Способ оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции Российский патент 2024 года по МПК G01T1/161 

1. Область техники, к которой относится изобретение

Способ оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, относится к области исследования характеристик радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм человека при ингаляции. Техническим результатом изобретения является обеспечение возможности определения дозы внутреннего облучения человека по результатам оперативной оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм человека при ингаляции.

2. Уровень техники

Мониторинг внутреннего облучения персонала при авариях на радиационно опасных объектах, связанных с выбросом радиоактивного аэрозоля, является сложной задачей в области индивидуальной дозиметрии. В условиях аварийного облучения стандартные методы индивидуальной и групповой дозиметрии не всегда позволяют адекватно оценить уровни воздействия излучения на персонал. Следует отметить, что обеспечение безопасности при функционировании радиационно опасных объектов предполагает подготовку сил реагирования на аварийные ситуации, задачей которых является радиационная разведка, зонирование территорий, осуществление контроля над аварийной установкой или источником, а также выдача соответствующих решений на принятие всесторонних мер по ликвидации последствий подобных аварий [1]. По опыту произошедших к настоящему времени аварий указанные мероприятия проводились в условиях наличия радиоактивного аэрозоля в воздухе. Так, например, по состоянию на 6 мая 1986 г. с 4 реактора Чернобыльской АЭС было выброшено 50 МКи радиоактивных продуктов, значительная часть которых выпадала из атмосферы на подстилающую поверхность в окрестностях станции. На первом этапе большая часть радиоактивных продуктов была выброшена в виде частиц ядерного топлива и конструкционных материалов [2]. В 2011 году в результате сильнейшего в истории Японии землетрясения и последующего за ним цунами произошла авария на АЭС Фукусима-1. В окружающую среду попали в основном летучие радиоактивные элементы, такие как изотопы йода и цезия, объем выброса которых составил до 20% от выбросов при Чернобыльской аварии. Еще одной из самых крупных является авария, произошедшая 10 августа 1985 года на судоремонтном заводе в бухте Чажма. При ремонте и перезарядке атомной подводной лодки возникла неконтролируемая цепная реакция в активной зоне реактора с выбросом радиоактивных веществ в атмосферу. Высота подъема факела, возникшего в результате пожара, достигала 50 м, а длительность выхода продуктов деления - 15 мин [3].

Задачи по оценке нанесенного ущерба, выполнение мероприятий по ликвидации последствий аварии в условиях загрязнения воздуха радиоактивным аэрозолем нанесут невосполнимый вред здоровью персонала. В этой связи оценка активности попавшего внутрь организма аэрозоля является актуальной и направлена на сохранение жизни и здоровья ликвидаторов путем своевременного проведения мероприятий по сокращению времени пребывания в зоне загрязнения и медикаментозного лечения.

Из области техники известен способ контроля радиоактивного облучения с помощью индивидуальных дозиметров ионизирующего излучения, включая, например дозиметр ДКГ-РМ1203-М [4], предназначенный для измерения дозы гамма-излучения. Указанный дозиметр закрепляют на обмундировании перед планируемым облучением, записывают время начала работ и дозу, указанную на цифровом табло. После проведения работ полученную дозу за время нахождения под воздействием ионизирующего излучения определяют путем вычисления разности величин доз после и до работы.

Основным недостатком указанного способа дозиметрического контроля является то, что дозиметр измеряет величину дозы внешнего облучения в месте его закрепления на обмундировании и только по гамма-излучению. При этом определить активность радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь человека, по определенным значениям дозы внешнего облучения невозможно.

С целью контроля внутреннего облучения существуют различные методы и средства, которые выбираются в зависимости от типа производства, и которые могут быть приняты за аналоги. Для реакторного производства и АЭС применяются обычные гамма-спектрометры. Для уранового производства достаточным является использование радиометрических и спектрометрических методов измерений активности урана в моче, но возможно также применение гамма-спектрометров с достаточной чувствительностью измерения урана-235 в легких. Для плутониевого производства оптимальным является комбинированное использование наиболее чувствительных методов и средств измерений радионуклидов в продуктах выведения, например, основанных на альфа-спектрометрии биопроб и измерениях америция-241 в легких и печени человека с использованием гамма-спектрометров, обладающих необходимой чувствительностью [5].

