Микрораспределение плутония в легких как основа коррекции дозиметрических моделей тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 03.00.01, кандидат биологических наук Романов, Сергей Анатольевич

• Романов, Сергей Анатольевич
• кандидат биологических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат биологических наук Романов, Сергей Анатольевич

ВВЕДЕНИЕ.

1. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ МЕТАБОЛИЗМА

ПЛУТОНИЯ В ОРГАНИЗМЕ ЧЕЛОВЕКА (Обзор литературы).

1 Л. Пути поступления плутония в организм человека.

1.2. Математическое моделирование метаболизма плутония.

1.2Л. Математическое моделирование респираторного тракта.

1.2.2. Математическое моделирование желудочно-кишечного тракта человека.

1.2.3. Математическое моделирование выведения плутония из организма человека.

1.2.4. Математическое моделирование экстрапульмонального отдела человека.

1.2.5. Адаптация математических моделей МКРЗ для персонала

ПО «Маяк».

1.2.6. Неравномерность распределения плутония в легких.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Микрораспределение плутония в легких как основа коррекции дозиметрических моделей»

Актуальность проблемы. Производство ядерного оружия и развитие атомной энергетики сопровождается распространением радиоактивности в окружающей среде и поступлением радионуклидов в организм человека. Одним из ведущих факторов радиационной опасности для человека являются соединения актинидов. В результате «гонки вооружений» к настоящему времени на планете наработано несколько сотен тонн плутония. Основные его запасы сосредоточены в России и США. При производстве, хранении, переработке и уничтожении ядерных зарядов возможно переоблучение этим высокотоксичным радионуклидом как персонала радиохимических заводов и лабораторий, так и населения, проживающего в зоне наблюдения этих предприятий.

Исследования ученых и специалистов в области радиационной защиты показали, что наибольшую опасность для персонала предприятий атомной промышленности, работающего в контакте с трансурановыми элементами, представляет ингаляционное поступление различных соединений плутония. Эти выводы подтверждают и многолетние клинические наблюдения, и эпидемиологические исследования когорты персонала ПО «Маяк», которые свидетельствуют о высокой бластомогенной эффективности соединений плутония-239 (далее по тексту - плутоний) при ингаляционном его поступлении. Учеными Южно-Уральского института биофизики (ЮУрИБФ) показана возможность возникновения плутониевого пневмосклероза как самостоятельной нозологической формы, а также высокая частота рака легкого у персонала, работавшего с соединениями плутония [10, 19, 77]. Для корректной оценки риска возникновения стохастических и детерминированных эффектов в респираторном тракте человека, а также для разработки стандартов, регламентирующих внутреннее облучение от инкорпорированного плутония, необходима адекватная дозиметрия.

В настоящее время в эпидемиологических исследованиях используется единица дозы, усредненная на всю массу легкого. Эта доза, скорее всего, не подходит для случаев со значительной неравномерностью облучения органа, характерной для инкорпорированного плутония. Так, в экспериментах на животных [4, 9, 13, 29, 49, 72, 73] была четко продемонстрирована неравномерность распределения этого радионуклида в легких, что подтверждается и отдельными данными наблюдений у человека [11,41].

Даже современная математическая модель поведения вещества в дыхательном тракте1, опубликованная в докладе № 66 Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ-66) [54], не предоставляет исчерпывающих рекомендаций для решения вопросов дозиметрии легких при различных сценариях поступления вещества в организм. Необходим улучшенный экспериментальный и теоретический базис для оценки вариабельности дозы и мощности дозы в пространстве и времени на микроскопическом уровне. Такую более совершенную дозиметрию вместе с данными о динамике патологических изменений в легких можно затем использовать для моделирования риска легочных заболеваний, индуцированных плутонием. Поэтому совершенствование модели дыхательного тракта на основе данных, накопленных в ЮУрИБФ, является актуальной научно-практической задачей, которая важна для обеспечения радиационной безопасности персонала предприятий атомной промышленности и энергетики, а также населения, проживающего в зоне наблюдения этих предприятий. В решении этой задачи заинтересованы специалисты Минздрава и Минатома России и мировое сообщество в целом.

Целью диссертации является: совершенствование биокинетической модели дыхательного тракта человека для корректной оценки доз облучения от инкорпорированного плутония.

1 Далее по тексту математическая модель.

Основные задачи, которые решались в диссертации:

• адаптация модели респираторного тракта МКРЗ-66 [54] к результатам посмертных радиометрических исследований образцов органов и тканей персонала ПО «Маяк»;

• изучение количественных закономерностей микрораспределения плутония в легких человека;

• построение математической модели респираторного тракта с учетом неравномерности распределения плутония в легких для корректной оценки доз облучения при ингаляционном поступлении различных соединений радионуклида.

