Расчетно-измерительный комплекс для персонального мониторинга внутреннего облучения тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.16, доктор технических наук Борисов, Николай Михайлович

• Борисов, Николай Михайлович
• доктор технических наук
• 2006

Оглавление диссертации доктор технических наук Борисов, Николай Михайлович

Введение

Актуальность проблемы.

Цель исследования.

Основные задачи.

Методы исследования.

Научная новизна.

Практическая значимость.

Личный вклад автора.

На защиту выносятся.

Апробация работы.

Структура и объем диссертации.

Глава 1. Обзор литературы

1.1 Пути поступления и биокинетика радионуклидов в организме

1.1.1 Ингаляционный путь поступления.

1.1.2 Пероральный путь поступления

1.1.3 Перкутанный путь поступления

1.2 Методы контроля внутреннего облучения профессионалов

1.3 Решение задач переноса излучения в радиационной медицине и гигиене

1.3.1 Способы описания анатомии человека в задачах переноса ионизирующего излучения.

1.3.2 Математическое описание процесса переноса ионизирующего излучения.

1.3.3 Методы, алгоритмы и программное обеспечение для расчета переноса ионизирующего излучения.

Выводы.

Глава 2. Метод персонального мониторинга внутреннего облучения

2.1 Программное обеспечение CEDIPE, автоматизирующие применение метода Монте-Карло в геометрии воксельного фантома

2.1.1 Сегментирование томографических изображений

2.1.2 Задание информации об источнике и детекторе

2.1.3 Запись файла исходных данных.

2.1.4 Дополнительные модули.

2.1.5 Перспективы дальнейшего развития программы

2.2 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в ГНЦ-ИБФ

2.2.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы.

2.2.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных.

2.2.3 Лабораторный комплекс для работ с радиоактивными веществами в открытом виде.

2.3 Экспериментальное оборудование и установки, используемые для дозиметрии внутреннего облучения в исследовательских учреждениях Франции.

2.3.1 Спектрометры излучения человека, эталонные источники и фантомы.

2.3.2 Установки для томографического сканирования тела человека и животных.

Выводы.

Глава 3. Экспериментальная апробация метода персонального мониторинга внутреннего облучения

3.1 Эксперименты с пластиковым фантомом Ливерморской национальной лаборатории (США).

3.1.1 Эксперименты с распределенным источником241 Am. Роль объединения соседних вокселов в прямоугольные параллелепипеды

3.1.2 Эксперименты с МОХ-подобной смесью.

3.1.3 Эксперименты с точечными источниками 241 Am

3.2 Эксперименты с произвольными образцами биологических тканей

3.3 Квази-прижизненные эксперименты на крупных животных (свиньях)

3.3.1 Планирование экспериментов.

3.3.2 Проведение экспериментальных работ.

3.3.3 Результаты.

3.4 Радиобиологический эксперимент на нечеловеческих приматах бабуин).

3.4.1 Планирование эксперимента.

3.4.2 Материалы и методы радиобиологического эксперимента

3.4.3 Результаты радиобиологического эксперимента

3.4.4 Материалы и методы вычислительного эксперимента

3.4.5 Результаты вычислительного эксперимента.

Выводы.

Глава 4. Исследование влияния особенностей анатомического строения человека, распределения инкорпорированных радионуклидов, а также математической модели анатомии человека на оценку доз внутреннего облучения

4.1 Сравнительная калибровка пластиковых фантомов, применяемых в радиационной медицине и гигиене.

4.2 Исследование влияния локализации инкорпорированного радионуклида на показания СИЧ

4.2.1 Вычислительный эксперимент с локализацией источника в легких вблизи их границы раздела с мягкими тканями

4.2.2 Вычислительный эксперимент с точечными источниками в легких.

4.3 Создание библиотеки воксельных фантомов для измерения содержания актиноидов в легких с помощью программы (EDIPE. Улучшение метрологических качеств Ливерморского фантома

4.4 Оценка дозы излучения 99mTc на внутренние органы от сеанса медицинской радиоскопии печени и селезенки

Выводы.

Глава 5. Определение содержания инкорпорированных радионуклидов, а также доз внутреннего облучения с применением метода Монте-Карло

5.1 Способ обследования пациентов с помощью спектрометров излучения человека с индивидуальной расчетной интерпретацией показаний приборов.

5.2 Обследование работников российских предприятий атомной промышленности

5.2.1 Материалы и методы.

5.2.2 Результаты.

5.3 Экспертиза раневого радиоактивного загрязнения: определение внутреннего содержания и расположения радионуклида, а также расчет распределения доз в тканях, прилегающих к ране, у работника электроэнергетики Франции.

5.3.1 Определение активности источника.

5.3.2 Расчет пространственного распределения доз внутреннего облучения.

Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетно-измерительный комплекс для персонального мониторинга внутреннего облучения»

Актуальность проблемы

Совершенствование ядерных технологий, переход к использованию ядерно-промышленных установок нового поколения, включая быстрые и термоядерные реакторы, а также новых типов ядерного топлива, включая МОХ-топливо, разработка новых методов лечения онкологических заболеваний приводят к ужесточению требований к радиационной безопасности промышленного персонала, населения и окружающей среды. Решение ряда проблем в атомной технике, радиационной медицине и экологии, а также в промышленной гигиене невозможно без использования быстродействующей вычислительной техники, также без применения современных методов вычислительной математики и математической физики [177, 178, 179, 180, 181, 182, 183, 184, 185, 186, 187, 188, 189].

