Влияние физико-химических свойств промышленных альфа-активных аэрозолей на результаты биофизического мониторинга персонала, работающего в контакте с плутонием тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 03.00.01, кандидат биологических наук Аладова, Елена Евгеньевна

• Аладова, Елена Евгеньевна
• кандидат биологических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат биологических наук Аладова, Елена Евгеньевна

ВВЕДЕНИЕ.

1. ОЦЕНКА СКОРОСТЕЙ АБСОРБЦИИ СОЕДИНЕНИЙ ПЛУТОНИЯ ИЗ РЕСПИРАТОРНОГО ТРАКТА В КРОВЬ

Обзор литературы).

1.1 Задержка аэрозольных частиц в дыхательном тракте.

1.2 Механизмы абсорбции.

1.2.1 Растворение частиц.

1.2.2 Переход в кровь.

1.3 Определение скорости абсорбции.

1.3.1 Определение скорости абсорбции in vivo и in vitro.

1.3.2 Методические подходы к определению растворимости in vitro.

1.3.3 Растворители, применяемые в in vitro тестах.

1.4 Классификация промышленных аэрозолей с различных рабочих участков ПО "Маяк" по показателю транспортабельности.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Влияние физико-химических свойств промышленных альфа-активных аэрозолей на результаты биофизического мониторинга персонала, работающего в контакте с плутонием»

Актуальность исследования

Исследования проводились на базе первого в Российской Федерации широкопрофильного предприятия ядерно-топливного цикла Производственного объединения "Маяк" (ПО "Маяк"), основной задачей которого в прошлом являлась выработка плутония для использования в военных целях.

Сегодня ПО "Маяк" - это сложнейший комплекс взаимосвязанных производств, которые структурно выделены в заводы и производственные цеха. В настоящее время на "Маяке" внедряются и развиваются различные конверсионные направления. Среди них такие перспективные как:

- переработка отработанного ядерного топлива атомных электростанций и подводных атомных лодок;

- получение оксидного смешанного топлива и ТВЭЛов;

- производство диоксида урана, пригодного для изготовления топлива для АЭС;

- изотопное производство;

- строительство хранилища делящихся материалов (ХДМ).

Предполагается, что ХДМ сможет принять на хранение 400 тонн урана и плутония. По завершению строительства хранилище должно принять первые 34 тонны оружейного плутония, демонтированного с российских ядерных боеголовок.

Радиационно-гигиенические, клинические и токсикологические исследования показали, что поступление плутония через органы дыхания является наиболее опасным, в особенности в условиях промышленного производства этого радионуклида [8]. Совершенствование технологии производства, применение средств коллективной и индивидуальной радиационной защиты позволило коренным образом улучшить условия труда на современном плутониевом производстве ПО "Маяк". Однако, даже в настоящее время ингаляционное поступление соединений плутония у персонала, работающего в регламентных, соответствующих принятым нормам радиационной безопасности (НРБ-99) условиях, остается возможным.

В связи с этим совершенствование дозиметрии инкорпорированного плутония остается актуальной задачей проблемы по обеспечению радиационной безопасности предприятий атомной индустрии. Данная задача решается с помощью биокинетических моделей транспорта и экскреции, которые разрабатывались в ЮУрИБФ и в настоящее время постоянно совершенствуются, улучшая качество плутониевой дозиметрии [33, 34, 75].

Действующая методика расчета доз внутреннего облучения от инкорпорированного плутония по уровню экскреции с мочой учитывает дисперсность и транспортабельность вдыхаемых аэрозолей, от которых напрямую зависят механизмы отложения аэрозольных частиц и очищения дыхательного тракта [32, 34]. Поэтому дальнейшее совершенствование косвенно дозиметрических методов связано с решением биологических вопросов, касающихся количественных закономерностей транспорта инкорпорированного нуклида в организме, опираясь на информацию о физико-химических свойствах аэрозольных частиц на рабочих местах.

В производственных условиях растворимость и дисперсность радиоактивных веществ может варьировать в самых широких пределах, во многих случаях эти характеристики, вследствие проводимых усовершенствований и модификаций технологических процессов, нестабильны, поэтому с целью получения корректных дозовых оценок необходимо постоянно контролировать данные показатели на рабочих участках.

В биофизической лаборатории, начиная с 1975 года, в разные периоды времени, проводились исследования параметров растворимости альфа-активных аэрозолей на производственных участках ПО "Маяк" по методике определения транспортабельности методом диализа в растворе Рингера [24, 33,35,36].

В 70-80 гг. подробно были исследованы участки плутониевого производства и некоторые участки радиохимического завода. В эти же годы в радиобиологической лаборатории для решения ряда вопросов, связанных с применением ингаляций пентацина, проводились исследования растворимости промышленных аэрозолей плутония на отдельных участках ПО "Маяк" методом ультрафильтрации в разбавленной сыворотке крови [15, 16]. Но многие участки производства до настоящего времени оставались неизученными.