Указанные методы достаточно трудоемки, требуют дорогостоящего оборудования, высококвалифицированного персонала и много времени для подготовки проб и анализа большого объема информации.

Также из области техники известен способ дозиметрического контроля внутреннего облучения с помощью перорального термолюминесцентного дозиметра для условий аварийного облучения [6]. Дозиметр помещается в тело человека путем проглатывания. Он состоит из двух кристаллов: ⁶LiF и ⁷LiF, помещенных в пластмассовую капсулу, размером 0,8×1,5 см. После окончания работ в условиях аварийного облучения дозиметр извлекается из тела естественным путем, после чего осуществляется считывание показаний на специальном оборудовании.

Основным недостатком способа-аналога является низкая эффективность регистрация альфа- и бета- радионуклидных источников, которые представляют наибольшую опасность для здоровья при попадании внутрь организма. Вместе с тем значимым недостатком является также высокая сложность эксплуатации подобных дозиметрических систем.

Известен способ контроля радиоактивного загрязнения воздуха путем измерения объемной активности аэрозоля. Измерение основывается на осаждении альфа- и бета- активных аэрозолей на фильтре с последующим определением их объемной активности. Примерами аэрозольных радиометров являются: РВ-4А, РАА-10, УДА-1 [7]-[9].

Указанный аналог выбран в качестве прототипа, так как обладает наибольшим сходством с предлагаемым техническим решением, поскольку ему присуща совокупность признаков, наиболее близкая к совокупности существенных признаков настоящего изобретения.

Основной недостаток способа контроля радиоактивного загрязнения воздуха с помощью аэрозольных радиометров заключается в том, что осуществляется измерение объемной активности в воздухе, а пересчет на активность аэрозоля, попавшего внутрь организма, потребует дополнительных расчетов. При этом время и место измерений по опыту ликвидации последствий аварий могут не совпадать, что обуславливает значительный вклад в погрешность определения активности аэрозоля, попавшего внутрь организма. Также недостатком является сложность эксплуатации дорогостоящего оборудования и большой расход вспомогательных средств, например, фильтров. Кроме того, большая часть аэрозольных радиометров, обладающих высокой точностью измерений, являются стационарным оборудованием, например аэрозольный радиометр УДА-1, перемещение которых в полевых условиях невозможно.

Существенным недостатком рассмотренных подходов является необходимость проведения измерений в период нахождения человека в облаке радиоактивного аэрозоля. Вместе с тем выброс аэрозоля и прохождение радиоактивного облака может происходить в течение короткого времени. Поскольку такие события как авария, диверсионно-террористический акт события, носящие вероятностный характер, то следует ожидать, что люди, подвергшиеся облучению не будут иметь специальных дозиметров, а воздух в месте их пребывания не будет контролироваться с целью определения содержания радиоактивного аэрозоля.

Решаемая техническая проблема состоит в необходимости обеспечения оперативной оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции для определения дозы внутреннего облучения человека.

Техническая проблема решена путем расчета активности радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь организма, на основе результатов измерения поверхностной активности загрязнения местности после оседания радиоактивного аэрозоля, размера и плотности частиц, вязкости воздуха в зависимости от температуры, минутного объема дыхания и доли оседания частиц в дыхательных путях человека.

3. Раскрытие сущности изобретения

Сущность изобретения заключается в том, что способ оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, включает расчет активности радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь организма, на основе результатов измерения поверхностной активности загрязнения местности после оседания радиоактивного аэрозоля, размера и плотности частиц, вязкости воздуха в зависимости от температуры, минутного объема дыхания и доли оседания частиц в дыхательных путях человека.

При прохождении облака радиоактивного аэрозоля в случае, если аэрозольные частицы имеют достаточно большой размер и приземный слой атмосферы находится в нейтральном или слабо возмущенном состоянии, то можно утверждать, что седиментация частиц на подстилающую поверхность происходит преимущественно за счет гравитационного осаждения.