Научная новизна работы состоит в объединении современных знаний в области математического моделирования транспорта и экскреции радионуклидов в организме с накопленными в ЮУрИБФ в период с 1953 по 2002 гг. данными посмертной радиометрии органов и тканей лиц, имевших профессиональный контакт с плутонием. Впервые для верификации математических моделей привлечен такой объем данных секционных исследований у человека. В работе также, впервые в мировой практике, была проведена количественная оценка неравномерности распределения плутония в легких человека с последующим применением этой информации для получения более реалистичных оценок дозы облучения от инкорпорированного плутония.

Научно-практическая значимость. Параметры современных математических моделей в основном получены в эксперименте. Многолетние наблюдения за рабочими основных заводов крупнейшего в стране радиохимического предприятия ПО «Маяк» позволяют уточнить рекомендованные параметры и получить более реалистичные стандарты для целей радиационной защиты персонала. В 1995 году были подготовлены методические рекомендации «Расчет доз облучения легких инкорпорированным плутонием у персонала по содержанию радионуклида в моче при хроническом ингаляционном поступлении». К тому же, в настоящий момент в России сложилась парадоксальная ситуация в вопросе нормирования поступления плутония в организм человека. Дело в том, что апробированные в отечественной атомной промышленности Инструктивно-методические указания "Выявление, учет и медицинское наблюдение за "носителями" плутония" [6] разработаны на базе модели МКРЗ-ЗО [22], а нормы радиационной безопасности (НРБ-99) [18] на основе модели МКРЗ-66 [54]. Проблема сопоставимости оценок доз облучения, полученных с применением различных математических моделей, вызывает серьезную озабоченность у специалистов, обеспечивающих радиационный мониторинг на предприятиях Минатома России. Представленная работа дает научное обоснование путей решения этой проблемы.

На защиту выносятся следующие положения и результаты:

1. Предлагается новая математическая модель для оценки уровня содержания плутония в организме и легких человека и расчета доз облучения органов и тканей от инкорпорированного радионуклида;

2. Предлагается способ количественной оценки неравномерности микрораспределения плутония в легких у человека;

3. Предлагается математическая модель респираторного тракта, учитывающая неравномерность распределения плутония в легких, для корректной оценки доз облучения от инкорпорированного радионуклида.

Заключение диссертации по теме «Радиобиология», Романов, Сергей Анатольевич

6.3. Выводы

1. Получены параметры модели ЮУрИБФ в результате адаптации модели респираторного тракта МКРЗ-66 [54] к результатам посмертных радиохимических исследований образцов органов и тканей персонала ПО «Маяк», что дало возможность учесть «раннюю фазу» механического клиренса вещества из легких. В отдаленные сроки после начала профессионального контакта с плутонием оценки поглощенных доз облучения легких, рассчитанных по предложенной автором модели, на 30-40% выше, чем предсказывает модель ИМУ-88, которая используется в настоящее время для мониторинга внутреннего облучения от инкорпорированного плутония для персонала ПО «Маяк». В первые 100 дней после начала профессионального поступления поглощенная доза облучения легких, рассчитанная по модели ЮУрИБФ, превышает на порядок величины аналогичную оценку ИМУ-88 для рабочих, контактировавших с нитратом плутония, и в 5 раз для персонала, работавшего с труднорастворимым оксидом плутония.

2. Полученные с использованием модели ЮУрИБФ поглощенные дозы облучения легких внедрены в практику клинических и эпидемиологических исследований когорты персонала ПО «Маяк»;

3. Проведена количественная оценка микрораспределения плутония в легких у 24 бывших работников ПО «Маяк», контактировавших с различными соединениями радионуклида. Показано, что концентрация

105 плутония в очагах склероза в паренхиме на порядок выше, чем в неизмененных структурах этого отдела. Впервые у человека продемонстрирована значительная неравномерность распределения радионуклида по различным анатомическим структурам легкого. Кроме того, впервые оценена доля плутония в легких, связанная с компартментом «зафиксированные материалы»;

4. Получены параметры модели 1МРЭ08, учитывающие неравномерность распределения вещества в легких. Предложено при расчете поглощенной дозы исключать активность частиц плутония, относящихся к компартменту «зафиксированные материалы». Согласно модели 1МРБ08 соединения нитрата плутония абсорбируются из легких в кровь значительно медленнее, чем предсказывают принятые в настоящее время модели легочного клиренса. Это приводит к тому, что для этих соединений плутония при условии одинакового ингаляционного поступления поглощенная доза облучения легких увеличивается примерно в два раза по сравнению с оценками по модели ЮУрИБФ. При условии же одинакового отложения в системе для всех соединений плутония поглощенная доза облучения легких в два-три раза выше соответствующих оценок по модели ЮУрИБФ.

1.3. Заключение

Анализ литературных данных показывает, что наибольшую опасность для здоровья персонала, занятого переработкой ядерного горючего, представляет ингаляционное поступление плутония.