Измерения дисперсного состава альфа-активных аэрозолей проводились эпизодически [4, 7, 18, 19]. В настоящее время существует явный дефицит данных о размерах радиоактивных пылевых частиц в производственных помещениях ПО "Маяк", особенно в первые годы эксплуатации предприятия, что приводит к возникновению больших неопределенностей ретроспективных дозовых оценок.

Скорость растворения частиц вещества, попавшего в легкие, определяется как физико-химическими свойствами аэрозоля, так и свойствами биологической среды организма, в которой происходит растворение.

В действующей модели ЮУрИБФ доля нуклида, которая переходит в кровь с относительно большой скоростью в ранней фазе легочного клиренса после осаждения в дыхательном тракте, приравнена к показателю транспортабельности, измеренному методом диализа в растворе Рингера [32]. Поскольку данное предположение является лишь первым приближением, представляло интерес сравнить кинетику растворения различных соединений плутония в имитантах, максимально близких к условиям биологической среды организма человека по солевому составу и температуре, с результатами, полученными в растворе Рингера. Уточнение биокинетических параметров быстрой фазы абсорбции плутония из дыхательного тракта в кровь является актуальной задачей, решение которой необходимо для получения более реалистичных оценок доз облучения при ингаляционном поступлении различных соединений нуклида.

Целью работы является: оценка транспортабельности и дисперсности промышленных альфа-активных аэрозолей для повышения качества косвенной дозиметрии плутония, основанной на трактовке данных по экскреции радионуклида с мочой и калом.

В задачи исследования входило:

• пополнение и систематизация данных о транспортабельности промышленных аэрозолей на рабочих участках радиохимического и плутониевого производств в соответствии с кодами, применяемыми в ЭБД для обозначения профмаршрутов и расчета доз внутреннего облучения при биофизическом мониторинге внутреннего облучения персонала ПО "Маяк", работающего в контакте с различными соединениями плутония;

• восстановление значений показателя транспортабельности плутоний-содержащих аэрозолей в ранние периоды работы ПО "Маяк", когда измерения показателя еще не проводились, на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении радионуклида в организме бывших работников ПО "Маяк". Это позволит снизить неопределенности ретроспективных оценок доз внутреннего облучения, используемых эпидемиологами для оценки радиационных рисков;

• исследование корреляции между дисперсностью и транспортабельностью;

• исследование кинетики in vitro растворения промышленных соединений плутония в различных имитантах легочной жидкости и сравнение параметров in vitro растворения с опубликованными данными in vivo наблюдений с целью установления корреляции этих показателей с параметрами ранней фазы легочного клиренса, используемых в текущих дозиметрических моделях.

Научная новизна

В ходе исследований проведена детальная инвентаризация и систематизация рабочих участков по показателю транспортабельности аэрозолей в соответствии с кодами ЭБД с учетом их периода работы, назначения, характера технологического процесса и состава перерабатываемого продукта с целью методического обеспечения дозиметрической системы контроля внутреннего облучения персонала ПО "Маяк".

Расчетным методом с привлечением информации о профмаршрутах и данных о распределении плутония в организме бывших работников ПО "Маяк" восстановлены значения транспортабельности в первые годы эксплуатации предприятия, когда измерения физико-химических свойств аэрозолей в производственных помещениях завода не проводились. Полученные данные позволяют получить ретроспективные оценки доз внутреннего облучения для работников первых лет работы предприятия, не обследованных на содержание плутония, но чей профессиональный маршрут известен, и тем самым расширить эпидемиологические когорты.

Обобщены и систематизированы уникальные данные по истории развития технологии широкопрофильного радиохимического предприятия, которые являются неотъемлемым дополнением и поддержкой дозиметрического регистра работников ПО "Маяк".

В работе впервые выявлены закономерности изменения показателя транспортабельности в зависимости от изменения технологического процесса и дисперсности аэрозолей, что необходимо учитывать при расчетах ингаляционного поступления.

На основании сравнительного анализа кинетики растворения in vitro нитрата, оксида плутония и их смеси с производственных участков ПО "Маяк" в имитантах легочной жидкости, максимально приближенных к биологической среде организма человека, предложены новые параметры быстрой абсорбции в кровь в ранней фазе легочного клиренса для соединений типа нитрата, численные значения которых совпадают с опубликованными данными in vivo наблюдений на людях.

Научно-практическая значимость исследований состоит в том, что получены важные радиобиологические параметры для действующих в настоящее время дозиметрических моделей, в частности модели дыхательного тракта МКРЗ-66 и адаптированной модели ЮУрИБФ. Особую важность эти характеристики представляют для трактовки результатов исследования метаболизма плутония в ранней фазе легочного клиренса при ингаляционном поступлении.

