в умовах “Обєкта “Укриття”, який включає: концентрацію радіонуклідів у повітрі, радіонуклідну композицію, тип системного надходження аерозолів, розподіл активності аерозолів по аеродинамічному діаметру, ефективність засобів індивідуального захисту органів дихання.У звязку з цим зараз постає нагальна потреба побудови в Україні замкнутого ядерно-технологічного енергетичного циклу, що обовязково спричинить додаткові проблеми контролю радіаційної безпеки на різних стадіях паливного циклу: добування, переробка, збагачення, завантаження, вивантаження, переробка відпрацьованого палива, сортування і захоронення радіоактивних відходів. Серед багатьох проблем створення ядерно-енергетичного циклу до категорії критичних слід віднести і створення власних систем радіаційного захисту, включаючи радіаційний моніторинг радіонуклідів, що неминуче надходять до виробничого і навколишнього середовища на всіх стадіях цього циклу. І тут центральною ланкою постає контроль за поведінкою трансуранових елементів в різних обєктах навколишнього (і виробничого) середовища, а також в організмі людини. Наведені в дисертації результати в основному отримані в рамках нижчезазначених науково-дослідних робіт, що проводилися в Науковому центрі радіаційної медицини АМН України і в НДІ радіаційного захисту АТН України. Мета: Обґрунтувати з радіобіологічних позицій єдину концепцію системи дозиметричного контролю техногенної компоненти довгоіснуючих альфа-випромінюючих трансуранових радіонуклідів на пізньому етапі Чорнобильської аварії і на всіх стадіях виробництва ядерної енергії, розробити і застосувати комплекс розрахункових, радіометричних і дозиметричних засобів та методів необхідних для ефективного функціонування всієї системи.Із-за своєї високої радіотоксичності сучасні (міжнародні і національні) нормативні рівні по надходженню ТУЕ в організм людини встановлено на настільки низькому рівні, що це робить утрудненим його прижиттєве виявлення в організмі людини навіть на рівні, що відповідає допустимій дозі. У той же час плутоній є невідємною частиною ядерного циклу виробництва електроенергії - майже 40% енергії, виробленої тепловим реактором на урановому паливі, виробляється за рахунок поділу ізотопів плутонію, що накопичилися при “спалюванні” урану. До 1999 року очікувалося зростання виробництва енергії до 8?1020 Дж?рік-1, а з врахуванням зменшення приросту населення Землі ця величина повинна була становити менше 5?1020 Дж?рік-1. Навіть при стабілізації споживання енергії на деякому рівні останніх років (скажімо, 5?1020 Дж?рік-1) цих запасів повинно вистачити на 165 років (це вторинні або ж непоновлювані енергетичні ресурси за винятком ядерної енергії).

Основний зміст роботи