Облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения индивидуальной дозы облученного с величиной пороговой дозы, характеризующей возникновение тяжелых детерминированных эффектов. В качестве пороговой была принята величина ОБЭ-взвешенной дозы облучения органа или ткани, при получении которой рассматриваемый эффект теоретически может возникнуть у 5 % облученных людей. Для оценки этой величины были усовершенствованы биофизические модели, описывающие риск развития детерминированных эффектов в результате облучения ряда критических органов и тканей с произвольной мощностью дозы [39, 8, 12]. Основа этих моделей была разработана под эгидой Комиссии по ядерному регулированию США в 1989-1993 гг. [32, 33, 34].
В таблице 16 приведены значения пороговых доз для развития тяжелых детерминированных эффектов при внешнем облучении [8, 12]. Величина пороговой дозы может существенно зависеть от мощности дозы, поэтому в таблице 16 приведены значения для острого облучения с мощностью дозы более 0,1-1 (Гр-экв)/час.
Таблица 16. Пороговые дозы острого внешнего облучения.
| Эффект | Критический орган или ткань | Пороговая доза (а), Гр-экв |
| Кишечный синдром | Тонкий кишечник | |
| Пневмония | Альвеолярно-интерстициальная область легких | 4(б) |
| Гематологический синдром | Красный костный мозг | 2(в) |
| Постоянная стерильность | ЯИЧНИКИ | 1,5 |
| Семенники | ||
| Лучевая катаракта | Хрусталик глаза | 0,8 |
| Гибель зародыша или плода | Зародыш или плод | 0,3-2(г) |
| Тяжелая задержка умственного развития | 0,6-0,9(г) | |
| Тяжелая задержка физического развития | 0,3 | |
| Пороки развития | 0,1 | |
| Заметное уменьшение IQ | 0,1 | |
| Некроз мягких тканей | Мягкая ткань | 25(д) |
| Влажное отшелушивание | Дерма кожи | 12(e) |
| (а) При облучении критического органа или ткани с дозой равной пороговой, эффект может возникнуть у 5 % облученных лиц. (б) Значение для лиц старше 40 лет. Для лиц моложе 40 лет пороговое значение равно 8 Гр-экв. (в) При отсутствии специализированной медицинской помощи. При оказании своевременной и специальной медицинской помощи пороговое значение равно 3 Гр-экв. (г) Зависит от стадии развития зародыша или плода. (д) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,5 см. (е)При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,3 мм. |
При внутреннем облучении мощность дозы в органах и тканях закономерно изменяется после поступления радионуклида в организм [40], а абсолютное значение мощности дозы пропорционально величине поступления радионуклида. Базовой характеристикой риска развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении является величина поступления радионуклида [8]. Риск развития эффектов излучения при поступлении радионуклида в организм определяет не только величина поступления, но также и радиологические (биокинетика в организме) и физические свойства радионуклида (период полураспада, спектр излучения) [8, 12, 40]. Свойства радионуклида оказывают значительное влияние на величину поступления радионуклида, которое является пороговым[7] для развития тяжелых детерминированных эффектов. Например, теоретическая величина порогового поступления, приводящего к развитию радиационной пневмонии после ингаляции аэрозоля с АМАД 1 мкм варьирует от 4•106 Бк для 229Th до 7•1011 Бк для 71Ge. Аналогичная величина для развития костномозгового синдрома после поступления радионуклида с пищей варьирует от 3•108 Бк для 210Ро до 5•1011 Бк для 3Н. Таким образом, установить в качестве критерия одно значение порогового поступления, зависящее только от рассматриваемого эффекта и независящее от свойств радионуклида, оказалось невозможно. С помощью выражения (4) можно заменить величину порогового поступления соответствующим индексом, равным значению ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы. Риск развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении и ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза являются похожими функционалами мощности ОБЭ-взвешенной дозы в органе [8, 12]. Поэтому такая замена приводит к существенному уменьшению вариации значений этой новой величины, характеризующей порог развития детерминированных эффектов. Как сами значения ожидаемых ОБЭ-взвешенных доз, соответствующих пороговым поступлениям, так и их разброс зависят от параметра интегрирования в (4). Анализ риска развития детерминированных эффектов при поступлении в организм радионуклидов с периодом полураспада более 1 сут. показал, что при Δ = 30 сут. разброс индексов минимален и не превышает десяти [8, 12]. Столь незначительный разброс индекса порогового поступления позволил принять ADT(Δ = 30 сут.) в качестве базовой характеристики внутреннего облучения при радиационной аварии [40].