Выседание аэрозоля из малого объема зараженного воздуха, находящегося вблизи поверхности, отражается схемой, представленной на фигуре 1.

Геометрические размеры рассматриваемых объемов выбраны таким образом, что время переноса частиц в горизонтальном направлении совпадает со временем их падения до подстилающей поверхности. В частности, аэрозольная частица, находящаяся в точке А, под действием ветра за время Δt, с, перемещается со скоростью U, м/с, на расстояние Δх

Одновременно за тот же промежуток времени частица уменьшает высоту на величину Δz с установившейся скоростью гравитационного осаждения, равной V_g

В целом все частицы, находящиеся в объеме ABB'A'CDD'С', за время Δt выпадают на участок подстилающей поверхности А'С'D'B'.

Общая активность аэрозоля ΔQ, выпавшего на рассматриваемый участок в интервале времени [t,t+Δt], составит

где C(x,y,z,t) - концентрация аэрозоля в воздухе в окрестностях точки с координатой (х,у,z) в момент времени t, Бк/м³;

ΔV - объем воздуха, из которого произошла седиментация аэрозоля на рассматриваемый участок, м³.

Проведем преобразование выражения (3):

где ΔS - площадь участка, на который произошло выпадение аэрозоля из объема ΔV, м².

Полученное соотношение позволяет записать выражение для приращения плотности загрязнения Δр, Бк/м² для i-ого вида ионизирующего излучения в рассматриваемой точке за интервал времени [t,t-Δt]

Поскольку рассматриваемый процесс является непрерывным во времени, то возможно рассматривать бесконечно малые промежутки времени. Это позволяет в свою очередь провести интегрирование выражения для приращения плотности загрязнения за весь период прохождения облака над рассматриваемой точкой и формирования загрязнения. Получаемое выражение для плотности загрязнения местности для i-ого вида ионизирующего излучения имеет следующий общий вид

где t_н, t_к - моменты начала и окончания формирования загрязнения в точке с координатами (х,у), с.

Пользуясь теоремой о среднем значении, полученное выражение можно переписать следующим образом

где - среднее значение приземной концентрации радиоактивного аэрозоля за время формирования загрязнения местности в точке (х,у), Бк/м³.

Активность радионуклидов, поступивших в организм человека ингаляционным путем, зависит от интенсивности дыхания и доли частиц, осевших на слизистых оболочках человека, следующим образом

где V_dx - минутный объем дыхания, м³/с;

g_oc - доля аэрозольных частиц g_oc, осевших на слизистых оболочках человека, отн. ед.

В том случае, если человек находится на траектории перемещения радиоактивного аэрозольного облака, то время его пребывания составит величину равную (t_к - t_н). Поскольку средняя концентрация радионуклидов в воздухе за это время имела величину то выражение (8) с учетом (7) можно переписать следующим образом

Скорость осаждения частиц V_g определяют по формуле Стокса следующим образом [10]

где r - средний радиус частиц, м;

ρ - средняя плотность частиц, кг/м³;

η - динамическая вязкость воздуха, кг/м⋅с;

g - ускорение свободного падения, равное 9,8 м/с².

Таким образом, выражение (9) принимает следующий вид

Из выражения (11) следует, что активность радионуклидов, поступивших в организм человека ингаляционным путем, можно оценить на основе измерения плотности загрязнения местности на траектории перемещения облака радиоактивного аэрозоля. В качестве дополнительных параметров, которые следует определять, выступают такие характеристики, как размер частиц аэрозоля и плотность вещества, из которого они состоят, а также вязкость воздуха. Данные сведения необходимы, так как позволяют более точно определять как скорость гравитационного осаждения частиц, так и долю их оседания в дыхательных путях человека.