Представленные материалы могут широко использоваться для восстановления индивидуальных историй облучения лиц из персонала ПО "Маяк" при выполнении задач по повышению точности оценок уровней накопления и доз внутреннего облучения от инкорпорированного плутония. Вовлечение новой дополнительной информации о физико-химических свойствах аэрозолей плутония является одним из условий усовершенствования методики реконструкции доз внутреннего облучения с целью повышения качества радиационно-эпидемиологических исследований влияния радиации на здоровье человека.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Завершена паспортизация рабочих участков ПО "Маяк" по показателю транспортабельности аэрозолей с учетом применяемой технологии на каждом рабочем участке и периода работы технологических отделений для методического обеспечения дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала.

2. Разработан метод ретроспективной оценки показателя транспортабельности на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении плутония в организме бывших работников со свойствами аэрозолей для реконструкции доз внутреннего облучения лиц из персонала ПО "Маяк", начавших работу в первые годы эксплуатации предприятия.

3. Установлено новое значение радиобиологического параметра fr - фракции, абсорбируемой из респираторного тракта в кровь в ранней фазе легочного клиренса, для нитрата плутония, которое используется в математической модели при оценке уровня содержания нуклида в организме и легких человека.

Заключение диссертации по теме «Радиобиология», Аладова, Елена Евгеньевна

ВЫВОДЫ

1. Проведен анализ транспортабельности альфа-активных аэрозолей методом диализа на неизученных ранее участках радиохимического и плутониевого производств. Проведена паспортизация производственных участков и составлен справочник классификации рабочих мест по транспортабельности с учетом их назначения, периода работы, характера технологического процесса и состава перерабатываемого продукта для методического обеспечения дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала ПО "Маяк".

2. Предложен расчетный метод ретроспективной оценки транспортабельности аэрозолей на основе сравнительного анализа посмертных данных о распределении плутония в организме работников ПО "Маяк" со свойствами аэрозолей. С использованием предложенного метода восстановлены значения показателя транспортабельности для участков радиохимического и плутониевого производств на тот период, когда экспериментальные измерения еще не проводились.

3. Установлено, что транспортабельность, рассчитанная по посмертным данным, на литейно-механическом и химико-металлургическом участках плутониевого производства увеличивается со временем, начиная с первых лет пуска завода, и коррелирует с экспоненциально уменьшающимся во времени накоплением плутония в легких, обнаруженным посмертно.

4. Динамика средневзвешенных значений показателя транспортабельности (S) на радиохимическом производстве, составленная на основе анализа аутопсийного материала и данных, полученных при анализе образцов воздуха, показала, что среднее значение S по производству колебалось около 3% за весь период эксплуатации предприятия. Небольшое снижение транспортабельности, наряду с увеличением уровня накопления нуклида в легких, наблюдалось лишь в годы пуска отделения по получению двуокиси плутония, что говорит о существенной роли трудно растворимой компоненты в указанный период.

5. На заводе РТ-1 участки экстракционного разделения радионуклидов характеризуются показателем транспортабельности 14.2% в результате образования хорошо растворимых комплексов плутония с органическими лигандами.

6. Установлено, что на плутониевом производстве средний размер аэрозольных частиц уменьшается со временем, в то время как динамика транспортабельности имеет явный тренд к увеличению. Обратная зависимость транспортабельности от размера частиц обнаружена при анализе транспортабельности и АМАД одних и тех же аэрозольных фильтров с участков плутониевого производства. Установленная зависимость может быть использована при дальнейшем совершенствовании текущих дозиметрических моделей.

7. Проведен сравнительный анализ кинетики растворения in vitro аэрозолей промышленных соединений плутония (оксид, нитрат и их смесь) с применением трех типов имитантов биологической жидкости: а) физиологический раствор Рингера; б) имитант ультрафильтрата сыворотки SUF; в) фаголизосомный имитант PSF.

8. Получено, что величина растворимой фракции в SUF для аэрозолей нитрата плутония, равная 21.5 %, значительно превосходит значения параметра быстрой абсорбции в ранней фазе легочного клиренса fr, принятые моделью ЮУрИБФ (3 %) и МКРЗ-66 (10 %), и совпадает с литературными данными in vivo наблюдений в экспериментах с привлечением добровольцев. Установленный факт свидетельствует о надежности полученной в исследованиях величины параметра fr для аэрозолей нитрата и позволяет применять результаты для совершенствования биокинетических моделей поведения плутония в дыхательном тракте, используемых при расчете доз внутреннего облучения лиц из персонала.

9. Установлена корреляция между кинетикой растворения оксида, нитрата плутония и аэрозолей смешанного состава в растворе Рингера, в имитанте ультрафильтрата легочной сыворотки SUF и фаголизосомном имитанте PSF, что позволяет анализировать аутопсийный материал о распределении нуклида в организме лиц из персонала, классифицированный по транспортабельности в растворе Рингера, для ревизии и валидации биокинетической модели "Дозы-2000" с учетом данных, полученных в новых имитантах.