Таблица 17. Ожидаемые дозы внутреннего облучения, соответствующие пороговой величине поступления радиоактивного материала
| Эффект | Облучаемый орган или ткань | Пороговый уровень (а), Гр-экв |
| Гематологический синдром | Красный костный мозг | 0,5-8(б) |
| Пневмония | Альвеолярно-интерстициальная область легких | 30-100 (б) |
| Кишечный синдром | Толстый кишечник | 20-24 (б) |
| Гипотериоз | Щитовидная железа | 2 (в) |
| Острый тиреоидит | 60(в) | |
| (а(а) При поступлении, приводящем к ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозе, равной пороговой, эффект может возникнуть у 5 % облученных лиц. (б) В единицах 30-дневной ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы. (в) В единицах 365-дневной ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы. |
Таким образом, риск развития детерминированных эффектов при внутреннем облучении можно с удовлетворительной неопределенностью характеризовать значением величины ожидаемой в течение 30 дней ОБЭ-взвешенной дозы, зависящим только от рассматриваемого эффекта. Внутреннее облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения 30-дневной ожидаемой ОБЭ-взвешенной дозы облучения с пороговыми значениями, приведенными в таблице 17. Значения 30-дневных ожидаемых ОБЭ-взвешенных доз при поступлении в организм 1 Бк радионуклида, необходимые для определения ожидаемых ОБЭ-взвешенных доз, приведены в [11, 12]. Внешнее облучение человека в области больших доз оценивается путем сравнения дозы облучения с пороговыми значениями ОБЭ-взвешенной дозы, приведенными в таблице 16.
Оценка комбинированного облучения затрудняется нелинейной зависимостью риска развития детерминированного эффекта от дозы. В [8] показано, что в результате облучения в течение короткого времени не будет превзойден 5 % уровень риска развития детерминированного эффекта, если выполняется неравенство:
(5)
где ADT - ОБЭ-взвешенная доза внешнего облучения органа Т; ADT(Δ = 30d) - ожидаемая 30-дневная ОБЭ-взвешенная доза внутреннего облучения органа Т; TDT - пороговое значение ОБЭ-взвешенной дозы в органе Т, приведенное в таблице 16 для случая облучения с большой мощностью дозы; TDT(Δ) - соответствующее пороговому поступлению значение ожидаемой 30-дневной ОБЭ-взвешенной дозы в органе Т, приведенное в таблице 17.
Облучение человека в области средних доз оценивается путем сравнения эквивалентной дозы внешнего облучения или ожидаемой эквивалентной дозы внутреннего облучения с величиной эквивалентной дозы, характеризующей теоретическую возможность достоверного обнаружения стохастических эффектов излучения в когорте из 100 000 облученных [8]. Принятые уровни приведены в таблице 18.
Таблица 18. Теоретические дозовые уровни обнаруживаемости радиогенных раков в облученной популяции.
| Эффект | Облучаемый орган | Дозиметрическая величина | Уровень обнаружимости, мЗв |
| Рак щитовидной железы | Щитовидная железа | Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе | |
| Лейкемия | Красный костный мозг | Эффективная доза (а) | |
| Раки в целом | Основные органы тела (б) | Эффективная доза (а) | |
| (а) В условиях внешнего облучения всего тела. (б)Все органы, учтенные в алгоритме определения эффективной дозы. |
Облучение человека в результате радиационной аварии может быть представлено значениями любых дозиметрических величин, приведенных на рис. 4. Между тем области условий облучения, в пределах которых эти дозиметрические величины могут выступать как характеристики облучения, важные для целей радиационной защиты, ограничены. В качестве примера рассмотрим последствия внешнего облучения фотонами.
Рис. 5. Рекомендованные области применимости дозиметрических величин.