Среди подобных задач особое значение имеет индивидуализация контроля облучения человека: расчетным путем может быть получена информация о распределении доз по органам и тканям применительно к специфическим условиям облучения индивидуального пациента. Помимо контроля внешнего облучения человека при планировании лучевой терапии [185, 189], расчет персонифицированных дозовых нагрузок необходим и в случае внутреннего облучения персонала ядерных производств, работающего с различными радионуклидами, включая трансурановые (такими, как 232Th, 234Th, 234U,

235U, 236U, 238U, 238Pu, 239Pu, 241 Am и др.) [124, 131, 168, 96].

Возникновение и интенсивное развитие атомной промышленности и энергетики привели к широкому внедрению трансурановых радионуклидов в различные сферы человеческой деятельности. Мировая ядерная энергетика, основанная на уран-плутониевом цикле, подошла к весьма важному и ответственному рубежу своего развития — необходимости масштабного обращения с такими нуклидами [5, 6, 8, 26, 27, 28, 41]. Период их полураспада, во много раз меньший времени существования Земли [15, 50, 161], обусловил отсутствие этих изотопов в естественном состоянии и, как следствие, отсутствие адаптации к ним живых организмов [50, 161, 28]. Будучи материалом, созданным человеком искусственно с военной целью, плутоний обладает высокой радиотоксичностыо и ставит перед обществом и наукой ряд принципиальных проблем, главной из которых является предотвращение возможных негативных последствий контакта с актиноидами персонала, населения и окружающей среды [5, 6, 8, 26, 27, 28, 41]. Как показывают публикации последних лет, среди персонала ПО «Маяк» у работников плутониевых производств, т. е. таких производств, работа в которых связана с поступлением радионуклидов внутрь, наблюдается повышенный риск возникновения злокачественных новообразований в области высоких доз излучения [33].

Опасность контакта человека с новым искусственным патогенным фактором потребовала разработки научно обоснованной системы мер радиационной безопасности. В указанную систему, опирающуюся на данные радиобиологии и токсикологии трансурановых радионуклидов, вошли лечебные средства, ускоряющие выведение из организма актиноидов, методы контроля их содержания в среде обитания и в организме. Такие методы, применяи емые на предприятиях атомной промышленности, включают динамическую оценку концентрации радионуклидов в воздухе рабочих помещений, пище и воде [106, 19, 114, 118, 69] измерение содержания радионуклидов в суточных пробах выделений [5, 6, 8, 24, 25, 27, 40, 41, 52] а также спектрометрию излучения человека (СИЧ) и отдельных его органов и тканей (легкие, печень, костный скелет, щитовидная железа и др.) [19, 114, 118, 86, 146].

Спектрометры излучения человека, которые регистрируют 7-излучение, испускаемое инкорпорированными радионуклидами, обеспечивают возможность проведения прижизненных измерений текущего содержания радионуклидов в организме, что является важным для принятия решений о лечении пострадавшего. Спектрометры излучения человека отличаются высокой эффективностью регистрации 7-излучения в широком энергетическом диапазоне и высокой разрешающей способностью по поглощенной энергии. Однако, спектрометры излучения человека требуют калибровки, то есть определения содержания радионуклидов в органах человека по интенсивности счета импульсов в спектрометрических каналах детектора. Наиболее биологически значимые в атомной промышленности и энергетике после запрещения открытых испытаний ядерного оружия радионуклиды (в частности, 239Ри и 241 Am), являются низкоэнергетическими 7-излучателями с энергиями квантов 13-60 кэВ, что вызывает трудности при определении коэффициентов пересчета числа импульсов в активность радионуклида из-за интенсивного поглощения излучения в теле человека, Пластиковые манекены (фантомы) стандартного человека, которые применяются для калибровки СИЧ, не учитывают особенности индивидуального строения тела человека, размеры и расположение органов, их вес, объем, форму и т. п., что является источником дополнительной погрешности в измерениях, которая может достигать сотен процентов. Тем не менее, такая задача может быть решена расчетным путем, при этом геометрию переноса ионизирующего излучения (распространения и взаимодействия с веществом, включая биологические субстраты) следует описывать в виде совокупности вокселов — прямоугольных параллелепипедов малых размеров, имеющих плотность и химический состав, который соответствует определенным органам и тканям человека [124, 131, 168, 96]).

Цель исследования

Исследование дает решение важной народнохозяйственной проблемы мониторинга доз внутреннего облучения персонала предприятий атомной энергетики и промышленности, для чего соискатель создал расчетно-измери-тельный комплекс для персонального радиометрического мониторинга пациентов с инкорпорированными радионуклидами.

Основные задачи

Заключение диссертации по теме «Физика атомного ядра и элементарных частиц», Борисов, Николай Михайлович

Общие выводы к диссертации

1. Предложен новый метод персонального мониторинга доз внутреннего облучения с помощью спектрометров излучения человека. Подход, реализованный в исследовании, предусматривает интерпретацию измерений содержания инкорпорированных 7-излучателей с помощью расчетов методом Монте-Карло. При этом геометрию переноса излучения описывают в виде математического фантома, состоящего из вокселов (прямоугольных параллелепипедов малого размера). Учет индивидуальных особенностей анатомии пациента, влияющих на перенос 7-излучения, и как следствие, на показания спектрометров излучения человека, позволяет повысить точность определения содержания инкорпорированных радионуклидов и доз внутреннего облучения в несколько раз.

2. Создан кроссплатформенный графический интерфейс пользователя ®DIPE, предназначенный для автоматической генерации файла начальных данных программ MCNP и MCNPX (которые используют метод Монте-Карло) на основе томографических изображений, полученных для индивидуального пациента, а также для анализа результатов расчетов по MCNP и MCNPX. ®DIPE применяется в задачах дозиметрии внутреннего облучения, таких как расчетная калибровка спектрометров излучения человека, а также расчет доз внутреннего облучения в органах и тканях пациента или пространственного распределения дозовых нагрузок при внутреннем облучении.

