Приложение. Руководство по организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях

Приложение
к приказу Минздрава РФ
от 24 января 2000 г. N 20

Руководство
по организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при крупномасштабных радиационных авариях

Список сокращений

АИУС	автоматизированная информационная управляющая система
АПЛ	атомная подводная лодка
АРТП	атомный реактор с технологическим процессом
АТЭЦ	атомная теплоэлектроцентраль
АЭС	атомная электростанция
ВВ	взрывчатое вещество
ВОЗ	Всемирная организация здравоохранения
ВСМК	Всероссийская служба медицины катастроф
ГА	гипотетическая авария
ГПР	группа поддержки решения
ГСЭН	государственный санитарно-эпидемиологический надзор
ГФУ	гексафторид урана
ДЗ	допустимые уровни загрязнения
ДМ	делящийся материал
ДОА	допустимая среднегодовая объемная активность
ДУА	допустимая среднегодовая удельная активность
ДУВ	дозовый уровень вмешательства
ЖКТ	желудочно-кишечный тракт
ЗА	запроектная авария
ИРГ	инертные радиоактивные газы
ИТЦ	инженерно технический центр
КМС	костномозговой синдром
КС	кишечный синдром
ЛП	лучевой пневмонит
ЛПА	ликвидация последствий аварии
ЛПЭ	линейная потеря энергии
ЛПУ	лечебно-профилактическое учреждение
ЛЭМ	лечебно-эвакуационные мероприятия
ЛЭО	лечебно-эвакуационное обеспечение
МАГАТЭ	Международное агентство по атомной энергии
МГА	максимальная гипотетическая авария
МКК	межведомственная координационная комиссия
МКРЗ	Международная комиссия по радиологической защите
МЛП	местное лучевое поражение
МПА	максимальная проектная авария
МЕЧ	медико-санитарная часть
НП	населенный пункт
НРБ	нормы радиационной безопасности
НЦР	неполная цепная реакция
ОЛБ	острая лучевая болезнь
ОФС	оро-фарингеальный синдром
ПГП	предел годового поступления
ПДК	предельно допустимая концентрация
ПЗРО	пункт захоронения радиоактивных отходов
ПР	первичная реакция
ПМГ	полевой многопрофильный госпиталь
ПУВ	производные уровни вмешательства
РА	радиационная авария
РАО	радиоактивные отходы
РБ	радиационная безопасность
РМ	радиоактивный материал
РМКК	региональная межведомственная координационная комиссия
РНИ	радионуклидный источник
РНКРЗ	Российская научная комиссия по радиационной защите
РПД	радиоактивные продукты деления
РТ	регенерация топлива
СЗЗ	санитарно-защитная зона
СИЗ	средства индивидуальной защиты
СМБ	специализированная медицинская бригада
СЦР	самопроизвольная цепная реакция
ТМКК	территориальная межведомственная координационная комиссия
ТВЭЛ	тепловыделяющий элемент
ТРА	транспортная радиационная авария
ТЦМК	территориальный центр медицины катастроф
ХЛБ	хроническая лучевая болезнь
ЧАЭС	Чернобыльская атомная электростанция
ЧС	чрезвычайная ситуация
ЦМСЧ	центральная медико-санитарная часть
ЯБП	ядерные боеприпасы
ЯЗ	ядерные заряды
ЯРД	ядерная установка в качестве двигательной системы космического аппарата
ЯТЦ	ядерно-топливный цикл
ЯФУ	ядерно-физическая установка
ЯЭУ	ядерная энергетическая установка

Введение

В апреле 1986 г. произошла крупнейшая за всю историю развития атомной промышленности и энергетики радиационная авария на Чернобыльской АЭС [1-5]. Несмотря на то, что имевшиеся к этому времени в отечественной медицинской науке знания и опыт позволяли решить сложные проблемы минимизации последствий этой аварии, на практике они зачастую не были реализованы*. По-видимому, можно с большой степенью уверенности утверждать, что неправильные действия со стороны руководства и персонала Чернобыльской АЭС в самом начале возникновения и развития аварии были связаны с их представлением о невозможности аварии подобного масштаба. Такое же отношение, сформированное на фоне бурного развития атомной энергетики в стране в 70-е - 80-е годы, было характерно для большинства руководителей различного уровня, специалистов и населения.