При внешнем облучения всего тела фотонами с дозой менее 1 Гр главной причиной преждевременной смерти являются радиогенные раки, а при облучении с дозой более 4 Гр - детерминированные эффекты излучения. При облучении всего тела с дозой 1—4 Гр преждевременная смерть может быть связана как с развитием детерминированных, так и стохастических эффектов излучения. Причинно-следственная связь между смертью от рака и облучением не может быть установлена, если доза облучения всего тела не превышает 0,1 Гр. На рис. 5 представлены области доз внешнего облучения фотонами, где целесообразно использование тех или иных дозиметрических величин для оценки последствий облучения:
1. Вклад риска развития стохастических эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах выше 4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует использовать ОБЭ-взвешенную дозу.
2. Вклад стохастических эффектов в полную смертность неопределим при дозах ниже 0,1 Гр, так что для оценки возможных последствий облучения в этой области следует использовать эффективную дозу.
3.Вклад риска развития детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти незначителен при дозах ниже 1 Гр, так что для оценки последствий облучения в области 0,1-1 Гр следует использовать эквивалентную дозу.
4.Вклад риска развития стохастических и детерминированных эффектов в полную вероятность преждевременной смерти сопоставим при дозах 1-4 Гр, так что для оценки последствий облучения в этой области следует исользовать и ОБЭ-взвешенную, и эквивалентную дозу.
Система защитных действий, проводимых при радиационной аварии, включает защитные мероприятия, проведение которых обусловлено уровнями полученной, прогнозируемой, либо предотвращаемой дозы облучения [8]. Сами действия различаются в зависимости от того, какие эффекты ожидаются при том или ином уровне доз.
Меры радиационной или медицинской защиты при возможности развития тяжелых детерминированных эффектов должны вводиться незамедлительно и при любых условиях.
Меры, направленные на уменьшение риска возникновения стохастических эффектов, вводятся при достижении уровней обнаружения радиогенных раков в облученной популяции, либо при превышении оптимизированных уровней вмешательства, если дзы облучения ниже уровня обнаружения.
Таблица 19. Критерии защиты людей от риска развития детерминированных эффектов.
| Контролируемый орган или ткань | Общий уровень действия, Гр-экв |
| Внешнее облучение | |
| Торс | |
| Зародыш или плод | 0,1 |
| Мягкая ткань | 25(a) |
| Дерма кожи | 10 (б) |
| Внутреннее облучение | |
| Красный костный мозг | 0,2(в), (г) |
| 2 (в), (д) | |
| Альвеолярно-интерстициальный отдел легких | 30(в), (е) |
| Толстый кишечник | 20(в) |
| Щитовидная железа | 2(в), (ж) |
| Зародыш или плод | 0,1 (з) |
| (а) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,5 см. (б) При поражении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,3 мм. (в) 30-дневная ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза внутреннего облучения. (г) Любое поступление радионуклидов с Z > 89. (д) Любое поступление радионуклидов с Z < 90. (е) Ингаляционное поступление. (ж) Любое поступление радионуклидов, накапливающихся в щитовидной железе. (з) Ожидаемая ОБЭ-взвешенная доза, накопленная за весь период внутриутробного развития. |
Таблица 20. Сравнение уровней действия при внешнем облучении
| Облучаемый орган или ткань | Рекомендации 2006 [8, 12] | Нормы 1996 [1], НРБ-99 [42] | |
| Мгновенное облучение, Гр-экв | Облучение за 2 первых дня, Гр | ||
| Красный костный мозг | |||
| Органы дыхания | Легкие | - | 6 (а) |
| Альвеолярно-интерстициальная область легких | 1(б) | - | |
| Кожа | Базальная мембрана | - | 3(в) |
| Дерма кожи | 10 (г) | - | |
| Щитовидная железа | |||
| Хрусталик глаза | |||
| Гонады | |||
| Эмбрион или плод | 0,1 | 0,1 | |
| (а) Под легкими подразумевается торакальный отдел органов дыхания [18, 25, 39, 40]. (б) В состав альвеолярно-интерстициальной области легких входят только генерации воздухоносных путей с 16-ой по 26-ю (от воздухоносных бронхиол до альвеол включительно) и интерстициальная соединительная ткань. Масса ткани альвеолярно-интерстициальной области составляет около 95 % массы легких, поэтому при оценке дозы на критический орган в случае внешнего облучения допустимо определять дозу в легких в целом [18, 25, 39, 40]. (в) При контактном облучении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,07 мм. (г) При контактном облучении области с площадью более 100 см2 на глубину не менее 0,3 мм. |
В таблице 19 приведены общие уровни действия, предназначенные для проведения мер защиты отдельных лиц от риска развития детерминированных эффектов. Эти уровни установлены таким образом, чтобы предотвратить превышение пороговых уровней развития детерминированных эффектов, приведенных в таблице 16 и таблице 17. В [8] определены безотлагательные действия по медицинской защите облученных лиц, если полученная ими доза (received dose) превышает уровни, указанные в таблице 19, и безотлагательные действия по радиационной защите, если прогнозируемые дозы (projected dose) превышают уровни, приведенные в таблице 19.