3. Новый метод персонального мониторинга внутреннего облучения экспериментально апробирован на решении задач спектрометрии низкоэнергетического 7-излучения актиноидов (различные изотопы U, Ри и Am), инкорпорированных в легких, с использованием пластиковых фантомов, образцов биологических тканей, а также подопытных животных. Экспериментально показана возможность воспроизведения в расчетах данных измерений (интенсивность пиков полного поглощения основных энергий 7-излучения, испускаемого актиноидами) с погрешностью, не превышающей 10-15%.

4. Выявлена критическая роль особенностей анатомического строения человека для пересчета показаний СИЧ в величину активности инкорпорированных радионуклидов (в реальных условиях это может вносить коррективы в интерпретацию результатов измерений до двух и более раз). Показана также пригодность (EDIPE для решения задач расчета пространственного распределения доз внутреннего облучения при проведении процедур радиодиагностики или радиотерапии, Использование воксельных фантомов вместо стилизованных для таких расчетов позволяет сократить систематическую погрешность в несколько раз.

5. Разработан и апробирован на обследовании профессионалов атомной промышленности новый способ измерения содержания инкорпорированных актиноидов с обработкой результатов, использующей математическое моделирование измерений методом Монте-Карло (программы MCNP и MCNPX) в геометрии индивидуального воксельного фантома, который подготавливают с помощью программы CEDIPE на основе томографических изображений пациента. Показано, что обследование пациентов данным способом снижает неопределенность в оценке содержания 239Ри и 241 Am в органах и тканях пациентов, как минимум, на десятки процентов.

6. Комплексный расчетно-измерительный метод исследования содержа,-ния инкорпорированных радионуклидов может быть положен в основу создаваемой в России системы контроля внутреннего облучения профессионалов атомной промышленности и населения, пострадавших в результате инцидентов с поступлением радионуклидов внутрь, с целью своевременного учета доз внутреннего облучения.

Список литературы диссертационного исследования доктор технических наук Борисов, Николай Михайлович, 2006 год

1. Абрамов А. И., Казанский Ю. А., Матусевич Е. С. Основы экспериментальных методов ядерной физики. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1985.

2. Америций. Плутоний. Радиометрия. Экстракционно-хроматографи-ческий метод определения активности в моче. Методика выполнения измерений. МУК 2.6.1-046-2001. — М., 2001.

3. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. Под ред. В. Н. Артамкина. М.: Атомиздат, 1974.

4. Борисов Н. М. Применение сопряженных методов Монте-Карло в задачах переноса фотонов с учетом вторичного излучения. Диссертация: канд. физ.-мат. наук. М., МИФИ, 1999.

5. Булдаков Л. А., Любчарский Э. Р., Москалев Ю. И., Нифатов А. П. Проблемы токсикологии плутония. М.: Атомиздат, 1969.

6. Булдаков Л. А., Калистратова В. С. Радиоактивное излучение и здоровье. М.: Информ-Атом, 2003.

7. Булдаков Л. А., Калистратова В. С. Радиационное воздействие на организм — положительные эффекты. М.: Информ-Атом, 2005.

8. Василенко И. Я., Булдаков JI. А., ред. Радионуклидное загрязнение окружающей среды и здоровье населения. М.: Медицина, 2004.

9. Волков Н. Г., Христофоров В. А., Ушакова Н. П. Методы ядерной спектрометрии. М.: Энергоатомиздат, 1990.

10. Гиммельфарб Г. Н. Анестезия у экспериментальных животных. Ташкент, 1984.

11. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. М.: Издательство иностранной литературы, 1954.

12. Глоссарий.ру. Электронный словарь по естественным наукам, http: //slovari.yandex.ru.

13. Гольдштейн Г., Уилкинс Дж. Расчеты прохождения гамма-излучения через вещество. In: Защита транспортных установок с ядерным двигателем. М.: Издательство иностранной литературы, 1961, с. 213430.

14. ГСИ. Определение активности плутония в моче спектрометрическим методом. Методика выполнения измерений. МУК 2.6.10040-03. — М., 2002.

15. Гусев Н. Г., Машкович В. П., Обвинцев Г. В. 7-излучение радиоактивных изотопов и продуктов деления. М.: Государственное издательство физико-математической литературы, 1958.

16. Гусев И. Г., Дмитриев П. П. Радиоактивные цепочки. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1988.

17. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений. М.: Энергоатомиздат, 1989. Т. 1. Физические основы защиты от излучений.

18. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.262000. В кн.: Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. М., 2001. Т. 1, с. 111-156.

19. Ермаков С. М., Михайлов Г. А. Статистическое моделирование. М.: Наука, 1982.

20. Ефимов Е. И. // Интегрирование сопряженного уравнения переноса 7-квантов методом Монте-Карло. Обнинск, 1984. (Препринт ФЭИ; 1585).

21. Зигбан К., ред. а-, (3- и 7-спектроскопия. Пер. с англ. М.: Атомиздат, 1969.

22. Ионизирующие излучения и их измерения Термины и понятия. М.: Стандартинформ, 2006.

23. Ильин Д. А., ред. Радиоактивные вещества и кожа. М.: Атомиздат, 1972.

24. Ильин Л. А., Иванников А. Г. Радиоактивные вещества и раны. Метаболизм и декорпорация. М.: Атомиздат, 1979.

25. Ильин Л. А., Губанов В. А., ред. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры. М.: ИздАТ, 2001.

26. Ильин Л. А., ред. Радиационная медицина. Руководство для врачей-исследователей, организаторов здравоохранения и специалистов по радиационной безопасности. М.: ИздАТ, 2004. Т. 1-4

27. Ильин Л. А., ред. Плутоний. Радиационная безопасность. М.: ИздАТ, 2005.