Математические модели транспорта и экскреции вещества в организме человека разрабатываются многие годы. В настоящее время с развитием компьютерных технологий идет процесс создания более физиологически обоснованных моделей. Разрабатываются новые модели ЖКТ и метаболизма радионуклидов в экстрапульмональном отделе [53, 64]. Важным шагом в развитии внутренней дозиметрии стало опубликование вторым Комитетом

МКРЗ модели респираторного тракта, где были обобщены все имеющиеся данные о морфологии, физиологии и дозиметрии респираторного тракта, полученные как для человека, так и в эксперименте [54]. Вместе с тем, необходимо отметить, что параметры моделей для отдельных радионуклидов обоснованы недостаточно. Это касается, в первую очередь, параметров модели абсорбции плутония в кровь, поэтому для корректной дозиметрии нужны дальнейшие исследования в этом направлении.

Общеизвестно, что основные параметры и закономерности моделей МКРЗ были получены в эксперименте с животными, что значительно увеличивает неопределенность при последующей экстраполяции на человека. Поэтому актуальной задачей радиобиологии является вовлечение всей доступной информации о метаболизме плутония в организме человека в процесс обоснования и верификации разработанных математических моделей.

Все модели респираторного тракта, рассмотренные выше, не учитывают неравномерность распределения плутония в легких, что может привести к значительной неопределенности при расчете поглощенной дозы на легкие.

Таким образом, современное состояние внутренней дозиметрии плутония вследствие недостаточной изученности процессов обмена плутония в организме человека не в полной мере отвечает требованиям служб, ответственных за радиационную безопасность. Совершенствование дозиметрии плутония, поступившего в организм человека в различных физико-химических формах, связано с усовершенствованием математических моделей транспорта и экскреции вещества в организме.

Диссертация посвящена: • совершенствованию математической модели дыхательного тракта человека на основе информации, накопленной в результате многолетней научно-практической деятельности биофизической лаборатории Южно

43

Уральского института биофизики по обследованию работников первого в России радиохимического предприятия;

• количественной оценке неравномерности распределения плутония в легких на основе исследований, проведенных в лаборатории микродозиметрии ЮУрИБФ, и с привлечением литературных данных;

• обоснованию параметров абсорбции плутония из легких в жидкости тела и усовершенствованию математической модели транспорта и экскреции плутония в организме человека. Это даст возможность оценивать в динамике накопление радионуклида в организме, рассчитывать дозы облучения дыхательного тракта при хроническом ингаляционном поступлении и позволит создать более реалистичные биокинетические модели для целей установления стандартов радиационной защиты.

2. МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДЫ

В диссертации использованы собственные данные анализа информации, накопленной в БФЛ ЮУрИБФ, и результаты морфометрических исследований, которые были выполнены под руководством автора в лаборатории микродозиметрии ЮУрИБФ. Основным источником биологического материала для изучения микрораспределения плутония в легких является Радиобиологическое хранилище тканей человека ЮУрИБФ. Усовершенствование математических моделей основано на результатах радиохимического анализа органов и тканей, взятых при аутопсии бывших работников ПО «Маяк».

2.1. Программа «Аутопсия»

Распределение радионуклида в организме изучали на основании данных радиохимического анализа содержания плутония в 10-25 образцах различных органов и тканей, отобранных при вскрытии 1206 умерших работников ПО «Маяк». Образцы исследовались, в основном, методом анионообменной хроматографии, подробно описанным в работе Сусловой К.Г. с соавторами [75]. Начиная с середины 90-х годов применялись также более чувствительные методы альфа-спектрометрии с добавлением в пробу радиоактивной метки Ри-242, анионообменным разделением Ри и Аш на аналитической смоле Bio-Rad и осаждением активности на металлические диски электролитическим методом.

Для целей настоящего исследования автором была выбрана когорта из 543 бывших работников радиохимического и плутониевого заводов предприятия. Критериями для включения в разработку были содержание плутония в организме не менее 0.74 кБк и наличие в каждом случае данных радиохимического анализа образцов легкого, легочных лимфоузлов, скелета и печени.

В выборку включены 402 мужчины (74%) и 141 женщина (26%), причем на радиохимическом заводе работали 283 человека (52%), а на плутониевом — 260 человек (48%). Подавляющее большинство работников были наняты на ПО «Маяк» в относительно молодом возрасте (до 30 лет) и начало их трудовой деятельности совпало с периодом становления атомной промышленности в нашей стране. В условиях «гонки вооружений», ввиду недостатка научных знаний и нехватки практического опыта, в этот период произошло массовое переоблучение персонала. Содержание плутония в организме у лиц из выбранной когорты варьировало от 0.74 кБк до 296.6 кБк. Относительное содержание вещества в легких изменялось в диапазоне от 0.13% до 84.59%, а в легочных лимфоузлах — от 0.068% до 54%. Наблюдается четкая зависимость увеличения относительного содержания плутония в легком при переходе от участка растворения ТВЭЛов в азотной кислоте на радиохимическом заводе до участка механической обработки слитков плутония на плутониевом заводе. Это позволило подразделить когорту на 3 группы по показателю транспортабельности [35].