1.5. Заключение

Анализ литературных данных показывает, что in vitro эксперименты благодаря простоте исполнения находят широкое применение в радиобиологии и дозиметрии инкорпорированных нуклидов:

• Для классификации промышленных аэрозолей, присутствующих на рабочих участках, по длительности задержки в легких (классы D, W, Y согласно МКРЗ-ЗО), по типу абсорбции в кровь (классы F, М, S согласно МКРЗ-66), по показателю транспортабельности S.

• Для исследования влияния физико-химических свойств аэрозолей, таких как площадь поверхности частиц, гидратное состояние, или присутствие примесей и различных компонентов на скорость растворения исследуемого вещества (а также влияние компонентов растворителя -карбонатов, фосфатов, цитратов или дополнительных условий -присутствие Ог, кислородсодержащих анионов).

• В случае отсутствия информации о растворимости промышленной пыли, скорость растворения, определяемая in vitro, может служить в качестве первого приближения для выбора параметров абсорбции при расчете дозовых коэффициентов.

Важность правильного определения параметров абсорбции промышленных соединений плутония по результатам in vitro тестов, определяется тем, что дозовые коэффициенты в зависимости от класса (классификация МКРЗ или по показателю транспортабельности) меняются существенно, поэтому неточности в оценках растворимости вещества могут привести к ошибкам при расчете дозовых нагрузок на легкие.

В настоящее время в модели ЮУрИБФ, которая используется для расчета доз лиц из персонала ПО "Маяк", быстро резорбируемая фракция fr абсорбции плутония в кровь оценивается по показателю транспортабельности, измеренному методом диализа в растворе Рингера. Данный метод является объективным способом классификации аэрозолей, позволяющим прогнозировать поведение широкого спектра соединений и их смесей в дыхательном тракте.

Однако, существуют другие имитанты легочной жидкости, по химическому составу более приближенные к биологическим жидкостям организма. Согласно модели легочного клиренса частицы после отложения удаляются из легких с помощью механизмов транспорта и растворения как во внеклеточной легочной жидкости, так и в жидкости внутри макрофагов. Для более реалистичного моделирования процесса абсорбции нуклида в кровь, необходимо учитывать наличие макрофагального растворения. Это значит, что для корректной дозиметрии параметры мгновенной абсорбции в кровь на ранней фазе легочного клиренса, применяемые в действующей биокинетической модели поведения плутония в организме работников ПО "Маяк", нуждаются в уточнении и обосновании.

В рамках той же модели ЮУрИБФ, представляющей собой адаптированную к условиям производства ПО "Маяк" модель легочного клиренса плутония МКРЗ-66, отложение радиоактивных аэрозолей в различных отделах дыхательного тракта определяется размерами частиц (значением АМАД). Поэтому контроль реальных условий формирования дозы облучения, являющийся одной из основных задач, решаемой при ИДК внутреннего облучения персонала предприятия, включает также определение АМАД вдыхаемых аэрозолей плутония.

Диссертация посвящена: • экспериментальному исследованию физико-химических характеристик аэрозолей методом диализа в растворе Рингера на неисследованных ранее производственных участках ПО "Маяк" и систематизации данных о транспортабельности в соответствии с кодами ЭБД в целях методического обеспечения индивидуального дозиметрического контроля внутреннего облучения персонала при работах с соединениями плутония; расчетному восстановлению значений показателя транспортабельности плутоний-содержащих аэрозолей в ранние годы работы ПО "Маяк" на основе сравнительного анализа аутопсийных данных о распределении плутония в организме работников ПО "Маяк" со свойствами аэрозолей; исследованию корреляции между дисперсностью и транспортабельностью; исследованию кинетики in vitro растворения промышленных соединений плутония, отобранных на рабочих участках ПО "Маяк", в различных биологических растворителях и обоснование параметров мгновенной абсорбции в кровь сравнительным анализом результатов с имеющимися данными in vivo наблюдений.

2. МАТЕРИАЛ И МЕТОДЫ

В диссертации использована информация, накопленная в лаборатории внутренней дозиметрии ЮУрИБФ, результаты исследований ЮУрИБФ и результаты собственных исследований транспортабельности и дисперсности альфа-активных аэрозолей с технологических участков ПО "Маяк". Отбор проб воздуха осуществлялся специалистами служб радиационной безопасности ПО "Маяк".

2.1 Отбор аэрозольных проб

Для характеристики рабочих участков по транспортабельности в целях методического обеспечения ИДК внутреннего облучения персонала, отбирали пробы аэрозолей стандартным аспирационным методом [6] на фильтры АФА-РСП-20 из рабочих помещений на радиохимическом и химико-металлургическом заводах ПО «Маяк», где персонал мог контактировать с различными соединениями плутония, при нормальном ходе технологического процесса.

Для исследований скорости быстрой абсорбции соединений плутония in vitro отобрали пробы воздуха тем же методом с трех рабочих участков ПО "Маяк": с химического, где в основном присутствуют аэрозоли нитрата плутония; литейно-механического с преобладанием в воздушной среде диоксида плутония; и участка прокалки оксалата до диоксида плутония, с аэрозолями смеси хлорида, оксалата и оксида плутония. Активность плутония на фильтрах составляла от 450 до 1000 Бк.