Измерения плотности загрязнения местности возможно проводить с помощью радиометрических технических средств, например ИМД-12 [11] из состава автомобильной радиометрической и химической лаборатории АЛ-4 и радиометра РКС-02С1 [12] из состава лабораторного полевого комплекса КЛП-1O. Помимо указанных радиометров возможно определение поверхностного радиоактивного загрязнения местности с помощью измерителей мощности дозы, например МКС-07Н [13], с функцией измерения плотности потока альфа- и бета- частиц путем умножения на коэффициент, учитывающий геометрический фактор блока детектирования. Как правило, коэффициент равен 2. Следует отметить, что измерения плотности загрязнения местности по всем видам ионизирующих излучений проводятся отдельно.

Размер частиц возможно оценить с помощью известного способа радиографии, заключающегося в действии радиоактивного излучения на фотографическую пластинку [14]. Для этого достаточно приложить клейкую ленту, например скотч, к подстилающей поверхности с целью отбора пробы аэрозоля, после чего приложить эту ленту к фотопластинке и проявить ее после экспозиции. С помощью микроскопа по степени почернения изображения можно определить размер частиц и тип их излучения. Частицы, характеризующиеся альфа-излучением будут давать сильную засветку пластинки с меньшим диаметром, ввиду малого пробега альфа-частиц в материале, а от бета-частиц пятно будет большего диаметра и меньшей контрастности. Следует отметить, что никакими обычными способами радиоактивных измерений невозможно обнаружить такие детали распределения радионуклидов в веществе частиц. Вместе с тем в настоящее время изготавливают эмульсии, особенно чувствительные к альфа- и бета-излучениям, которые позволяют во много раз уменьшать время экспозиции.

Одновременно с определением размеров частиц целесообразно определить спектральный состав аэрозоля путем отбора проб и применения спектрометра для дальнейшей оценки его средней плотности. Кроме этого, с помощью спектрометрического анализа необходимо определение активностей радионуклидов, входящих в состав пробы, с целью последующего расчета доз внутреннего облучения людей по нуклидам, попавших в организм.

После определения размера частиц возможно оценить долю их оседания в дыхательных путях человека по формуле

где b - коэффициент, зависящий от среднего диаметра частиц.

Коэффициент b в зависимости от размера частиц приведен в таблице 1 [15].

Следует отметить, что газо-аэрозольная смесь, образованная в результате аварий на атомных реакторах, характеризуется малыми размерами радиоактивных частиц в отличие от ядерных взрывов, причем средний размер частиц составляет величину порядка 2 мкм [16]. Средний же размер радиоактивных частиц при ядерном взрыве имеет величину от нескольких десятков до нескольких сотен мкм. Мелкодисперсный аэрозоль представляет наибольшую опасность для человека, так как частицы либо оседают в альвеолах легких (врастают в стенки), либо абсорбируются кровью, вызывая на микронных уровнях дозовые нагрузки, равные тысячам рад. Частицы более 5 мкм в основном задерживаются в верхних дыхательных путях, поэтому легко удаляются из организма человека с носовой слизью при дыхании, либо чихании [17].

Среднюю плотность частиц определяют исходя из состава аэрозольной смеси. В свою очередь состав устанавливают аналитическим способом и с помощью результатов спектрометрического анализа. Так, например, при аварии на Чернобыльской АЭС из всех выброшенных из активной зоны материалов основной вклад в суммарную активность внесли йод-131 (4,93⋅10⁶ г/м³), цезий-137 (3,9⋅10⁶ г/м³), стронций-90 (4,8⋅10⁶ г/м³), плутоний-239, 240 (17,88⋅10⁶ г/м³), а также материалы, находящиеся в реакторе, графит (2,15⋅10⁶ г/м³), теплопоглощающие и фильтрующие материалы: бор (2,34⋅10⁶ г/м³), свинец (11,35⋅10⁶ г/м³), песок (1,5⋅10⁶ г/м³), глина (2⋅10⁶ г/м³) и доломит (2,9⋅10⁶ г/м³) [16]. По расчетам средняя плотность указанных веществ и материалов составила 5,38 10⁶ г/м³.