До настоящего времени существует противоречие, которое достаточно сложно преодолеть. С одной стороны, в силу традиционно большого внимания отечественных и зарубежных ученых и специалистов к проблемам радиационной безопасности и радиационной медицины, эти проблемы можно отнести к достаточно изученным. С другой стороны, - в понимании населения (особенно после аварии на Чернобыльской АЭС) угроза ("риск") радиационного фактора считается превалирующей по сравнению с большинством вредных для здоровья факторов, имеющих место в современной жизни. К сожалению, подобного мнения придерживаются и многие медицинские работники, особенно не работающие в области радиационной медицины и гигиены. Такое понимание можно изменить, если у общества появится уверенность в надежности и безопасности технических решений, правильном выборе мест размещения радиационно-опасных объектов, правильной и своевременной организации и проведения противоаварийных, в том числе и медицинских мероприятий.

Организация медицинских мероприятий при радиационной аварии в значительной степени определяется результатами оценки радиационной обстановки. Это обусловливает необходимость организации и осуществления большого объема достаточно сложных измерений с использованием различных методов. Результаты этих измерений чрезвычайно важны, поскольку они являются основой для принятия решений по организации и проведению широкомасштабных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.

Кроме этого, адекватная оценка последствий радиационной аварии требует использования сложных расчетных методов прогноза развития радиационной обстановки, оценки дозовых нагрузок на население и последствий для его здоровья. Указанные мероприятия, как правило, необходимо осуществлять в сжатые сроки и на обширных территориях, что выдвигает особые требования к их организации. Необходимым условием является проведение разъяснительной работы среди населения, что в ряде случаев (низкий общеобразовательный уровень, отсутствие знаний или, что чаще - наличие неверных представлений по такому сложному вопросу как влияние радиационного фактора на здоровье) может поставить эту проблему в число трудно решаемых.

При организации собственно медицинских мероприятий следует учитывать два обстоятельства. Во-первых, они должны рассматриваться как неотъемлемая и приоритетная часть в общей системе организационных, инженерно-технических, защитных, экологических, нормативно-правовых и других мер, направленных на минимизацию последствий радиационной аварии. Во-вторых, при организации медицинских мероприятий следует учитывать необходимость комплексного проведения физико-дозиметрических, санитарно-гигиенических, лечебно-профилактических, лечебно-эвакуационных и реабилитационных мероприятий. Кроме того, необходимо также учитывать возможные медицинские последствия радиационной аварии, не связанные непосредственно с воздействием радиационного фактора. К таким последствиям можно отнести острые психотические и стрессорные состояния, формирование синдрома психологической и социальной дезадаптации, обострение ряда общесоматических заболеваний, избыточный травматизм и другие значимые расстройства здоровья. Указанные состояния могут быть связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности больших групп населения в процессе осуществления таких защитных мер, как эвакуация или переселение, а также с ограничением или исключением из рациона питания важных, а для сельского населения таких основных продуктов питания, как свежее молоко, мясо домашних животных, листовая зелень и овощи.