2.2 Определение показателя транспортабельности

Транспортабельность альфа-активных промышленных аэрозолей при проведении текущего мониторинга рабочих участков характеризовали по результатам двухсуточного диализа проб воздуха через полупроницаемые мембраны с диаметром пор 0.15 мкм в физиологическом растворе Рингера (V=150 мл) при рН=7.3 и комнатной температуре (см. рис. 5). Одновременно исследовалось не менее 3 частей с одного аэрозольного фильтра. Всего было проанализировано 115 фильтров с участков радиохимического завода и 136 фильтров с участков плутониевого производства.

Для исследований параметров быстрой абсорбции соединений плутония в кровь брали по 6 равных частей с каждого фильтра и анализировали по 2 части фильтра с одного участка в трех различных растворителях. Частички фильтров помещали между двух полупроницаемых мембран, скрепляли их тефлоновыми кольцами и погружали в стаканы с тремя разными растворами: SUF - имитант ультрафильтрата сыворотки, PSF - фаголизосомный имитант и раствор Рингера, каждый объемом 80 мл. Состав растворителей представлен в таблице. В качестве полупроницаемых мембран использовали мембранные фильтры Владипор МФА-МА №2 с диаметром пор 0.15-0 .25 мкм.

In vitro тесты проводили при температуре 37 °С, рН=7.4 в имитанте ультрафильтрата сыворотки SUF и в растворе Рингера, и при рН=4.0 в фаголизосомном имитанте PSF. Во избежание испарения SUF и для поддержания постоянного значения рН раствора 7.4, пробы с SUF хранились в газопроточном термостате ГПИ-01, который обеспечивал постоянную циркуляцию 5 % смеси С02 и сжатого воздуха. Смена всех растворов осуществлялась по следующей схеме: в первые сутки через час, 2 часа, 4 часа, 8 часов. Далее первые сутки, вторые сутки, 4 суток, 7 суток, 10 суток и затем еженедельно до 52 суток.

Методики in vitro тестов для SUF и PSF, были разработаны в Lovelace Inhalation Toxicology Research Institute (г. Альбукерке, США); метод диализа в растворе Рингера - в лаборатории внутренней дозиметрии ЮУрИБФ.

Содержание плутония в пробах диализата, мембран и фильтров определяли путем соосаждения его из азотнокислых растворов зольного остатка анализируемой пробы с фосфатом висмута и последующего измерения альфа-активности осадка, смешанного с порошкообразным сцинтиллятором.

Результаты представляли в виде выраженной в процентах доли продиализированного плутония (содержание в диализате) от суммарного содержания в диализате и на фильтрах.

2.2.1 Состав применяемых имитантов биологических жидкостей

Растворять ингредиенты, входящие в состав имитанта ультрафильтрата сыворотки и фаголизосомного имитанта, необходимо при постоянном перемешивании, в порядке, указанном в таблицах 6 и 7.

Список литературы диссертационного исследования кандидат биологических наук Аладова, Елена Евгеньевна, 2005 год

1. Аладова Е.Е., Хохряков В.Ф. Исследование альфа-активных аэрозолей в парковой зоне г. Озерска. Вопросы радиационной безопасности, №2, 1998, с.42-45.

2. Аладова Е.Е. Исследование дисперсности альфа-активных промышленных аэрозолей методом авторадиографии. Вопросы радиационной безопасности, 2002, №4, с. 17-21.

3. Аладова Е.Е., Хохряков В.Ф., Бондаренко О.А. Исследование физико-химических свойств альфа-активных аэрозолей на производстве по получению и переработке плутония. Вопросы радиационной безопасности, 2002, №3, с.20-27.

4. Бадьин В.И. Исследование дозиметрических характеристик альфа-активных аэрозолей в производстве плутония. Дисс. канд. техн. наук, Москва, ИБФ, МЗ СССР, 1967, 332 с.

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

6. Быховская М.С., Тарасенко Н.Ю. Отбор проб воздуха. В кн.: Дозиметрические и радиохимические методы. М.: Атомиздат, 1966, с.91.

7. Воронин П.Ф. К вопросу оценки условий труда и состояния здоровья работающих в производстве плутония. ФИБ-1, 1964, инв.№ 200, 203 с.

8. Выявление, учет и медицинское наблюдение за носителями плутония-239 у человека и животных. Инструктивно-методические указания. Под ред. Э.Р.Любчанского и В.Ф.Хохрякова. М., 1987. - 101 с.

9. Ю.Ерохин В.В. Функциональная морфология легких. М.: Медицина, 1987.-270с.

10. Кароль И.Л. Радиоактивные изотопы и глобальный перенос в атмосфере. -Л.: Гидрометеоиздат, 1972. 366 с.