Средний объем вдыхаемого воздуха в единицу времени V_dx является известной величиной и определяется в зависимости от нагрузки, веса человека, а также степени его тренированности. В соответствии с методическими рекомендациями [18] минутный объем дыхания при общей физической нагрузке в течение 1-2 часов составляет 40 л, в течение 3-4 часов - 30 л, 5-6 часов - 24 л, 7-8 часов - 18 л. Минутный объем дыхания дан для людей весом 70 кг. Для приведения полученных данных к этой величине их надо разделить на нужный вес и умножить на 70. Вместе с тем, у здорового взрослого человека при интенсивной мышечной работе объем вдыхаемого воздуха может составить 120 л/мин, у тренированных спортсменов воздухообмен в легких может достичь 150 л/мин и выше. В покое средний минутный объем дыхания составляет 8,5 л, у спортсменов 11 л [19].

Вязкость воздуха является известной величиной и устанавливается в зависимости от температуры [20]. При температуре 20°С вязкость воздуха составляет 1,808⋅10^-2 г/м⋅с.

При аварии на Чернобыльской АЭС наблюдалось радиоактивное загрязнение местности цезием-137, равное 40 Ки/км² (148⋅10⁴ Бк/м²), стронцием-90 3 Ки/км² (11,1⋅10⁴ Бк/м²) и плутонием-239, -240, равное 0,1 Ки/км² (0,37⋅10⁴ Бк/м²) [21]. Если учесть, что объем вдыхаемого воздуха ликвидаторов составлял 40 л/мин (6,66⋅10^-4 м³/с), средний размер частиц 2 мкм, то активность радиоактивного цезия-137, поступившего в организм при ингаляции, составила 92,9⋅10⁴ Бк (25,1 мкКи), стронция-90 - 5,66⋅10⁴ Бк (1,53 мкКи), плутония-239, -240 -500 Бк (1,35⋅10^-2 мкКи).

Дозу внутреннего облучения радионуклидом j за время t можно рассчитать по формуле [22]

где

Т_эф - эффективный период полувыведения нуклида из организма, сут.;

Т_б - период полувыведения, сут.;

T_1/2 - период полураспада, сут.;

А_ингj - активность j-ого радионуклида, попавшего в организм, мкКи;

ƒ - доля нуклида, попавшая в рассматриваемый орган, от общего количества в организме, отн. ед.;

m - масса тела человека, критического органа или ткани, г;

Е_эф - эффективная энергия, передаваемая органу тела в каждом акте распада радиоактивного нуклида с учетом биологической эффективности излучения, МэВ/расп.

В случае если время облучения t во много раз меньше эффективного периода полувыведения Т_эф, то выражение (13) упрощается и принимает вид

Эффективный период полувыведения цезия-137 составляет 69,5 суток, при этом общая доза внутреннего облучения цезием-137 активностью 25,1 мкКи (до полного выведения нуклида из организма) во всем теле человека весом 70 кг составит 12,5 Гр. Эффективной период полувыведения Т_эф стронция-90 составляет 17,5 лет, а плутония-239, -240 - 176,8 лет. Такие значения связаны с тем, что стронций-90 и плутоний-239, -240 концентрируются в костях и практически не выводятся из организма. В свою очередь, цезий-137 при попадании в организм быстро всасывается и равномерно распределяется по органам и тканям и выводится в основном через почки с мочой [23].

Таким образом, поглощенная доза внутреннего облучения во всем теле за 30 суток для цезия-137 с указанной выше активностью составит 3,1 Гр, стронция-90 - 0,42 Гр, плутония-239, -240 - 0,18 Гр.

Справочно.

Эффективная энергия, передаваемая всему телу человека в каждом акте распада радиоактивного нуклида Е_эф для цезия-137, составляет 0,59 МэВ/расп., стронция-90 - 1,1 МэВ/расп., плутония-239, -240 - 53 МэВ/расп.

Доля нуклида, попавшая в организм человека, ƒ для цезия-137 составляет 1, стронция-90 - 0,99, плутония-239, -240- 1.

Предлагаемое техническое решение позволяет оперативно проводить оценку активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, с учетом вида ионизирующего излучения, что приведет к значительному сокращению дозовых нагрузок внутреннего облучения персонала, участвующего в ликвидации последствий аварии, за счет выполнения мероприятий по контролю времени пребывания людей на загрязненной территории, а также дает возможность достоверного прогнозирования степени лучевой болезни и выбора дальнейшей тактики ведения лечения.