В первую группу были включены 261 работник радиохимического завода, которые преимущественно контактировали с нитратом плутония, в третью группу вошли 59 сотрудников плутониевого завода, работавшие в основном с труднорастворимым диоксидом плутония. В промежуточную вторую группу вошли 223 работника обоих заводов, которые подвергались воздействию как нитратов, так и оксидов плутония.

На каждого человека из выбранной когорты была собрана подробная информация об истории профессионального облучения, которая включала в себя даты начала и окончания работы на производственном участке, переходы с одного участка на другой и специальность. Эти сведения в совокупности с данными службы радиационной безопасности предприятия о дозах внешнего облучения, данными биофизического обследования по определению уровней содержания плутония в экскретах и результатами медицинского наблюдения за выбранным контингентом в условиях клиники предоставляют уникальную возможность для создания и совершенствования биокинетических моделей транспорта и экскреции плутония у человека.

2.2. Математическое и программное обеспечение

Биокинетические модели метаболизма вещества подробно представлены в обзоре литературы. С точки зрения математики эти модели описываются системой линейных дифференциальных уравнений. Методы решения подобных систем тщательно изучены еще в прошлом веке и с развитием вычислительной техники стали общедоступными для исследователей. В данной работе был выбран так называемый матричный метод [40], адаптированный для целей радиационной защиты в работе А.Бирчала (A.Birchall) и Э.Джеймса (Ajames) [39]. Суть этого метода состоит в том, что биокинетическая модель описывается матричным дифференциальным уравнением: где X - вектор-столбец размерностью Р4х1], в котором х^) - количество атомов вещества в компартменте I в момент времени V, N - количество компартментов в биокинетической модели; I - переменная времени;

А] - матрица размерностью рЧхЫ], которая описывает коэффициенты перехода вещества из одного компартмента в другой с учетом постоянной радиоактивного распада радионуклида. Решение дифференциального уравнения представлено в виде функции: где х;(0) - количество атомов вещества в компартменте i в начальный момент

7)

8) времени.

Трудность для восприятия представляет функция экспоненты от матрицы, но если разложить ее в ряд Тейлора (уравнение (9)), то все становится очевидным: е1*) = [Е]+[А] + 1[АР+1[АР+., (9) где [Е] - единичная матрица размерностью [ЫхЫ].

Количество ядерных превращений в компартменте 1 в момент времени ^ и^), рассчитывается по формуле: и,(1) = ЧА]-Че[4,1-[ЕЬ(0), (Ю) где X - постоянная радиоактивного распада;

А]"1 - матрица, обратная матрице [А].

Зная функцию х,(1;), можно легко рассчитать активность радионуклида в каждом компартменте, а значения функции и1(1) позволяют рассчитать дозу облучения органа в любой момент времени.

В данном исследовании необходимо было найти параметры биокинетических моделей, которые наилучшим образом описывали бы накопленные фактические данные. С точки зрения математики эта задача представляет собой проблему поиска минимума функции и решается методами «нелинейного программирования». Для целей настоящего исследования был выбран метод поиска минимума без учета производных функции, предложенный еще в 1964 году Д.Нелдером (Т№1с1ег) и Р.Мидом (К.Меаё), или так называемый «метод деформируемого многогранника» [30, 68]. Основная трудность в математической обработке результатов заключалась в том, что в исследовании предстояло найти минимум функции, где сама функция является решением системы линейных дифференциальных уравнений.

В ходе работы над диссертацией автор разработал и реализовал комплекс компьютерных программ, который позволил справиться с поставленной задачей.

2.3. Радиобиологическое хранилище тканей человека

Основу хранилища составляет архивный тканевой материал, взятый при аутопсии умерших в 60-90-е годы работников основного производства ПО «Маяк». Архивный тканевой материал представлен образцами мягких и костных тканей, которые хранятся в индивидуальных 12-литровых контейнерах из пищевого полиэтилена, наполненных 10%-ным нейтральным буферным формалином, а в случае декальцинированных образцов кости - в этаноле. Уникальность образцов этого материала обусловлена тем, что большинство доноров тканей работали в период пуска и становления первого в стране предприятия атомной промышленности, когда в результате нарушения технологических коммуникаций и неполадок оборудования часть персонала подверглась значительному внешнему и/или внутреннему облучению, преимущественно за счет инкорпорированного плутония. При сборе тканевого материала предпочтение отдавалось случаям с высокими уровнями содержания плутония в организме и внешнего у-облучения [17].