Особенности воздействия ионизирующего излучения на организм человека и клиника лучевой патологии определяют специфику организации медицинской помощи при радиационных авариях. Несмотря на то, что первичные биофизические процессы взаимодействия ионизирующего излучения с живыми тканями вызывают в клетках организма множественные патологические изменения практически сразу после воздействия, первичные клинические проявления выявляются (в зависимости от дозы) лишь через несколько минут, часов, а иногда и суток после облучения. При правильной организации работы медицинских формирований это дает возможность провести сортировку пораженных и подготовить их к транспортировке для лечения в условиях специализированного стационара. Экстренность медицинских мероприятий в этих условиях определяется необходимостью устранения дальнейшего воздействия ионизирующего изучения, оценки величины дозы, купирования первичной реакции и организации отправки пораженных в стационар. Указанный комплекс мероприятий может быть выполнен только достаточно квалифицированными специалистами. Имеющаяся в настоящее время в стране система медицинского обслуживания радиационно-опасных производств позволяет эффективно решать эти задачи. Однако, учитывая в целом небольшую практику в диагностике и лечении лучевой патологии в местных медицинских учреждениях (в том числе и в медсанчастях, обслуживающих радиационно-опасные объекты), целесообразно ориентироваться на специализированные медицинские бригады (СМБ), функционирующие на базе ведущих специализированных учреждений, имеющих соответствующий опыт.

В условиях широкомасштабной радиационной аварии, связанной с выбросом в окружающую среду большого количества радиоактивных веществ и потенциальной угрозой для здоровья населения, основными принципами организации и проведения защитных, в том числе и медицинских мероприятий, являются недопущение острых (детерминированных) эффектов облучения и максимальное снижение отдаленных стохастических (злокачественные заболевания, наследованная патология) эффектов. В связи с этим защитные мероприятия, включая санитарно-гигиенические и лечебно-профилактические носят экстренный характер. Неправильная оценка радиационной обстановки, неудачная и несвоевременная организация комплекса первоочередных мер могут привести в дальнейшем к значительным отрицательным последствиям для здоровья населения.

Следует отметить, что и в отечественных, и в международных документах и рекомендациях, посвященных планированию защитных мер в случае радиационных аварий, вопросы организации собственно медицинских мероприятий или не рассматриваются, или носят достаточно общий характер. Одной из основных задач, решаемых настоящим Руководством, является формулирование основных принципов организации медицинских мероприятий на всех этапах оказания медицинской помощи в зависимости от типа и масштаба аварийной ситуации в их сочетании с организацией всего комплекса необходимых защитных мер. В Руководстве нашел отражение опыт работы органов управления здравоохранения и медицинских учреждений, накопленный при ликвидации последствий крупных радиационных аварий на Южном Урале в 1957 и 1967 гг., а также работа Национальной Комиссии по радиационной защите (НКРЗ) в начальный и последующие периоды аварии на Чернобыльской АЭС. Особое место в документе занимают положения, связанные с организацией медицинской помощи пострадавшим на догоспитальном этапе на базе местных (территориальных) медицинских учреждений.

Подготовка настоящего Руководства в значительной степени обусловлена необходимостью учета современных научных представлений и принципов радиационной защиты в практике планирования и оказания медицинской помощи пострадавшим при радиационных авариях. В последние годы в России были введены новые Нормы радиационной безопасности (НРБ-96), принят ряд законов и постановлений Правительства, которые определяют правовые и нормативные основы деятельности в этой области [6-11]. Организация работы медицинских учреждений в условиях чрезвычайной ситуации требует не только наличия высоких профессиональных навыков со стороны медицинского персонала, но, главным образом, - эффективного управления и координации действий учреждений Министерства здравоохранения России, медицинских служб и формирований других министерств и ведомств. Для решения этой задачи в стране создана и действует Всероссийская служба медицины катастроф (ВСМК). Учитывая сложность и многоплановость медицинских вопросов, решаемых в условиях крупномасштабной радиационной аварии, создание этой службы в наибольшей степени способствует эффективной организации оказания медицинской помощи в этих условиях, управлению и координации действий всех медицинских сил.