В таблице 20 и таблице 21 приведено сравнение общих уровней действия из будущих Норм [8, 12] и уровней действия для срочного вмешательства из МОНБ [1], которым соответствуют уровни из таблицы 6.1 НРБ-99 [42]. Сравнение показывает, что новые критерии, основанные на применении моделей риска развития детерминированных эффектов, более жесткие и требуют применения безотлагательных защитных мероприятий при более низких уровнях облучения.
Таблица 21. Сравнение уровней действия при внутреннем облучении.
| Облучаемый орган или ткань | Рекомендации 2006 [8, 12] | Нормы 1996 [1], НРБ-99 [42] | |
| Ожидаемая доза за два дня после поступления, Гр | Доза за два дня после поступления, Гр | ||
| Красный костный мозг | ~ 0,01 (а) | ||
| ~0,2 (б) | |||
| Органы дыхания | Легкие | - | |
| Альвеолярно-интерстициальная область легких | ~3(в) | ||
| Щитовидная железа (I-131) | ~2(г) | ||
| (а) Значение поглощенной дозы рассчитано из значения ОУД для случая перорального поступления альфа-излучателя с Z > 89. ОБЭ принято равным 2. (б) Значение поглощенной дозы рассчитано из значения ОУД для случая перорального поступления бета-излучателя с Z < 90. ОБЭ принято равным 1. (в) Значение поглощенной дозы рассчитано из значения ОУД для случая ингаляционного поступления альфа-излучателя (239PuO2). ОБЭ принято равным 7. (г) Значение поглощенной дозы рассчитано из значения ОУД для случая перорального поступления 131I. ОБЭ принято равным 1/5. |
Защита работников, осуществляющих планируемые спасательные и восстановительные работы в зоне аварии, проводится путем установления контрольных уровней (reference level) индивидуальной дозы, превышение которых не следует планировать и допускать при выполнении тех или иных противоаварийных мероприятий [8]. Величины этих уровней МАГАТЭ устанавливает в зависимости от степени значимости проводимых мероприятий. Согласно такому подходу, выделены пять категорий противоаварийных мероприятий:
1.Действия, направленные на спасение жизни;
2.Действия, направленные на предотвращение тяжелых детерминированных эффектов;
3.Действия, направленные на предотвращение катастрофического развития аварии;
4.Действия, направленные на предотвращение больших коллективных доз облучения;
5.Иные операции, включая ремонтно-восстановительные работы.
При установлении соответствующих уровней для планирования и проведения этих мероприятий соблюдался приоритет защиты жизни и здоровья работника. Согласно этому приоритету, выгода для спасаемых людей должна перевешивать собственный риск спасателя. Сам работник при выполнении действий, опасных для его жизни и здоровья, должен быть добровольцем, достаточно информированным о возможных последствиях его действий для принятия обдуманного решения. Установленные в [8] значения контрольных уровней для защиты работников при выполнении противоаварийных мероприятий приведены в таблице 22.