28. Калашникова В.И., Козодаев М.С. Детекторы элементарных частиц. М.: Наука, 1966.

29. Коган А. Б., Шитов С. И. Техника физиологического эксперимента. М., 1967.

30. Кольчужкин А. М., Учайкин В. В. Ведение в теорию прохождения частиц через вещество. М.: Атомиздат, 1978.

31. Коробейников В. В, Усанов В. И. Методы сопряжения в задачах переноса излучения. М.: Энергоатомиздат, 1994.

32. Левочкин Ф. К., Бочвар И. А., Соколова Т. Н. Способ определения активности 7-излучателей в объемных пробах любых составов и плотности и плоский источник-имитатор для его осуществления. // Аппаратура и новости радиационных измерений, 2000. №4, с. 18-24.

33. Левочкин Ф. К., Бочвар И. А., Соколова Т. Н., Яценко В. Н. Способ калибровки спектрометра энергии 7-излучения при измерении активности объемных источников. / / Аппаратура и новости радиационных измерений, 2003. №4, с. 34-39.

34. Льюинс Дж. Ценность. Сопряженная функция. М.: Атомиздат, 1972.

35. Метрология Основные термины и понятия. Межгосударственный совет по стандартам меторологии и сертификации. Минск, 1999.

36. Моисеев А. А., Иванов В. И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Атомиздат, 1974.

37. Москалев Ю. И., ред. 239Ри: распределение, биологическое действие, ускорение выведения. М.: Медицина, 1962.

38. Москалев Ю. И., ред. Проблемы радиобиологии 241 Am. М.: Атомиздат, 1977.

39. Москалев Ю. И., Заликин Г. А., Нисимов П. Г., Стрельцова В. Н., Жорова Е. С. Проблемы радиобиологии 239Pu. М.: Энергоатомиздат, 1990.

40. Нелюбов А. А. Количественные закономерности и особенности поражения собак в условиях общих неравномерных 7-лучевыхвоздействий. Диссертация: канд. биол. наук. М., Институт биофизики МЗ СССР, 1972.

41. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Минздрав России, 1999.

42. Окладникова Н. Д., Гуськова А. К., Хохряков В. Ф. Обращение с соединениями плутония. Руководство. 1994.

43. Осанов Д. П., Лихтарев И. А. Дозиметрия излучений инкорпорированных радиоактивных веществ. Изд. 2-е, перераб. и доп. М.: Атомиздат, 1977.

44. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (0СП0РБ-99). Минздрав России, 2000.

45. Романов С. А. Микрораспределение плутония в легких как основа коррекции дозиметрических моделей. Диссертация: канд. биол. наук. М., ГНЦ — Институт биофизики, 2003.

46. Туркин А. Д. Дозиметрия радиоактивных газов. М.: Атомиздат, 1973.

47. Титаева Н. С. Ядерная геохимия. М.: Издательство Московского университета, 2000.

48. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения». №3-Ф3 от 09.01.1996.

49. Хохряков В. Ф. Обмен промышленных соединений плутония в организме человека. Моделирование транспорта и разработка косвенной дозиметрии. Диссертация: докт. биол. наук. М., Институт биофизики МЗ СССР, 1986.

50. Хохряков В. Ф., Меньших 3. С., Суслова К. Г., Кудрявцева Т. И., Токарская 3. Б., Романов С. А. Базовые уравнения косвенной дозиметрии плутония. // Атомная энергия, 1993. Т. 75, с. 358-363.

51. 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.

52. Хохряков В. Ф., Суслова К. Г., Романов С. А., Кудрявцева Т. И., Меньших 3. С., Восторгин В. В. Внутреннее облучение персонала ПО «Маяк». // Вопросы радиационной безопасности, 2000. №3, с. 51-58.

53. Aboughantous С. Н. A contributon Monte Carlo method. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 118, p. 160-177.

54. Andre S., Charuau J., Rateau G., Vavasseur C., Metivier H. Design of a new inhalation device for rodents and primates. // Journal of Aerosol Science, 1989, Vol. 20, p. 647-656.

55. Andreo P. Monte Carlo techniques in medical radiation physics. // Phys. Med. Biol., 1991, Vol. 36, p. 861-920.

56. Anger H. O. Scintillation camera. // Review Science & Instruments, 1958, Vol. 29, p. 27-33.

57. Anger H. О. Scintillation camera with multichannel collimators. // Journal of Nuclear Medicine, 1964, Vol. 5, p. 515-531.

58. Auvray C. Optimisation et adaptation sous UNIX du logiciel CEDIPE developpe pour la dosimetrie interne personnalisee. Rapport du stage au IRSN. Fontanay-aux-Roses, France, 2003.

59. Beau P. G., le Frand J. Utilisation d'un fantome equivalent-tissus pour l'estimation de la contamination radiocative et de la dose absorbee au niveau de certains organs. // Radioprotection, 1970, Vol. 5, p. 167-174.

60. Berard P., Aussel J. P. Surveillance anthroporadiametrique X et 7 des tra-vailleurs exposes aux composes de l'uranium interne a l'aide de detecteurs coaxiaux. Rapport CEA, 1994.

61. Bhattacharyya M. H., Breistenstein B. D., Metivier H., Muggenburg B. A., Stradling G. N., Wolf V. Traitement de la contamination interne acciden-telle des travailleurs. Ouvrage IPSN. Fontenay-aux-Roses, France, 1995.

62. Boecker В., Hall, R., Inn K., Lawrence, J., Ziemer, P., Eisie G., Wacholz R., Burr W. Current status of bioassay procedures to detect and quantify previous exposures to radioactive material. // Health Physics, 1991, Vol. 60, Suppl. 1, p. 45-100.