Работа по инвентаризации образцов тканей, хранившихся в течение длительного времени в формалине, включала их идентификацию, взвешивание и маркировку, после чего образцы каждого донора-регистранта Хранилища помещались для дальнейшего хранения. В экспериментальных исследованиях ученых патоморфологической лаборатории ЮУрИБФ было показано, что не происходит вымывания плутония из тканей, длительное время хранящихся в формалине.

В ходе инвентаризации формалин-фиксированных тканей и гистопрепаратов была проведена всесторонняя проверка сохранности тканей, показавшая пригодность материала для патоморфологических разработок. Кроме того, в ходе инвентаризации для каждого донора аутопсийных тканей были собраны детальные медицинские сведения, данные о профессиональном маршруте, уровнях радиационного воздействия и вредных факторах нерадиационной природы (курение, алкоголь, химические вещества и др.). В большинстве случаев известно посмертное содержание плутония в организме и органах основного депонирования, включая легкие, полученное на основании результатов радиохимического анализа.

На 1 октября 2002 г. проинвентаризирован тканевой материал 700 доноров-регистрантов Хранилища. Образцы легкого, хранящиеся в формалине, имеются для 579 случаев (82.7%).

Доноры представлены 603 мужчинами (86%) и 97 женщинами (14%). Большинство из них, 530, работали на плутониевом и радиохимическом заводах (76%), т.е. работали в контакте с плутонием, 16% были работниками реакторного производства, а 8% составляли ремонтно-строительные рабочие, подвергавшиеся радиационному воздействию на указанных заводах в процессе пуско-наладочных и ремонтных работ. Из 700 регистрантов 662 (94.6%) имеют данные индивидуального дозиметрического контроля; значения накопленных доз внешнего у-облучения находились в пределах 0.05-10.0 Гр, при этом в 75% случаев накопленные дозы превышали 1.0 Гр, а значения максимальной годовой дозы - 0.25 Гр. Из регистрантов, работавших в условиях контакта с плутонием, данные о содержании нуклида в организме имеются в 87% случаев; у половины этих регистрантов содержание плутония в организме превышало 1.5 кБк, а в 39 случаях было выше 37.0 кБк.

2.4. Критерии отбора легких для исследования микрораспределения плутония

Основными критериями при отборе легких для последующего анализа являлись: содержание плутония в легких, история курения, пол и возраст, история профессионального облучения, вид и степень тяжести заболеваний легких, объем и состояние образца легкого.

1. Содержание плутония в легких. Автор исходил из предположения, что при содержании плутония в легком, измеренном посмертно, свыше 100 Бк количество детектируемых при помощи авторадиографического метода треков альфа-частиц будет достаточным с точки зрения статистической значимости результатов по микрораспределению (как минимум 100 частиц плутония на каждую экспозицию) при минимальном количестве авторадиограмм и, соответственно, трудозатрат по их анализу. В разработку предполагалось брать легкие в максимально широком диапазоне содержания нуклида в органе начиная с установленного нижнего предела.

2. История курения и пол. Собранные данные показали, что 95% женщин-регистрантов не курили на протяжении всей жизни, тогда как 95% мужчин были курящими. Поэтому было принято решение объединить эти параметры по причине малой вероятности обнаружения подходящих легких от курящих женщин и некурящих мужчин. Хотя у большинства курящих на протяжении всей своей жизни регистрантов был зарегистрирован легочный бронхит, автор считает, что наличие этого заболевания не могло существенно повлиять на изменение объемов анатомических отделов легкого.

3. История профессионального облучения. Учитывалась информация о заводе, участках завода, специальности, периоде профессионального контакта с плутонием, воздействие химических веществ и доза внешнего облучения. Так как растворимость in vitro аэрозолей, содержащих плутоний, на участках производства плутония и его переработки различалась [35], был проведен сравнительный анализ регистрантов, работавших и облучавшихся на различных участках производства.

4. Вид и степень тяжести легочных заболеваний. Известно, что профессиональный плутониевый пневмосклероз и рак легкого являются той патологией, которую можно с уверенностью приписать радиационному облучению от плутония, и которая приводит к значительному изменению архитектуры легкого и может затруднить интерпретацию данных о микрораспределении плутония в органе. Поэтому в разработку были включены регистранты, умершие от ишемической болезни сердца, сосудистых заболеваний головного мозга, несчастных случаев и злокачественных новообразований без метастазов в легкие, а случаи с тяжелой легочной патологией были исключены. 5. Объем и состояние образца легкого. Для отбора с помощью стереологических методов должно иметься в наличии как минимум 65% от исходного объема легких. Большинство формалин-фиксированных легких из Хранилища были пригодны для авторадиографических исследований, что подтвердила гистологическая верификация.