11. Любчанский Э.Р. Поведение 239Ри в организме крыс после однократной ингаляции некоторых его химических соединений. Радиобиология, 1967, том 7, выпуск 4, с.541-547.

12. Любчанский Э.Р., Плотникова Л.А. и др. Ускорение выведения плутония из организма человека. ФИБ-1, 1976, инв.№ 1196.

13. Любчанский Э.Р., Плотникова Л.А. и др. К вопросу о растворимости промышленных соединений плутония -239 в имитанте легочной жидкости. ФИБ-1, 1974, инв.№ 1016.

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

15. Лызлов А.Ф., Мелентьева Р.В., Щербакова Л.М. Применение оптикорадиографического метода для исследования дисперсности промышленных альфа-активных аэрозолей. Вопросы радиационной безопасности, 2001, №3, с.63-78.

16. Плотникова Л.А. Распределение плутония-239 в организме человека и выведение его с помощью органических комплексообразователей. Дисс. канд. биол. наук, М., 1964.

17. Райст П. Аэрозоли. Пер. с англ. М. Мир, 1987.-278 с.

18. Самуйлова Э.В., Бычинский А.А., Лобанов Б.Г. Сравнительные данные о транспортабельности альфа-активных аэрозолей на различных участках радиохимического производства. Бюлл. радиац. мед. 1992, №2, с. 12-15.

19. Сохранич А.Л. Локализация плутония в ядерной фракции клеток легочной ткани. Медицинская радиология, 1987, №12, с.51-53.

20. Сохранич А.Л. Связь плутония-239 с некоторыми компонентами легочной и костной тканей и влияние на нее пентацина. Дисс. канд. биол. наук, М., 1985.

21. Спурный К., Йех Ч., Седлачек Б., Шторх О. Аэрозоли. Пер. с чешского. -М.: Атомиздат, 1964. 359 с.

22. Чернух A.M., Александров П.Н., Алексеев О.В. Микроциркуляция. М.: Медицина, 1975. - 455 с.

23. Чудин В.А. Обмен в организме аэрозолей двуокиси плутония разной дисперсности при поступлении через органы дыхания. Дисс. канд. биол. наук, М., 1978.

24. Швыдко Н.С., Попов Д.К., Ворожцова Л.Н., Рушоник С.И. О сорбции плутония-239 трансферрином сыворотки крови. Гигиена и санитария, 1975, №6, с.113-115.

25. Харунжин В.В. Двуокись плутония-239. Метаболизм, клиника и терапия при ингаляционном пути поступления. Дисс. доктора мед. наук. М., 1986, 396с.

26. Хохряков В.Ф. Графический метод оценки доз и уровней накопления плутония по данным об экскреции нуклида с мочой. Мед. радиология и радиационная безопасность (в печати).

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

28. 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, Том 46, №6, с.76-83.

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

30. Хохряков В.Ф., Суслова К.Г., Цевелева И.Т., Лызлов А.Ф. Транспортабельность альфа-активных аэрозолей радиохимического предприятия. Бюл. радиац. мед. 1987, №2, с.98-102.

31. Хэм А., Кормак Д. Гистология. Пер. с англ. М., Мир, 1983, Т.4, 242 с.

32. Хура А. Й. Пневмологические проблемы. Пер. со словац. Братислава: Издательство словацкой академии наук, 1965.- 792 с.

33. Andre S., Metivier, Н., Auget, D. Assessment of uranium tetrafluoride dissolution in the lung by in vivo and in vitro methods.- Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, p.75-81.

34. Ansoborlo, E., Guilmette, R., Hoover, M.D. et. al. Application of in vitro dissolution tests for different uranium compounds and comparison with in vivo data. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, p.33-37.

35. Ansoborlo, E., Henge-Napoli, M.H., Chazel, V. et. al. Review and critical analysis of available in vitro dissolution tests. Health Phys., 1999, v.77, p. 638-645.

36. Ansoborlo, E., Chalabreysse, J., Henge-Napoli, M.H., Pujol, E. In vitro chemical and cellular tests applied to uranium trioxide with different hydration states. Environ. Health. Persp., 1992, v.91, p. 139-143.

37. Bailey, M.R., Guilmette, R.,Jarvis, N., Roy, M. Practical application of the new ICRP human respiratory tract model. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, №1-4, p. 17-22.

38. Bruenger, F.W., Stover B.J., Stevens, W., Atherton, D.R. Exchange of Pu-239 (IV) between transferrin anf ferritin in vitro. Health Phys., 1969,v.l6, №3, p.339-340.

39. Bruno, J. A reinterpretation of the solubility product of solid uranium dioxide. -Acta Chem. Scand. A., 1989, v.43, p.99-100.

40. Chazel, V., Houpert, P., Ansoborlo, E. Effect of U3O8 specific surface area on in vitro dissolution, biokinetics, and dose coefficients. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, 39-42.