Таким образом, совокупность существенных признаков является необходимой и достаточной для достижения технического результата -обеспечение возможности определения дозы внутреннего облучения человека по результатам оперативной оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм человека при ингаляции.

4 Краткое описание графических материалов

Сущность изобретения поясняется фигурой, на которых изображена схема выседания аэрозольных частиц.

На фигуре использованы следующие обозначения:

ABB'A'CDD'C' - рассматриваемый объем, внутри которого происходит выпадение аэрозольных частиц на подстилающую поверхность;

А'С'D'B' - участок подстилающей поверхности, на который выпадают аэрозольные частицы;

- горизонтальная скорость перемещения аэрозольных частиц под действием ветра;

Δх - высота рассматриваемого объема, равная горизонтальной составляющей траектории перемещения аэрозольных частиц за время Δt;

Δz - длина рассматриваемого объема, равная вертикальной составляющей траектории перемещения аэрозольных частиц за время Δt;

Δy - ширина рассматриваемого объема рассматриваемого потока аэрозольных частиц, внутри которого происходит выпадение аэрозольных частиц на подстилающую поверхность.

5 Осуществление изобретения

Для осуществления способа оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, с помощью радиометрических технических средств проводят измерение поверхностного радиоактивного загрязнения местности р(х,у)_i в точке с координатами (х, у) по каждому виду ионизирующего излучения после оседания радиоактивного аэрозоля, определяют средний размер частиц r методом радиографии и их среднюю плотность ρ, вязкость воздуха η в зависимости от температуры, минутный объем дыхания V_dx, долю оседания частиц в дыхательных путях человека g_oc и оценивают активность i-ого вида ионизирующего излучения из состава радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь организма, по формуле

Список литературы

1. Комар Д.И., Кожемякин В.А., Быстров Е.В., Коновалов Е.А., Прибылев С.В. Обучение реагированию на радиационные аварийные ситуации с использованием методов и средств моделирования радиоактивного загрязнения местности // Аппаратура и новости радиационных измерений. - 2020. -. №4 (103). - С. 71-75.

2. Бобовникова Ц.И., Махонько К.П., Сиверина А.А., Работнова Ф.А., Гутарева В.П., Волокитин А.А. Физико-химические формы радионуклидов в атмосферных выпадениях после аварии на Чернобыльской АЭС и их трансформация в почве // Атомная энергия. - 1991. - Том 71, вып. 5. - С. 449-454.

3. Сойер В.Н., Горячев В.А. Гуренцов В.И., Макаров В.Г., Сергеев А.Ф. Численные расчеты переноса радионуклидов в атмосфере и морской воде и оценка последствий ядерной аварии в бухте Чажма Японского моря // Метеорология и гидрология - 2001. - Вып. 4. - 16 с.

4. Дозиметр микропроцессорный ДКГ-РМ1203М. Руководство по эксплуатации: ПЛЮС.412113.002 РЭ. - 2006. - 48 с.

5. Молоканов А.А., Кухта Б.А. Развитие системы контроля внутреннего облучения персонала - использование современных технологий // Аппаратура и новости радиационных измерений. - 2018. - Вып. №4 (95). - С. 2-14.

6. Пышкина М.Д., Жуковский М.В., Васильев А.В., Романова М.А. Пероральный термолюминесцентный дозиметр нейтронного излучения для условий аварийного облучения // Аппаратура и новости радиационных измерений. - 2021. - Вып.№2 (105). - С. 65-74.

7. Радиометр РВ-4. Техническое описание и инструкция по эксплуатации ЖШ1.287.083 ТО / СССР. - М.: Внешторгиздат. - 1971.-71 с.

8. Радиометр аэрозолей РАА-10. Руководство по эксплуатации МГФК968620.010РЭ. - М., 2001. - 20 с.

9. Установка для измерений объемной активности радиоактивных аэрозолей УДА-1 АБ. Руководство по эксплуатации ФВКМ.412123.002РЭ. НЛП «Доза» - 52 с.