2.5. Характеристика анатомических отделов легкого

Общепринятая характеристика анатомических структур легкого была дополнена двумя отделами интерстициального склероза, так как часто наблюдалось разрастание соединительной ткани, и значимый процент частиц плутония был связан с этими отделами. Первый из них- интерстициальный склероз респираторного отдела- возникает в паренхиме легкого и связан с межальвеолярными перегородками или интерстицием стенок респираторных бронхиол, включая кровеносные сосуды. Второй отдел - интерстициальный склероз бронходисосудистого дерева. Он представляет собой разрастание соединительной ткани, топографически не относящееся к паренхиме легкого. В случае второго отдела ограниченная природа очагов фиброза, их локализация и частое присутствие лимфоцитов указывают на то, что в ряде случаев речь идет о склерозированных внутрилегочных лимфатических узлах. Гистологическая характеристика анатомических отделов легкого приведена в табл. 14.

Список литературы диссертационного исследования кандидат биологических наук Романов, Сергей Анатольевич, 2003 год

1. Аристов В.П. Субмикроскопические изменения аэро-гематического барьера крыс после ингаляции некоторых соединений плутония-239-Дис. канд. биол. наук.-М., 1974-248с.

2. Бойд Дж. Авторадиография в биологии и медицине- М.: Ин. лит-ра, 1957.-357 с.

3. Будущев Э.Б. Отдаленные последствия длительного профессионального радиационного воздействия в условиях плутониевого производства (эпидемиологическое исследование).- Дис. канд. мед. наук. М., 1992-163с.

4. Булдаков Л.А., Любчанский Э.Р., Москалев Ю.И., Нифатов А.П. Проблемы токсикологии плутония М.: Атомиздат, 1969.- 368с.

5. Вейбель Э.Р. Морфометрия легких человека. Пер. с англ.- М.: Медицина, 1970.- 175с.

6. Выявление, учёт и медицинское наблюдение за носителями плутония. Инструктивно-методические указания/ Под ред. Э.Р. Любчанского и В.Ф. Хохрякова. М., 1987,- 101 с.

7. Ильин Л.А., Иванников А.Т., Беляев Н.К. и др. Перкутанное поступление плутония-239 в организм крыс при ожогах кожи азотной кислотой-Гигиена и санитария, 1982, №1, с.26-29.

8. Ильин Л.А., НорецТ.А., ШвыдкоН.С., Иванов Е.В. Радиоактивные вещества и кожа (метаболизм и дезактивация).- М.: Атомиздат, 1972-310с.

9. Кошурникова H.A. Отдаленные последствия вдыхания плутония-239 у человека и животных Дис. докт. мед. наук - М., 1978 - 435с.

10. Кошурникова H.A., КресловВ.В., Болотникова М.Г. и др. Смертность от рака легкого среди персонала ПО «Маяк».- Радиация и риск. Бюллетень Национального радиационно-эпидемиологического регистра, 1995, №5, с.145-150.

11. Кудрявцева Т.И. Исследование закономерностей распределения промышленных соединений плутония в организме человека.- Дис. канд. биол. наук М., 1989.-201с.

12. Любчанский Э.Р. Поведение и характер микрораспределения плутония-239 в организме крыс при хронической ингаляции его растворимых соединений. Радиобиология, 1972, т. 12, № 2, с. 272-278.

13. Любчанский Э.Р., ПоплыкоМ.Г. Микролокализация плутония-239 в структурных элементах межальвеолярных перегородок после ингаляции различных его соединений. Мед.радиология, 1979,№ 9, с.58-63.

14. Москалев Ю.И. Радиобиология инкорпорированных радионуклидов. М.: Энергоатомиздат, 1989. - 264с.

15. Муксинова К.Н., Нета Р., Кириллова E.H. и др. Создание российского радиобиологического хранилища тканей человека- Мед.радиология и радиационная безопасность, 2001, №6, с.98-106.

16. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999-с.32-42.

17. Окладникова Н.Д., Кудрявцева Т.И., Беляева 3.Д. Плутониевый пневмосклероз, итоги многолетнего медицинского наблюдения.-Вопросы радиационной безопасности, 2000, №1, с.42-49.

18. Осанов Д.П. Дозиметрия и радиационная биофизика кожи.- М.: Энергоатомиздат, 1990-232с.

19. Осанов Д.П., Лихтарев И.А., Радзиевский Г.В. Дозиметрия излучений инкорпорированных радиоактивных веществ- М.: Атомиздат, 1970-184с.

20. Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Публикация 30 МКРЗ, часть 1. Пер. с англ. / Под ред. РамзаеваП.В. и Моисеева A.A.-М.: Энергоиздат, 1982 136 с.

21. Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ (Вторая публикация). Пер. с англ.- М.: Госатомиздат, 1961 259 с.

22. Радиационная защита. Рекомендации МКРЗ, публикация № 26. Пер. с англ. под ред. Рамзаева П.В. и Моисеева A.A.- М.: Атомиздат, 1978 87 с.