41. Clementi, F., Palade, G.E. Intestinal capillaries. Permiability to peroxidase and ferritin. J. Cell. Biol., 1969, vol.41, p. 33-38.

42. Cooke, N., Holt, F. The solubility of some uranium compounds in simulated fluid.- Health Phys., 1974, v.27, p.69-77.

43. Cusbert, P.J., Carter, P.J., Woods, D. A. In vitro dissolution of uranium. -Radiat. Prot. Dosim., 1994, v.55, p.39-47.

44. Dennis, N.A., Blauer, H.M., Kent, J.E. Dissolution fractions and half-times of single source yellowcake in simulated lung fluids. Health Phys., 1982, v.42, p.469-477.

45. Diel, J.H., Mewhinney, J.A. Fragmentation of inhaled Pu02 particles in lung. -Health Phys., 1983, v.44, p.135-143.

46. Duport, P., Robertson, R., Ho, K., Horvath, F. Flow-through dissolution of uranium-thorium ore dust, uranium concentrate, uranium dioxide, and thorium alloy in simulated lung fluid. Radiat. Prot. Dosim., 1991, v.38, p.121-133.

47. Eidson, A., F. Comparison of physical chemical properties of powders and respirable aerosols of industrial mixed uranium and plutonium oxide fuels. -Health Phys., 1982, v.42, p.531-536.

48. Eidson, A., F. The effect of solubility on inhaled uranium compound clearance: a review. Health Phys., 1994, v.67, p. 1-14.

49. Eidson, A., Damon, E.G., Hahn, F.F., Griffith, W.C. The utility of in vitro solubility testing in assessment of uranium exposure. Radiat. Prot. Dosim., 1989, v.26, p.69-74.

50. Eidson, A. F., Griffith, J. Techniques for yellow cake dissolution studies in vitro and their use in bioassay interpretation. Health Phys., 1984, v.46, p.151-163.

51. Eidson, A. F., Mewhinney, J.A. In vitro dissolution of respirable aerosols of industrial uranium and plutonium mixed oxide nuclear fuels. . Health Phys., 1983, v.45, p. 1023-1037.

52. Etherington, G., Shutt, A.L., Stradling, G.N. et. al. A study of the human biokinetics of inhaled plutonium nitrate.- Ann. Occup. Hyg., 2002, v.46 (Supplement 1), p.350-352.

53. Garger, E.K, Sazhenyuk, A.D., Odintzov, A.A., Paretzke, H.G. et.al. Solubility of airborne radioactive fuel particles from the Chernobyl reactor and implication to dose. Radiat. Environ. Biophys., 2004, v.43, p.43-49.

54. Griffith, W.C. Cuddihy, R.G., Boecker, B.B. et. al. Comparison of solubility of aerosols in lungs of laboratory animals (Abstract). Health Phys., 1983, v.45, p.233.

55. Guilmette, R.A., Kanapilly, G.M. Biokinetics and dosimetry of inhaled Cm aerosols in beagles: Effect of aerosol chemical form. Health Phys., 1988, v.55, p.911-925.

56. Hefferman, Т.Е., Lodwick, J.C., Spitz, H., et. al. Solubility of airborne uranium compounds at the fernald environment management project. Health Phys., 2001, v.80, № 3, p.255-262.

57. Henge-Napoli, M.H., Ansoborlo, E., Donnadieu-Claraz, M., et. al. Solubility and transferability of several industrial forms of uranium oxides. Radiat. Prot. Dosirn., 1994, v.53, p. 157-161.

58. Hickman, A.W., Griffith, W.C., Roessler, G.S. et. al. Application of a canine 238Pu biokinetics/dosimetry model to human bioassay data. Health Phys., 1995, v.68, p.359-370.

59. Hoover, M.D., Newton, G.J., Guilmette, R.A., et. al. Characterisation of enriched uranium dioxide particles from a uranium handling facility. Radiat. Prot. Dosim., 1998, v.79, № 1-4, p.57-62.

60. International Commission on Radiological Protection. Limits for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 30. Oxford: Pergamon Press, 1980.

61. Kanapilly, G.M., Diel J.H. Ultrafine РиОг generation, characterization and short-term inhalation study in the rat. Health Phys., 1980, v.39, p.505-519.

62. Kanapilly, G.M., Goh, С. Some factors affecting the in vitro rates of dissolution of respirable particles of relatively low solubility. Health Phys., 1973, v.25, p.225-237.

63. Kanapilly, G.M., Raabe, O.G., Goh, C. et. al. Measurement of in vitro dissolution of aerosols particles for comparison to in vivo dissolution in the low respiratory tract after inhalation. Health Phys., 1973, v.24, p.497-507.

64. Khokhryakov V., Suslova K., Aladova E., Vasilenko E., Miller S., Slaughter D., Krahenbuhl M. Development of an Improved Dosimetry System for the Workers at the Mayak Production Association. Health Phys., 2000, v.79, №1, p.72-76.