63. Boecker В. В., Hoover M. D., Newton D. J., Guilemtte R. A., Scott B. R. Evaluation of strategies for monitoring and sampling airborne radionuclides in the workspace. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 69-71.

64. La Bone T. R., Findley W. M. Uncertainties in organ burdens estimated from PAS (U) // Topical Meeting on Air Monitoring and Internal Dosimetry / Health Physics Society. Augusta, GA, 2004.

65. Booth Th. E. A Monte Carlo learning/Biasing experiment with intelligent random numbers. // Nuclear Science & Engineering, 1986, Vol. 92, p. 465481.

66. Booth Th. E. A quasi-deterministic approximation of the Monte Carlo importamce function. // Nuclear Science & Engineering, 1990, Vol. 104, p. 474-384.

67. Booth Th. E. A Monte Carlo variance reduction approach for non-Boltzmann tallies. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 116, p. 113124.

68. Both J. P., Mazzolo A., Petit O., Peneliau Y. Roesslinger B. TRIPOLI 4.3 User Manual for version 4.3 of the TRIPOLI 4 Monte Carlo method particle transport computer code. CEA-R-6044, CEA/Saclay, 2003.

69. Bouvier-Capely С., Ritt J., Baglan N., Cossonnet C. Potentialities of mass spectrometry (ICP-MS) for actinides determination in urine. // Applied Radiation Isotopes, 2004, Vol. 60, p. 629-633.

70. Briesmeister J. MCNP — A general Monte Carlo N-particle Transport Code, version 4c. Radiation Transport Group — Applied Theoretical Physics Division — Los Alamos National Laboratory, LA-13709-M, Los Alamos, NM, 2000.

71. Britcher A. R., Strong R. Personal air sampling — a technique for the assessment of chronic low level exposure. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 59-62.

72. Brown D. G., Thomas R. E, Jones L. P., Cross F. H., Sasmore D. P. Lethal dose studies with cattle exposed to whole body 60Co 7-radiation. // Radiation Research, 1961, Vol. 15, p. 675-683.

73. Brown F. B. MCNP 5.0 // The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, TN, 2005.

74. De Carlan L. et al. Application of voxel phantoms in whole body counting for the validation of calibration phantoms and the assessment of uncertainties. IM2005 conference.

75. Chaptinel Y., Durand F., Piechowski J,, Menoux B. Dosimetrie et therapeutique des contaminations cutanes. CEA Report. 1988.

76. Chiavassa S. Developpement d'un outil dosimetrique personnalise pour la radioprotection en contamination interne et la radiotherapie vectorisee en medecine. These pour obtenir le grade de docteur de l'Universite

77. Paul Sabatier de Toulouse. Specialite : Physique radiologique et medicale. Soutenu le 12 decembre 2005.

78. Christy M., Eckerman K. F. Specific absorbed fraction of energy at various ages from internal photon sources. I: Methods. Report ORNL/TM-8381/V1. Oak Ridge National Laboratory, 1987.

79. Clarke S. W., Pavia D., ed. Aerosols and the lung. L.: Butterworth & C°, 1984.

80. Davies Sh, Whalen R. P. Americium contamination incident in a New York State Health Department Laboratory // Conference of radiation control program directors / Radiological Health Section of Public Health Association. Houston, TX, 1970.

81. Dehring D.J., Lowery B. D., Flynn J., Reitz G., Steinberg S., Carey L. C., Cloutier С. T. Indomethacin improvement of septic acute respiratory failure in a porcine model. // The Journal of Traumatology, 1983, Vol. 23, p. 725729.

82. Drumm C. R., Fan W. C., Renken J. H. Forward and adjoint methods and applications for deterministic electron-photon transport. // Nuclear Science & Engineering, 1991, Vol. 108, p. 14-49.

83. Delacroix D., Guerre J. P., Leblanc P. Radionuclides & Radioprotection : Guide pratique. Radioprotection, 2004 // Vol. 39, numero special.

84. Emsley J. Nature's building blocks: an A-Z guide to the elements. New York: Oxford University Press, 2001.

85. Franck D., Pihet P., Laval L. Validation de l'interface «Anthropo» et parametrage de MCNP. Rapport SDOS. IPSN, Fontenay-aux-Roses, France, 1999.

86. Friedman R. J., Reichard M. C., Blue Т. E., Brown A. S. Evaluation of scatter contribution from shielding materials used in scatter measurements for calibration range characterization. // Health Physics, 2001, Vol. 76, p. 288-299.

87. Gelbard E. M., Gu A. G. Biases in Monet Carlo eigenvalue calculations. // Nuclear Science & Engineering, 1994, Vol. 117, p. 1-9.

88. Genicot J.-L., Pomme S., Alzetta J.-P. In vivo measurement of low energy photon emitters: room-temperature semiconductor diodes vs. large scintillators and germanium crystals. // Health Physics, 1999, Vol. 76, p. 288-299.

89. Guilmette R. A., Griffith W. C., Hickman A. W. Intake assessment for workers who have inhaled 238Pu aerosols. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 127-131.

90. Harduin J. C., Peleau В., Levasseur D. Analytical determination of ac-tinides in biological samples. // Radioprotection, 1996, Vol. 31, p. 229-245.

91. Hickey E. E., Stoetzel G. A., Strom D. J., Cicotte G. R., Wiblin С. M., McGuire S. A. Air sampling in the workspace. Final report. U. S. Nuclear

92. Regulatory Commission. Office of Nuclear Regulatory Research. NUREG-1400, 1993.

93. Hickman D. P., Firpo M. Magnetic resonance image phantom program. Report UCRL-MA-118455. Lawrence Livermore National Laboratory, 1997.