Таблица 22. Критерии защиты работников, осуществляющих противоаварийные мероприятия.
| Противоаварийные мероприятия | Контрольный уровень |
| Действия, направленные на спасение жизни | Ограничение облучения в принципе не рекомендовано в том и ТОЛЬКО В ТОМ СЛУЧАЕ, когда выгода для спасаемых перевешивает собственный риск спасателя (а). |
| Действия, направленные на предотвращение тяжелых детерминированных эффектов | ADTОPC < 1,0 Гр-экв (а), (б) Е< 1,0 3в(а), (в) |
| Действия, направленные на предотвращение катастрофического развития аварии | |
| Действия, направленные на предотвращение больших коллективных доз облучения | Е< 100 мЗв (а) |
| Иные операции, включая ремонтно-восстановительные работы | Предел дозы профессионального облучения (г) |
| (а) Работники должны быть добровольцами, достаточно информированными относительно потенциальных последствий облучения для того, чтобы сделать осознанное решение. (б) Относится исключительно к дозе внешнего проникающего излучения. (в) Суммарная доза внутреннего и внешнего облучения. Дозы от поступления радионуклидов или загрязнения кожи должны быть ограничены, например, проведением йодной профилактики или использованием средств индивидуальной защиты. (г) Имеется в виду предел облучения за год, равный 50 мЗв. |
Накопленный опыт позволил МАГАТЭ создать целостную систему для защиты персонала и населения в случае радиационной аварии, которая дополняет и развивает Рекомендации МКРЗ. В качестве основных элементов Система включает:
1. Количественную оценку риска возникновения эффектов излучения;
2. Стратегию защиты населения при радиационной аварии;
3. Критерии принятия решений по радиационной и медицинской защите лиц из аварии. Важной составляющей критериев является система дозиметрических величин, в терминах которых выражены критерии;
4. Критерии оценки потенциальной опасности источников излучения для принятия решений по предотвращению их выхода из-под регулирующего контроля.
Заключение. Опубликование Рекомендаций МКРЗ 2007 г. не окажет прямого действия на существующую в Российской Федерации систему обеспечения радиационной безопасности. Влияние этих Рекомендаций будет распространяться через международную систему обеспечения безопасности при использовании источников излучения, функционирование которой поддерживает ООН через посредство МАГАТЭ. Важнейшим явлением, определяющим очередной этап развития радиационной безопасности, станет выпуск под эгидой МАГАТЭ новых Основных международных норм безопасности. Эти Нормы безопасности аккумулируют как Рекомендации МКРЗ, так и опыт в обеспечении радиационной безопасности, накопленный международным сообществом за последние 10 лет. МАГАТЭ планирует завершить работу над новыми Нормами в 2010 г. Ожидается, что выпуск МАГАТЭ новых Норм приведет:
1) К модификации системы дозиметрических величин;
2) К ужесточению требований к обращению с радиоактивными отходами;
3) К ужесточению требований к обеспечению сохранности источников излучения;
4) К ужесточению требований к аварийной готовности и реагированию на радиационные аварии.
При этом, анализируя имеющиеся материалы Рекомендаций МКРЗ 2007 года, можно утверждать, что:
1) не последует заметных изменений в нормативных требованиях МАГАТЭ к обеспечению радиационной безопасности при профессиональном облучении;
2) изменения следует ожидать в рекомендациях, относящихся к оптимизации радиационной защиты и планировании практической деятельности при проектировании новых источников излучения.
Литература
1. IAEA. International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Safety Series No. 115. IAEA, Vienna, 1996. (русск. изд. 1997 г.).
2. IAEA. Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources: Safety Fundamental. Safety Standards Series № 120, IAEA, Vienna, 1996.
3. IAEA. Compendium of Neutron Spectra and Detector Responses for Radiation Protection Purposes Supplement to Technical Reports Series № 318. Technical Report Series № 403. IAEA, Vienna, 2001.
4. IAEA. Preparedness and Response for a Nuclear or Radiological Emergency, Safety Requirements, Safety Standards Series No. GS-R-2. IAEA, Vienna, 2002.
5. IAEA. Method for developing arrangements for response to a nuclear or radiological emergency. EPR-METHOD, IAEA, Vienna, 2003.
6. IAEA. Application of the concepts of exclusion, exemption and clearance: Safety guide, Safety Standards Series № RS-G-1.7 IAEA, Vienna, 2004. Применение концепций исключения, изъятия и освобождения от контроля. Руководство по безопасности Серия стандартов безопасности № RS-G-1.7. МАГАТЭ, Вена, 2006.