23. Русньяк И., ФельдиМ., Сабо Д. Физиология и патология лимфообращения- Будапешт: Издательство Академии наук Венгрии, 1957.-856 с.

24. Спурный К., Иех Ч., СедлачекБ., Шторх О. Аэрозоли. Пер. с чешского.-М.: Атомиздат, 1964.-359 с.

25. Суслова К.Г., Хохряков В.Ф., Романов С.А. и др. Результаты исследований в рамках совместного российского американского пилотного проекта.- Вопросы радиационной безопасности, 1997, №1, с.36-46.

26. Суслова К.Г., Хохряков В.Ф., Романов С.А. и др. Результаты исследований по российско-американскому проекту 2.1 «Метаболизм и дозиметрия промышленных соединений плутония»,- Мед .радиология и радиационная безопасность, 2001, №6, с.66-76.

27. Терновский И.А., Ерохин P.A., Кошурникова H.A., Поплыко М.Г. Оценка неравномерности облучения легких при хронической ингаляции цитрата плутония-239. -Радиобиология, 1974, т.14, № 4, с.635. Деп. в ВИНИТИ, № 995-74.

28. Химмельблау Д. Прикладное нелинейное программирование,- М.: Мир, 1975,- 535с.

29. Хохряков В.Ф. Обмен промышленных соединений плутония в организме человека. Моделирование транспорта и разработка косвенной дозиметрии.-Дис. докт. биол. наук.-М., 1984-322с.

30. Хохряков В.Ф., Беляев А.П., Кудрявцева Т.И. и др. Эффективность неотложной ДТПА-терапии при поступлении плутония через кожу. -Мед. радиология и радиационная безопасность, 2001, №5, с.56-60.

31. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Востротин В.В., Романов С.А. Адаптация моделей легочного клиренса МКРЗ-66 к данным о кинетике обмена плутония у персонала «Маяка».- Мед. радиология и радиационная безопасность, 2001, №6, с.76-83.

32. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Романов С.А. Легочный клиренс промышленных соединений плутония у человека в отдаленные сроки после начала ингаляции,- Вопросы радиационной безопасности, 1996, №1, с.28-34.

33. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Цевелева И.А., АладоваЕ.Е. Объективный способ классификации альфа-активных аэрозолей для целей дозиметрии внутреннего облучения Мед. радиология и радиационная безопасность, 1998, №4, с.41-45.

34. ХураА.Й. Пневмологические проблемы. Пер. со словац- Братислава: Издательство Словацкой академии наук, 1965.- 792 с.

35. Человек. Медико-биологические данные. МКРЗ, Публикация 23. Пер. с англ.- М.: Медицина, 1977- 496с.

36. Alpha-emitting particles in lung, NCRP report No. 46,- Bethesda: NCRP, 1975,- 18p.

37. Birchall A., James A.C. A microcomputer algorithm for solving first-order compartmental models involving recycling- Health Phys., 1989, v.56, № 6, p. 857-868.

38. Bronson R. Matrix methods: In introduction London: Academic Press, 1991-528p.

39. Cohen B.S., Eisenbud M., Harley N.H. Measurement of the of a-radioactivity on the mucosal surface of the human bronchial tree Health Phys., 1980, v.39, p.619-632.

40. Dagle G.E., Park J.F., Gilbert E.S., Weller R.E. Risk estimates for lung tumors form inhaled 239Pu(N03)4, 239Pu02 или 238Pu02 in beagle dogs.- Radiat. Prot. Dosim., 1989, v. 26, p.173-176.

41. Deposition and retention models for internal dosimetry of the human respiratory tract (Task Group Lung Dynamics).- Health Phys., 1966, v. 12, No.2, p. 173-207.

42. Dolphin G.W., Eve I.S. Dosimetry of the gastrointestinal tract. Health Phys., 1966, v. 12, p. 163-172.

43. Durbin P.W. Plutonium in man: A new look at the old data. In.: Radiobiology of plutonium. 1972, p.469-530.

44. Eve I.S. A review of the physiology of the gastrointestinal tract in relation to radiation doses from radioactive materials Health Phys., 1966, v. 12, p. 131161.

45. Guilmette R.A., Durbin P.W. Scientific basis for development of biokinetic models for radionuclide-contaminated wounds Radiat. Prot. Dosim. (in print)

46. Gundersen H.J.G., Bentsen T.F, Korbo L. et al. Some new simple and efficient stereological methods and their use in pathological research and diagnosis.-APMIS, 1988, No. 96, p. 379- 394.

47. Fisher D.R. Specific energy distribution for alpha emitters in the dog lungAnn. Occup. Hyg., 1988, v.32, suppl. 1, p. 1095-1104.

48. Henshaw D.L., Fews A.P., Maharaj R., Shepherd L. Autopsy studies of the microdistribution of a-nuclides in lung tissue. Ann. Occup. Hyg., 1988, v.32, No.l, p.1081-1094.