94. Holland A. J. C. Laboratory animal ansestesia. // Canadian Anaestesia Society Journal, 1973, Vol. 20, p. 693-705.

95. Hunt J. G., Malatova I., Foltanova S., Dantas В. M. Calibration of in vivo measurement system using a voxel phantom and the Monte Carlo technique. // Radiation Protection & Dosimetry, 2000, Vol. 89, p. 283-286.

96. IDL Vritual machine. User's guide. Available at: http://www.rsinc.com/IDL.

97. International Commission on Radiological Protection. Publication 23: Report of the task group on Reference Man. Annals of the ICRP, 1975.

98. International Commission on Radiological Protection. Publication 30, Part I: Limits for intake of radionuclides by workers. Annals of the ICRP, 1979 // Vol. 2, №3-4.

99. International Commission on Radiological Protection. Publication 38: Radionuclide transformations — Energy and intensity of emissions. Annals of the ICRP, 1983 // Vol. 11-13.

100. International Commission on Radiological Protection. Publication 54: Individual monitoring for intakes of radionuclides by workers: design and interpretation. Annals of the ICRP, 1989 // Vol. 19, №1-3.

101. International Commission on Radiological Protection. Publication 60: Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. Annals of the ICRP, 1990 // Vol. 21, №1-3.

102. International Commission on Radiation Protection. Publication 66: Human respiratory tract model for radiological protection. Annals of the ICRP,1994 // Vol. 24, №1-4.

103. International Commission on Radiation Protection. Publication 68: Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. Annals of the ICRP,1995 // Vol. 24, №2, Replacement of ICRP Publication 61.

104. International Commission on Radiation Protection. Punclication 78: Individual monitoring for internal exposure of workers. Annals of the ICRP, 1999 // Vol. 27, №3-4, Replacement of ICRP Publication 54.

105. International Commission on Radiation Units and Measurements. Report 44: Tissue substitutes in radiation dosimetry and measurements. Bethesda, MD, 1989.

106. International Commission on Radiation Units and Measurements. Report 48: Phantoms and computational models in therapy, diagnosis and protection. Bethesda, MD, 1992.

107. Irving D. C. The adjoint Boltzmann equation and its simulation by Monte Carlo. // Nuclear Engineering & Design, 1971, Vol. 15, p. 273-292.

108. Ishikawa Т., Uchiyama M. Calculation of the counting efficiency for 137Cs using voxel phantom with lungs and a skeleton. // Radiation Protection & Dosimetry, 1997, Vol. 69, p. 199-204.

109. Ishikawa Т., Uchiyaina M. Estimation of the counting efficiencies for individual subjects in 137Cs whole-body counting using voxel phantoms. // Radiation Protection к Dosimetry, 1997, Vol. 71, p. 195-200.

110. Kang C., Newton D., Warner A. J., Absolom T. A., Druchten D. A., Anderson A. L., Palmer E. E. A comparison of techniques in the assessment of chest wall thickness and composition. // Health Physics, 1993, Vol. 64, p. 406-411.

111. Kenneth A. V. User's guide for Sabrina®. Version 3.56. Radiation Transport Group — Applied Theoretical Physics Division — Los Alamos National Laboratory, LA-UR-93-3696, Los Alamos, NM, 1994.

112. Kramer G. H., Hauck В. M., Allen S. A. Comparison of the LLNL and JAERI torso phantoms using Ge detectors and phoswich detectors. // Health Physics, 1998, Vol. 74, p. 594-601.

113. Laurer G. R., Eiesenbud M. In vivo measurements of nuclide emitting soft penetrating radiation. In: Diagnosis and Treatment of Deposited Radionuclides. Amsterdam: Excerpta Medica, Foundation, 1988, p. 189-207.

114. Lemosquet A., de Carlan L., Clairand I., Aubineau-Laniece I. Fantomes numeriques anthropomorphes appliques a. la dosimetrie des rayonnements ionisants. Etat de l'art. Rapport SDOS-2002/004. IRSN, Fontenay-aux-Roses, France, 2002.

115. Mallett M. W., Hickman D. P., Kruchten D. A., Poston J. W. Development of a method for calibrating in vivo measurement systems using magnetic resonance imaging and Monte Carlo calculations. // Health Physics, 1995, Vol. 68, p. 773-785.

116. Metivier H. CEC-USDOE guidebook for the treatment of internal contamination of workers: an overview. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 291-295.

117. Metivier H. Toxiques nucleaires (sous la direction de P. Galle). 2eme edition. P.: Editions Masson, 1997.

118. Moody J. C., Stradling C. J., Britcher A. R. Biokintetics of three industrial plutonium nitrate materials: implications for human exposure. // Radiation Protection & Dosimtery, 1994, Vol. 53, p. 169-172.

119. Moorthy A. R., Schopfer C. J., Bannerjec S. Plutonium from atmospheric weapons testing: fusion track analysis of urine samples. // Anal. Chem., 1998, Vol. 60, p. 857-860.

120. Nelson W. R, Hirayama H, Rogers D. W. O. The EGS4 Code System SLAC-265. Standford Linear Accelerator Center, 1985.

121. Nifatov A. P., Buldakov L. A., Matveev V. I. Some late effects after a single inhalation of 239Pu and 241 Am in Dogs. // Health Physics, 1972, Vol. 22, p. 875.

122. Nolibe D., Metivier H., Masse R., Chretien J. Benefits and risks of bronchopulmonary lavage: a review. // Radiation Protection h Dosimetry, 1989, Vol. 26, p. 337-343.

123. Okladnikova N. D., Pesternikova V. S. Sumina M.V, Doschenko V.N. Occupational diseases from radiation exposure at the first nuclear plant in the USSR. // Science total environment, 1994, Vol. 142, p. 9-17.