7. IAEA. Code of Conduct on the Safety and Security of Radioactive Sources. IAEA, Vienna, 2004.
8. IAEA. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments, IAEA TECDOC-1432, IAEA, Vienna, 2004.
9. IAEA. Derivation of activity concentration values for exclusion, exemption and clearance. Safety Report Series № 44. IAEA, Vienna, 2005.
10.IAEA. Categorization of Radioactive Sources. Safety Standards series № RS-G-1.9, IAEA, Vienna, 2005.
11.IAEA. Generic procedures for medical response during nuclear and radiological emergency. EPR-MEDICAL, IAEA, Vienna, 2005.
12.IAEA. Dangerous quantities of radioactive material (D-values). EPR-D-Values, IAEA, Vienna, 2006.
13.ICRP26. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 26. Ann ICRP Vol 1, № 3. Pergamon Press, Oxford, UK, 1977. Радиационная защита. Публикация МКРЗ № 26. М.: Атомиздат, 1978.
14.ICRP60. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication № 60. Ann ICRP 21 (1-3), Oxford: Pergamon Press, 1991. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. 4.1, 4.2. М.: Энергоатомиздат, 1994.
15.ICRP62. Radiological Protection in Biomedical Research. Addendum to ICRP 53 - Radiation Doses to Patients from Radiopharmaceuticals. ICRP 62 Ann ICRP Vol. 22 № 3, 1991.
16.ICRP63. Principles for Intervention for Protection of the Public in a Radiological Emergency. ICRP Publication 63 Ann ICRP Vol. 22 № 4. Pergamon Press, Oxford, UK, 1991.
17.ICRP65. Protection Against Radon-222 at Home and at Work. Publication ICRP 65. Ann ICRP Vol. 23, № 2. Pergamon Press, Oxford, UK 1993. Защита от радона-222 в жилых зданиях и на рабочих местах. Публикация 65 МКРЗ. М.: Энергоатомиздат, 1995.
18. ICRP66. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66. Ann. ICRP 24 № 1-3. Pergamon Press, Oxford, UK, 1994.
19. ICRP68. Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers. Replacement of ICRP 61. ICRP Publication 68. Ann ICRP Vol. 24, № 4. Pergamon Press, Oxford, UK, 1994.
20. ICRP74. Conversion Coefficients for use in Radiological Protection against External Radiation. ICRP Publication 74. Ann ICRP Vol. 26, № 3/4. Pergamon Press, Oxford, UK (1996).
21. ICRP75. General Principles for the Radiation Protection of Workers. ICRP Publication 75. Ann ICRP Vol. 27, № 1. Pergamon Press, Oxford, UK, 1997. Общие принципы радиационной защиты персонала. Публикация 75 МКРЗ. Пёр. с англ. М. В. Жуковского. Екатеринбург: Уралрэсцентр, 1999, 94 с.
22. ICRP77. Radiological Protection Policy for the Disposal of Radioactive Waste. ICRP Publication 77. Ann ICRP Vol. 27 Supplement 1. Pergamon Press, Oxford, UK, 1997.
23. ICRP81. Radiation Protection Recommendations as Applied to the Disposal of Long-Lived Solid Radioactive Waste. ICRP Publication 81. Ann ICRP Vol. 28 № 4. Pergamon Press, Oxford, UK, 1998.
24. ICRP82. Protection of the Public in Situations of Prolonged Radiation Exposure. ICRP Publication 82. Ann ICRP Vol. 29 № 1 -2. Pergamon Press, Oxford, UK, 1999.
25. ICRP. Guide for the Practical Application of the ICRP Human Respiratory Tract Model: ICRP Supporting Guidance 3. Ann ICRP Vol. 32 № 1-2. Pergamon Press, Oxford, UK, 2002.
26. ICRP92. Relative Biological Effectiveness (RBE), Quality Factor (Q) and Radiation Weighting Factor (wR). ICRP Publication 92. Ann ICRP Vol. 33 № 4. Pergamon Press, Oxford, UK, 2003.