_____________________________

* В 1970 г. Минздравом СССР были утверждены "Временные методические указания для разработки мероприятий по защите населения в случае аварии ядерных реакторов", которые в дальнейшем были доработаны с учетом международных рекомендаций и утверждены Минздравом СССР в 1983 г. под названием "Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии реактора". В этих документах были определены значения доз, являющиеся критериями для введения защитных мер (йодная профилактика, укрытие, эвакуация) для взрослого и детского населения. Однако эти документы оказались практически не востребованными. Территориальные органы управления здравоохранения и санитарно-эпидемиологическая служба, как правило, вообще не знали об их существовании. Это привело к тому, что, например, не всегда организованно и своевременно проводилась йодная профилактика, особенно населению Белоруссии, проживающему в отдаленных сельских районах.

Список литературы к введению

1. Л.А. Ильин, Реалии и мифы Чернобыля, М., "ALARA Limited", 1994, 446 с.

2. В.Ю. Соловьев, Л.А. Ильин, А.Е. Баранов и др. Радиационные инциденты, связанные с облучением человека, на территории бывшего СССР до и после Чернобыля. Международная конференция "Десятилетие после Чернобыля: оценка последствий аварии". МАГАТЭ, Вена, 1996.

3. Ретроспективная дозиметрия участников ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Под ред. В.П. Крючкова и А.В. Носовского. Седа-Стиль, Киев, 1996, 234 стр.

4. В.Д. Рева, Организация медико-санитарного обеспечения участников ликвидации аварии на Чернобыльской АЭС. Приложение 3 к Бюллетеню Центра общественной информации по атомной энергии, Москва, ЦНИИатоминформ, 1993, стр. 133-146.

5. А.И. Кондрусев. Санитарно-гигиенические мероприятия по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС. Материалы научной конференции 11-13 мая 1988 г. Медицинские аспекты аварии на Чернобыльской атомной электростанции, Киев, "Здоровья", 1988, стр. 26-31.

6. Постановление Правительства Российской Федерации N 1113 от 5 ноября 1995 г. "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций".

7. Постановление Правительства Российской Федерации N 420 от 03.05.94 г. "О защите жизни и здоровья населения Российской Федерации при возникновении и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций, вызванных стихийными бедствиями, авариями и катастрофами".

8. Постановление Правительства Российской Федерации N 195 от 28.02.96 г. "Вопросы Всероссийской службы медицины катастроф".

9. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96) Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96, Госкомсанэпиднадзор России, М. 1996, 126 стр.

10. Закон РСФСР от 19.04.91 N 1034 "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения''.

ГАРАНТ:

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Номер названного Закона следует читать как "N 1034-1"

11. Федеральный закон "О радиационной безопасности населения".

Термины и определения

Применительно к настоящему Руководству приняты следующие термины и определения

1. Авария радиационная

Событие, которое могло привести или привело к незапланированному облучению людей или к радиоактивному загрязнению окружающей среды с превышением величин, регламентированных нормативными документами для контролируемых условий.

2. Авария радиационная запроектная (ЗА)

Авария, для которой проектом не предусматриваются инженерно-технические меры, обеспечивающие ограничение облучения людей.

3. Авария радиационная проектная (ПА)

Авария, исход которой прогнозируется конструкторской документацией и для которой предусматриваются меры по ее предотвращению и ликвидации последствий.

4. Авария радиационная проектная максимальная (МПА)

Наиболее крупная проектная авария с максимальным значением выхода радионуклидов за пределы защитных барьеров.

5. Активность

Мера радиоактивности. Для определенного количества радионуклида в определенном энергетическом состоянии в заданный момент времени активность, А, задается в виде:

                                   dN

                              A = ---- ,

                                   dt

 где    dN       -      ожидаемое число спонтанных  ядерных  превращений

                        от данного энергетического  уровня  за  интервал

                        времени dt.

В системе СИ единицей измерения активности является обратная секунда, с(-1), имеющая специальное название беккерель (Бк). Внесистемная единица - кюри (Ки): 1 Ки = 3,7 х 10(10) с(-1).

6. Безопасность радиационная

Состояние защищенности настоящего и будущего поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения. Радиационная безопасность является составной частью безопасности личности, общества и государства и обеспечивается комплексом мер правового, организационного, инженерно-технического, санитарно-гигиенического, медицинского, воспитательного и образовательного характера.