65. Kottrappa, P., Sundararajan, A. R., Bhanti, D.P., Menon, V.B. Dynamics shape factors for Pu02 aerosols useful in autoradiographic particle size analysis. -Health Phys., 1975, v.29, p.701-704.

66. Kreyling W.G. Aerosol particles parameters maintaining lung clearance by intracellular dissolution and translocation. J. Aerosol Sci., 1990, v. 21, p. 371374.

67. Langham, W. H., Basset, S.H., Harris, P.S., Carter, R. E. Distribution and excretion of plutonium administered intravenously to man. Health Phys., 1980, v.38, №6, p.1031-1060.

68. Lauweryns, J.M., Baert, J.H. Alveolar clearance and the role of the pulmonary lymphatics. Am. Rev. Respir. Dis., 1977, № 115, p.625-683.

69. Low F.N., Daniels C.W. Electron microscopy of the rat lung. Anat. Rec., 1952, v.l 13, p.437-443.

70. Matton, S., Bailly, I., Maissiot, P., Ansoborlo, E., Fritsch, P. Phosphate/U02 interaction during in vitro dissolution of inhalable particles in a medium simulating the phagolysosomal compartment. Radiat.Prot.Dosim., 1998, v.79, №1-4, p.49-51.

71. Mercer, T.T. On the role of particle size in the dissolution of lung burdens. -Health Phys., 1967, v.13, p.1211-1221.

72. Metzger, R., Cole, L. Solubility characterization of airborne uranium from a uranium recucling plant. Health Phys., 2004, v.87, № 1, p.89-91.

73. Mewhinney, J.A., Eidson, A.F., Wong, V.A. Effect of wet and dry cycles on dissolution of relatively insoluble particles containing plutonium. Health Phys., 1987, v.53, p.377-384.

74. Miglio, J.J., Maggenburg, B.A., Brooks, A.L. A rapid method for determining the relative solubility of plutonium aerosols. Health Phys., 1977, v.33, p.449-457.

75. Morrow P.E., Gibb F.R., Beiter H.D. Inhalation studies of uranium trioxide. -Health Phys., 1972, v.23, № 3, p.273-280.

76. Moss, O.R. Simulants of lung interstitial fluid. Health Phys., 1979, v.36, p.447-448.

77. Newton, D., Dmitriev, S.N. Tracking the behaviour of plutonium in man.-Radionuclides and Heavy Metal in Environment, 2001, v.5, p. 1-8.

78. Potter, R.M., Mattson, S.M. Glass fiber dissolution in a physiological saline solution. Glastech. Ber., 1991, v.64, №1, p. 16-28.1. ЛЛЛ

79. Sanders C. L. The distribution of inhaled Pu02 particles within pulmonary macrophages. Arch. Environ. Health, 1969, v.18, p.904-912.

80. Stather, J.W., Howden, S. The effect of chemical form on the clearance of 239-plutonium from the respiratory system of the rat. Health Phys., 1975, v.28, p.29-39.

81. Stradling, G.N., Loveless, B.W., Ham, G.J. et. al. The biological solubility in the rat of plutonium present in mixed plutonium-sodium aerosols. Health Phys., 1978, v.35, №2, p.229-235.

82. Stradling, G.N., Stather, J.W., Sumner, S.A., et.al. The metabolism and decorporation of Pu after inhalation of tributyl phosphate complex by the rat. Health Phys., 1985, v.49, p.499-502.

83. Jtradling, G.N., Etherington G., Hodgson, A., Bailey M.R. et. al. Comparison >etween biokinetics of inhaled plutonium nitrate and gadolinium oxide in mmans and animals.- Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2002, f.252, №2, p.315-325.

84. Suslova K.G., Filipy R.E., Khokhryakov V.F. et. al. Comparison of the dosimetryregistry of the Mayak Industrial Association and the United States Transuranium and Uranium RegistriesrA preliminary report. Radiat. Prot. Dosim., 1996, v.67, №1, p. 13-22.

85. Talbot, R.J., Knight, D.A., Morgan A. Biokinetics of 237Pu citrate and nitrate in the rat: implications for Pu studies in man. Health Phys., 1990, v.59, №2, p.l83-187.

86. Talbot, R.J., Newton D., Dmitriev. Sex-related differences in the human metabolism of plutonium. Radiat. Prot. Dosim., 1997, v.71, №2, p. 107-121.

87. Talbot, R.J., Newton D., Warner, A.J. Metabolism of injected plutonium in two healthy men. Health Phys., 1993, v.65, №1, p.41-46.

88. Voisin, C., Aerts, C., Jakubzak, E., Tonnel, A. La culture cellulaire en phase gazeuse. Un nouveau modele d'etude in vitro des activites des macrophages alveolaires. Bull. Eur. Physiopathol. Respir., 1976, v.38, p.347-348.

89. Watts. Clearance rates of insoluble plutonium-239 compounds from the lungs. Health Phys., 1975, v.29, №1, p.53-59.