27. ICRP. Memorandum. The evolution of the system of radiological protection: the justification for new ICRP recommendations. J. Radiol. Prot. 23, 129-142, 2003.
28. ICRP. Development of the Draft 2005 recommendations of the ICRP: a collection of papers. ICRP Supporting Guidance 4. Ann ICRP Vol. 34 Supplement 1. Pergamon Press, Oxford, UK, 2004.
29. ICRP96. Protecting people against radiation exposure in the event of a radiological attack. ICRP Publication 96. Ann ICRP Vol. 35 № 1. Pergamon Press, Oxford, UK, 2005.
30. ICRP99. Low-dose Extrapolation of Radiation-related Cancer Risk. ICRP Publication 99. Ann ICRP Vol. 35, № 4. Pergamon Press, Oxford, UK, 2005.
31. ICRP101. Assessing Dose of the Representative Person for the Purpose of Radiation Protection of the Public and The Optimisation of Radiological Protection: Broadening the Process. ICRP Publication 101. Ann ICRP Vol. 36 №3. Pergamon Press, Oxford, UK, 2006.
32. USNRC. Health effects models for nuclear power plant accident consequence analysis. Low LET radiation. Report NUREG/CR-4214 Rev. 1 Part II. Washington, DC: U. S. NRC, 1989.
33. USNRC. Health effects models for nuclear power accident consequence analysis. Part I: Introduction, integration, and summary. Report NUREG/CR-4214 ITRI-141 Rev. 2 Part I. Washington, DC: U. S. NRC, 1993.
34. USNRC. Health effects models for nuclear power accident consequence analysis. Modification of models resulting from addition of effects of exposure to alpha-emitting radionuclides. Part II: Scientific bases for health effects models. Report NUREG/CR-4214 LMF-136 Rev. 1 Part II Addendum 2. Washington, DC: U. S. NRC, 1993.
35. Жуковский М. В. Рекомендации МКРЗ - 2005: Перспективы развития системы радиационной защиты. АНРИ № 3 (38)2-15, 2004.
36. Кочетков О. А., Кутьков В. А., Панфилов А. П. Методическое обеспечение введения в действие новых Норм радиационной безопасности - в сб. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем Том 1., 2001, с. 4-21.
37.Кутьков В. А. Современная система дозиметрических величин. АНРИ № 1(20), с. 4-17, 2000.
38. Кутьков В. А., Ярына В. П., Попов В. И. и др. Методические указания МУ 2.6.1.016-2000, Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. АНРИ № 3(22), с. 43-75, 2000.
39. Кутьков В. А., Ткаченко В. В., Романцов В. П.. Радиационная безопасность персонала атомных станций. Учебное пособие. Под общ. ред. В. А. Кутькова, Москва, Обнинск: Атомтехэнерго, ИАТЭ 344 с, 2003.
40.Кутьков В. А., Кухта Б. А. Радиологические свойства радиоактивных аэрозолей. АНРИ № 4(47) 2-22, 2006.
41. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Тома 1-5. М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем, 2001-2005.
42. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы СП-2.6.1.758-99. М.: Минздрав России, 1999.
43. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности ОСПОРБ-99. Санитарные правила СП-2.6.1.799-99. М.: Минздрав России, 2000.
44. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами СПОРО-2002. Санитарные правила СП 2.6.6.1168-02. М.: Минздрав России, 2002.
[1] Журнальная версия доклада на отраслевом семинаре Росатома "Научно-методическое и приборное обеспечение радиационной безопасности. Дозиметрия и радиометрия нейтронного излучения", Обнинск, ноябрь 2006 г.
[2] http: //www. icrp. org/
[3] От "Linear Non-Threshold" - "Линейная беспороговая"
[4] Линейная передача энергии.
[5] Под тяжелыми детерминированными эффектами подразумевают фатальные эффекты, ведущие к скорой гибели облученного, и не фатальные эффекты, развитие которых приводит с существенному снижению качества жизни и постоянному ограничению работоспособности (инвалидности).
[6] Dangerous value - "опасное количество"
[7] В качестве пороговой принимается величина поступления радионуклида, при которой рассматриваемый эффект теоретически может возникнуть у 5 % облученных.