7. Беккерель, Бк

Специальное наименование единицы активности: 1 Бк = 1 с(-1).

Используется только применительно к активности радионуклида.

8. Болезнь лучевая

Общее заболевание организма, развивающееся в результате воздействия больших доз ионизирующего излучения. Различают острую лучевую болезнь (ОЛБ) и хроническую лучевую болезнь (ХЛБ). ОЛБ возникает после кратковременного (минуты, часы, до 2 сут) внешнего облучения в дозах, превышающих пороговое значение (более 1 Гр); выражается в совокупности поражений органов и тканей (специфические синдромы). Современная классификация ОЛБ основывается на твердо установленной в эксперименте и клинике дозовой зависимости поражения отдельных критических органов, нарушение функционального состояния которых определяет форму ОЛБ. При внешнем относительно равномерном облучении различают костномозговую, кишечную, токсическую и церебральную клинические формы ОЛБ. Хроническая лучевая болезнь от внешнего облучения возникает при длительном воздействии в дозах более 1 Гр/год.

9. Вмешательство при радиационной аварии

Мероприятия (действия), направленные на предотвращение либо снижение облучения или комплекса неблагоприятных последствий радиационной аварии, применяемое, как правило, не к источнику излучения, а к окружающей среде и (или) к человеку.

При необходимости принятия решения о вмешательстве используются критерии вмешательства - прогнозируемые дозы, предотвращаемые вмешательством (планируемыми защитными мероприятиями).

10. Воздействие комбинированное

Одновременное воздействие на организм ионизирующего излучения и факторов нерадиационной природы (например, термические ожоги, механические повреждения и т.п.).

11. Воздействие сочетанное

Одновременное воздействие на организм человека различных видов ионизирующего излучения.

12. Вред от радиационного воздействия на человека

Количественная или качественная оценка клинически наблюдаемых вредных эффектов, которые развиваются у облученных индивидуумов (детерминированные и соматические стохастические эффекты).

13. Выброс или сброс радиоактивного вещества допустимый (ДВ, ДС)

Устанавливаемое для учреждения количество радионуклидов, удаляемых за календарный год в атмосферный воздух через систему вентиляции, или во внешнюю среду со сточными водами.

14. Группа критическая

Для данного источника излучения и данного пути облучения однородная по полу, возрасту, социальным и профессиональным признакам группа лиц из населения (не менее 10 человек), называется критической, если для ее членов типично получение наивысших эффективных или эквивалентных (в зависимости от ситуации) доз по данному пути облучения и от данного источника излучения.

15. Дезактивация

Удаление радиоактивных веществ с какой-либо поверхности или из какой-либо среды, включая организм человека.

16. Доза

Поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эквивалентная доза или ожидаемая эффективная доза, в зависимости от контекста. Определяющие прилагательные часто опускаются, если они не нужны для определения интересующей величины.

17. Доза на орган

Средняя доза в определенной ткани или органе человеческого тела, задаваемая в виде

             D = (1/m ) x интеграл (от m )(D x dm), где

              Т      T                  T

 m        -   масса ткани или органа, a

  Т

 D        -   поглощенная доза в элементе массы dm.

18. Доза поглощенная (Доза)

Фундаментальная дозиметрическая величина, определяемая в виде:

                                  de

                             D = ---- ,

                                  dm

 где   D         -    поглощенная доза,

       de        -    средняя энергия переданная ионизирующим излучением

                      веществу, находящемуся в элементарном объеме,

       dm        -    масса вещества в этом элементарном объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж х кг(-1)), и имеет специальное название - грей (Гр)

19. Доза эквивалентная

Поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент WR:

                       H = Сумма (от R)(W x D  )

                        r                R   TR

 где   D        -    средняя поглощенная доза в органе или ткани Т,

        TR

       W        -    взвешивающий   коэффициент   для       излучения R,

        R            учитывающий зависимость неблагоприятных последствий

                     облучения человека только в малых дозах от величины

                     линейной потери энергии (ЛПЭ).