124. Palmer H. E., Rieksts G. A. The use of high purity germanium detectors for in vivo measurement of low energy photon emitters. // Health Physics, 1984, Vol. 47, p. 569-578.

125. Piechowski J., Menoux B. Protocole de surveillance individuelle pour les contaminations par inhalation de radionuclides en milieu professionnel. Rapport CEA-R-5305.

126. Piechowski J. Le plutonium et l'homme : metabolisme, surveillance et ges-tion medicale des incidents. Revue Generale Nucleaire, 1995 // Vol. 1.

127. Piechowski J., Chaptinel Y. Evaluation de la dose locale pour une blessure contaminee. // Radioprotection, 2004, Vol. 39, p. 355-366.

128. Pierrat N. et al. Determining new european biometric equations for the calibration of in vivo lung counting systems using the Livermore phantom. IM2005 conference.

129. Pihet P., Beau P., Berar P., Franck D., Malarbet J. L., Razafmdralam-bo N., Rannou A. Low energy spectroscopy for monitoring lung retention in respect of the present and forthcoming regulation // Radiation Dose Management / BNES. Windermere, UK, 1995.

130. Prot N. Anatomie systematique et topographique de la cavite thoracique du macaque cynomolgus. These de l'Universite Claude Bernard (Ecole Veterinaire), Lyon. 1994.

131. PV-Wave®, Version 7.0. Visual Numerics® inc. User's Guide. Houston, TX, 1999.

132. Razafindralambo N. Limite de detection de la spectrometrie X pour l'anthroporadaimetrie pulmonaire du plutonium : analyse et perspectives de developpement. These, Universite Paul Sabatier de Toulouse, 1995.

133. Ridell A. E., Britcher A. R. Pluto — a software package using the maximum-likehood method to fit plutonium in urine data to an excretion function. // Radiation Protection & Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 199-201.

134. Rundo I, Keane А. Т., May H. A. Measurement of241 Am in the ten-year-old boy // Assessment of radioactive contamination in man / IAEA. Vienna, Austria, 1972. P. 579-594.

135. Sal vat F., Fernandez-Varea J. M., Sempau J. PENELOPE — a code system for Monte Carlo simulation of electron and photon transport. Workshop Proceedings, ISBN 92-64-02145-0, 2003.

136. Schmitzer C., Brandl A., Wahl W., Roth P., Franck D., de Carlan L., Andrasi A. Developments in internal monitoring techniques. // Radiation Protection к Dosimetry, 2003, Vol. 105, p. 451-456.

137. Shirotani T. Realistic torso phantom for calibration of in vivo transuranic nuclide counting facilities. // Journal of Nuclear Science к Technology, 1988, Vol. 25, p. 875-883.

138. Snyder W. S., Ford M. R., Warner G. G., Watson S. B. Absorbed dose per unit cumulative activity for selected radionuclides and organs. Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) Pamphlet №11,. New York: Society of Nuclear Medicine, 1978.

139. Stradling G. N., Moody J. C. Use of animal studies for assesing intakes of inhaled actinide-bearing dusts. //J Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 1995, Vol. 2, p. 309-329.

140. Strickberger M. Evolution. Sudbury, MA: Jones к Bartlett Publishers, 2000.

141. Tanaka G., Kawamura H., Nakagara Y. Mass of organs and other characteristics of normal Japanese. // Health Physics, 1979, Vol. 36, p. 333-346.

142. Taylor N. A. Computer methods for assessment of uptake from prolonged ocupational exposure // Assessement of Radioactive Contamination in Man / IAEA. Vienna, 1985. P. 445-458.

143. Thomas R. G, Mcclellan R. O., Thomas R. L., Chiffelle T. L., Hobbs С. H., Jones R. K., Mauderly J. L., Pickrell J. A. Metabolism, dosimetry and biological effects of inhaled 241 Am in beagle dogs. // Health Physics, 1972, Vol. 22, p. 863-871.

144. Troubetzkoy E. S. Optimization in linear Monte Carlo calculations. // Nuclear Science к Engineering, 1991, Vol. 107, p. 359-364.

145. U. S. National Commission on Radiological Protection. ORAUT-OTIB-0022: Guidance on wound modelling for internal dose reconstruction. 2005.

146. Vikers L. R. The gender-specific chest wall thickness prediction equations for routine measurements of 239Pu and 241 Am within the lung using HPGe detectors. // Health Physics, 1996, Vol. 70, p. 685-427.

147. Whalen R. P., Davies Sh. Americium contamination incident in a New York State Health Department Laboratory. // Radiation Data к Reports, 1972, Vol. 13, p. 249-253.

148. Whalen D. E., Rosen I. C., Cohen N. In vivo Measurement of 241 Am in Man // Assessment of radioactive contamination in man / IAEA. Vienna, Austria, 1972. P. 595-678.

149. Williams M. L. Generalized contributon response theory. // Nuclear Science к Engineering, 1991, Vol. 108, p. 355-382.

150. Wrenn M. E., Singh N. P., Xue Y. H. Urinary excreation of 239Pu by the general population: measurement techniques and results. // Radiation Protection к Dosimetry, 1994, Vol. 53, p. 81-84.

151. Xu X. G. Stylized vs. tomographic: an experience on anatomic modeling at PRI // The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, TN, 2005.

152. Zaidi H. Monte Carlo techniques in diagnostic and therapeutic nuclear medicine. In: «Proceeding series: Standards and codes of practice in medical radiation dosimetry», vol. 2, p. 29-44, IAEA-CN-96-65, Vienna, 2003.