10. Коузов П.А. Основы анализа дисперсного состава промышленных пылей и измельченных материалов. - 3-е изд. перераб. - Л.: Химия, 1987 - 264 с.

11. Измеритель универсальный ИМД-12. Техническое описание и инструкция по эксплуатации ЖПП.287.958 ТО. 1990. - 57 с.

12. Радиометр РКС-02С1. Руководство по эксплуатации. - 2009. - 179 с.

13. Дозиметр-радиометр МКС-07Н. Руководство по эксплуатации ПНКГ 45.00.00.000 РЭ - 96 с.

14. Бродский А.И. Химия изотопов / Академия наук СССР. Монография. - Издательство Академии наук СССР. - М., 1957. - 597 с.

15. ГОСТ 12.4.119-82. Средства индивидуальной защиты органов дыхания. Метод оценки защитных свойств по аэрозолям - М.: Государственный комитет СССР по стандартам, 1982. - 19 с.

16. Научно-публицистическая монография. «Москва - Чернобылю». Книга 1. Под редакцией Дьяченко А.А. - М.: Воениздат.1998. - 544 с.

17. Горбатенко Ю.А. Аэрозоли и их основные физико-химические свойства. ФГБОУ ВПО «Уральский государственный лесотехнический университет», Екатеринбург, 2014. - 36 с.

18. MP 2189-80. Методические рекомендации. Физиологические нормы напряжения организма при физическом труде. Разработаны в Свердловском научно-исследовательском институте гигиены труда и профзаболеваний. Утверждены Зам. Главного государственного санитарного врача СССР А.И. Заиченко 15 июля 1980 г., №2189-80. - 4 с.

19. Абишева З.С., Асан Г.К., Искакова У.Б., Исмагулова Т.М., Раисов Т.К., Жетписбаева Г.Д., Журунова М.С., Даутова М.Б. Оценка функционального состояния дыхательной системы при физической нагрузке // Международный журнал прикладных и фундаментальных исследований. - 2016. - №1, ч. 4. - С. 503-505.

20. Проектирование проточных частей судовых турбин / Васильев В.К., Васильева Е.В. - Л.: Судостроение, 1966. - 264 с.

21. Израэль Ю.А., Вакуловский С.М., Ветров В.А., Петров В.Н., Ровинский Ф.Я., Стукин Е.Д. Чернобыль: радиоактивное загрязнение природных сред. Монография - Гидрометеоиздат, 1990. - 223 с.

22. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. Изд. 2-е, перераб. и доп. М., Атомиздат, 1977. - 384 с.

23. Журавлев В.Ф. Токсикология радиоактивных веществ. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат. - 1990. - 336 с.

Изобретение относится к области исследования характеристик радиоактивного аэрозоля. Сущность изобретения заключается в том, что способ оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, содержит этапы, на которых осуществляют расчет активности радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь организма, на основе результатов измерения поверхностной активности загрязнения местности после оседания радиоактивного аэрозоля, размера и плотности частиц, вязкости воздуха в зависимости от температуры, минутного объема дыхания и доли оседания частиц в дыхательных путях человека. Технический результат - обеспечение возможности определения дозы внутреннего облучения человека по результатам оперативной оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм человека при ингаляции. 1 ил.

Способ оценки активности радиоактивного аэрозоля, поступившего в организм при ингаляции, заключающийся в определении степени радиоактивного загрязнения местности с помощью радиометрических технических средств, отличающийся тем, что проводят измерение поверхностного радиоактивного загрязнения местности p(x,y)_i в точке с координатами (x, у) по каждому виду ионизирующего излучения после оседания радиоактивного аэрозоля, определяют средний размер частиц r методом радиографии и их среднюю плотность ρ, вязкость воздуха η в зависимости от температуры, минутный объем дыхания V_dx, долю оседания частиц в дыхательных путях человека g_oc и оценивают активность i-го вида ионизирующего излучения из состава радиоактивного аэрозоля, попавшего внутрь организма, по формуле

.