49. Hunt G.J., Leonard D.R.P., Lovett M.B. Transfer of environmental plutonium and americium across the human gut: A second study. Sci. Total Environ., 1990, v.90, p.273-282.

50. International Commission on Radiological Protection. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides, Part 1. ICRP Publication 56. Oxford: Pergamon Press, 1989. - 122p.

51. International Commission on Radiological Protection. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides, Part 2. ICRP Publication 67.- Oxford: Pergamon Press, 1993- 167p.

52. International Commission on Radiological Protection. Human respiratory tract model for radiological protection. ICRP Publication 66.- Oxford: Pergamon Press, 1994,- 482p.

53. Jones S.R. Derivation and validation of a urinary excretion function for Plutonium applicable over tens of years post uptake Radiat. Prot. Dosim., 1985, v.l 1., №.1, p. 19-27.

54. Kathren R. E. The United States Transuranium and Uranium Registries: overview and recent progress. Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, №1-4, p.323-330.

55. Kathren R. E. Toward improved biokinetic models for actinides the United States Transuranium and Uranium Registries, a twenty-five year report-Radiat. Prot. Dosim., 1994, v.53, №1-4, p.219-227.

56. Khokhryakov V.F., Menshikh Z.S., Suslova K.G. et al. Plutonium excretion model for healthy man Radiat. Prot. Dosim., 1994, v.53, №1-4, p.235-239.

57. Khokhryakov V.F., Suslova K.G., Vostrotin V.V. et al. The development of the Plutonium Lung Clearance Model for Exposure Estimation of the Mayak

58. Production Association, Nuclear Plant Workers. Health Phys., 2002, v.82, №4, p.425-432.

59. Langham W.H. Excretion methods. The application of excretion analyses to the determination of body burden of radioactive isotopes Brit. J. Radiol., 1957, Suppl. 7, p.95-114.

60. Leggett R. W. A model of the retention, translocation, and excretion of systemic Plutonium.- Health Phys., 1985, v.49, №6, p. 1115-1137.

61. McInroy J.F., Kathren R.L., Swint M.J. Distribution of plutonium and americium in whole bodies donated to the United States Transuranium and Uranium Registry.- Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, №1-4, p.l 51-158.

62. Metivier H. The work of committee 2 of ICRP on new model for human alimentary tract. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, No. 1-4, p. 273-277.

63. Metabolism of compounds of plutonium and other actinides (ICRP Publication 19).- Oxford: Pergamon Press, 1972,- 59p.

64. Metabolism of plutonium and related elements. ICRP Publication 48 Oxford: Pergamon Press, 1986,- 160p.

65. Nelder J.A., Mead R. A simplex method for function minimization.- Computer J., 1964, v.7, p.308-313.

66. Park I.E., Bair W.J., Busch R.H. Progress in beagle dog studies with transuranium elements at Battelle-Northwest. Health Phys., 1972, v.22, No.6, p.803-810.

67. Radiosensitivity and spatial distribution of dose, ICRP Publication 14. -Oxford: Pergamon Press, 1969.- 118p.

68. Romanov S.A., Vasilenko E.K., Khokhryakov V.F., Jacob P. Studies on the Mayak nuclear workers: dosimetry.- Radiat. Environ. Biophys., 2002, v.41, p.23-28.I

69. Sanders C. L., McDonald K. E., Lauhala E.K. SEM autoradiography: Aggregation of inhaled 239Pu02. Int. J. Radiat. Biol., 1988, v. 54, No. 1, p.115-121.

70. Shyr, L.J., Diel, J.H., Chang, I.Y., Guilmette, R.A. A method for studying the effect of the distribution of inhaled PUO2 particles on dose rate distribution in the beagle dog lung. Radiat. Prot. Dosim., 1991, v.38, No. 1-3, p.229-235.

71. Stather J.W., Harisson J.D., Rodwell P., David A.J. The gastrointestinal absorption of pluSDMiMJShidtamericium in the hamster- Phys. Med. Biol., 1979, v.24, p.396-407.

72. Suslova K.G., Filipy R.E., Khokhryakov Y.F. et al. Comparison of the dosimetry registry of the Mayak Industrial Association and the United States Transuranium and Uranium Registries: A preliminary report. Radiat. Prot. Dosim., 1996, v.67, №1, p.13-22.

73. Suslova K.G., Khokhryakov V.F., Tokarskaya Z.B. et al. Extrapulmonary organ distribution of plutonium in healthy workers exposed by chronic inhalation at the Mayak Production Association- Health Phys., 2002, v.82, No.3, p. 432-444.

74. Tokarskaya Z.B., Okladnikova N.D., Belyaeva Z.D., Droshko E.G. The influence of radiation and nonradiation factors on the lung cancer incidence among the workers of the nuclear enterprise Mayak. Health Phys., 1995, v.69, p.356-366.