153. Zankl M., Petoussi-Henss N., Fill U., Regulla D. The application of voxel phantoms to the internal dosimetry of radionuclides. // Radiation Protection & Dosimetry, 2003, Vol. 105, p. 539-548.

154. Zubal I. G., Harrell C. R., Smith E. O., Rattner Z., Gindi G., Hoffer P. B. Computerized three-dimensional segmented human anatomy. // Medical Physics, 1994, Vol. 21, p. 299-302.

155. VI российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 1994.

156. VII российская научная конференция «Защита от ионизирующих излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 1998.

157. VIII российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 2002.

158. IX российская научная конференция «Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях» / ГНЦ РФ — ФЭИ. Обнинск, 2006.

159. Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000.

160. International Meeting on Mathematical Methods for Nuclear Applications / American Nuclear Society. Salt Lake City, UT, 2001.

161. Workshop on Internal Dosimetry of Radionuclides Occupational, Public and Medical Exposure / National Radiological Protection Board. Oxford, UK, 2002.

162. The Monte Carlo Method: Versatility Unbounded in a Dynamic Computing World / American Nuclear Society. Chattanooga, Tennessee, 2005.

163. Mathematics and Computation, Supercomputing, Reactor Physics and Nuclear and Biological Applications / American Nuclear Society. Avignon, France, 2005.

164. Борисов H. M., Панин M. П. Применение сопряженного метода Монте-Карло для расчета полей излучения приземных радионуклидных. // Известия вузов. Ядерная энергетика, 1995. Т. 5, с. 32-36.

165. Борисов Н. М., Панин М. П. Модель оценки углового распределения потока 7-излучения точечного изотропного источника в бесконечной геометрии. // Атомная энергия, 1998. Т. 85, с. 338-340.

166. Борисов Н. М., Панин М. П. Критерий качества моделирования по ценности на основе теории переноса контрибутонов. // Атомная энергия, 1999. Т. 86, с. 103-107.

167. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сингулярных ядер столкновений при сопряженном блуждании. // Атомная энергия, 1999. Т. 86, с. 178-183.

168. Борисов Н. М., Кочетков О. А., Яценко В. Н., Франк Д., де Карлан Л., Цэдиш С. Ц. Современная дозиметрия внутреннего облучения. // Атомная энергия, 2004. Т. 97, с. 286-292.

169. Борисов Н. М. Перспективы использования математических методов в аварийной дозиметрии. В сб.: «Проблемы аварийного и аномального облучения». Под. ред. Кочеткова О. А. (в печати).

170. Борисов Н. М. Сопряженное ценностное моделирование для расчета глубокого проникновения фотонного излучения // Международный симпозиум «Ядерная энергетика в третьем тысячелетии» / Минобрнауки России и РАН. Обнинск, 1996. С. 70-72.

171. Борисов Н. М., Панин М. П. Применение сопряженных методов Монте-Карло для оценки доз облучения // Научная сессия / МИФИ. М., 1998. Т. 1, с. 80-81.

172. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного электрон-фотонного переноса // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1998. С. 108-110.

173. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного переноса фотонов на дальние расстояния с применением альбедо // VII Российская научная конференции «Защита от излучений ядерно-технических установок» / ГНЦ РФ ФЭИ. Обнинск, 1998. С. 111-113.

174. Борисов Н. М., Панин М. П. Моделирование сопряженного уравнения смешанного фотон-электронного переноса // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с. 173-174.

175. Борисов Н. М., Панин М. П. Расчет формы линии спектрометра с помощью сопряженного метода Монте-Карло // Научная сессия / МИФИ. М., 1999. Т. 1, с. 175-177.

176. Borisov N. М., Panin М. P. Adjoint importance Monte Carlo simulation for 7-ray deep penetration problem. // Monte Carlo Methods к Applications, 1997, Vol. 3, p. 241-250.

177. Borisov N. M., Panin M. P. Adjoint Monte Carlo calculations of pulse-height-spectrum. // Monte Carlo Methods к Applications, 1998, Vol. 4, p. 273-287.

178. Borisov N. M., Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled 7-ray-electron transport. // Monte Carlo Methods к Applications, 1998, Vol. 4, p. 341-358.

179. Franck D., Laval L., Borissov N., Guillierme P., Bordy J. M. Development of voxelized numerical phantoms using MCNP Monte Carlo code: Application to in vivo measurement. // Radioprotection, 2001, Vol. 36, p. 1. 77-86

180. Borisov N., Franck D., Laval L., de Carlan L. A new Graphical User Interface for fast construction of computation phantoms and MCNP calculations: Application to calibration of in vivo measurement systems. // Health Physics, 2002, Vol. 83, p. 272-280.

181. Franck D., Pierrat N., de Carlan L., Borissov N. Potentialites de la simulation Monte Carlo pour l'etaloimage de systemes anthroporadiametriques destines a la mesure pulmonaire. Bulletin du BNM, Vol. 2003-2, №123.

182. Borisov N. M., Panin M. P. Generalized particle concept for adjoint Monte Carlo calculations of coupled 7-ray-electron-positron transport. // Nuclear Science к Engineering, 2005, Vol. 150, p. 284-298.

183. Borisov N. M. Adjoint Monte Carlo calculations of coupled electron/7-ray transport // XII International Conference for Physics Students / ISPS. Vienna, Austria, 1997. P. 44.

184. Borisov N. M., Panin M P. Adjoint Monte Carlo simulation of fixed energy secondary radiation // Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Partide Transport Simulation and Applications / American Nuclear Society. Lisbon, Portugal, 2000. P. 193-198.

185. Borissov N., Franck D. Development and validation of interface «An-thropo» and MCNP parameterization. Rapport SDOS-2001/004. IPSN, Fontenay-aux-Roses, France, 2001.