В системе СИ единица измерения - зиверт (Зв); 1 Зв = 1 Дж/кг. Внесистемная единица - бэр; 1 бэр = 0,01 Зв (1 Зв = 100 бэр).

20. Доза эффективная

Величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов с учетом из радиочувствительности. Она представляет сумму произведений дозы в органе Ht_T на соответствующий коэффициент для данного органа или ткани:

                      E = Сумма (от T)(W x H       )

                                        T   тесла T

 где   Н           -    эквивалентная доза в ткани Т за время тесла,

        тесла Т

       W           -    взвешивающий коэффициент для ткани Т.

        T

В системе СИ единица измерения - зиверт (Зв); 1 Зв = 1 Дж/кг. Внесистемная единица - бэр; 1 бэр = 0,01 Зв (1 Зв = 100 бэр).

21. Доза эффективная коллективная

Величина, используемая для оценки полного ущерба от отдаленных стохастических эффектов при воздействии излучения на группу людей, численно равная сумме произведений средних эффективных доз в каждой облучаемой подгруппе на число людей в этой подгруппе. Единица измерения - чел.Зв.

22. Дозовые пределы основные

Основные дозовые пределы - основные регламентируемые НРБ - 96 величины доз облучения для установленных категорий облучаемых лиц.

23. Зона аварийного планирования (ЗАП)

Территория, в отношении которой прогнозируется проведение экстренных защитных мероприятий, ограничение потребления продуктов питания, введение контроля радиационной обстановки и доз облучения населения. ЗАП устанавливаются при подготовке плана аварийных мероприятий. Размеры зон оцениваются в соответствии с прогнозируемыми значениями доз.

24. Загрязнение радиоактивное

Наличие радиоактивного вещества (или веществ) в материале, на его поверхности или в таком месте, где оно нежелательно, в количествах, превышающих регламентированные в нормативных документах значения.

25. Зона наблюдения (ЗН)

Территория за пределами санитарно-защитной зоны, где возможно влияние радиоактивных выбросов и сбросов учреждения и где облучение проживающего населения может достигать установленного для населения предела дозы. В зоне наблюдения проводится радиационный контроль.

26. Зона радиационной аварии (ЗРА)

Территория, на которой суммарное (среднее по населенному пункту) внешнее и внутреннее облучение по эффективной дозе может превысить 5 мЗв за первый после аварии год. В зоне радиационной аварии проводится мониторинг радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципа оптимизации.

27. Зона санитарно-защитная (СЗЗ)

Территория вокруг учреждения или источника радиоактивных выбросов, на которой уровень облучения может превысить установленный для населения предел дозы. В санитарно-защитной зоне устанавливается режим ограничений и проводится радиационный контроль.

28. Излучение ионизирующее

Излучение, образующее при взаимодействии со средой положительные и отрицательные ионы. Различают:

альфа-излучение - ионизирующее излучение, состоящее из положительно заряженных альфа-частиц (ядер гелия), испускаемых при ядерных превращениях;

бета-излучение - поток бета частиц (отрицательно заряженных электронов или положительно заряженных позитронов) с непрерывным энергетическим спектром;

гамма-излучение - электромагнитное (фотонное) ионизирующее излучение, испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц;

нейтронное излучение - поток незаряженных частиц (нейтронов) с высокой проникающей способностью.

29. Источник радионуклидный

Источник ионизирующего излучения, содержащий радионуклид или смесь радионуклидов.

30. Категории облучаемых лиц

В действующих НРБ-96 установлены следующие категории облучаемых лиц:

персонал или лица, работающие непосредственно с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Лица, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу и на них распространяются основные дозовые пределы и требования к обеспечению радиационной безопасности для этой категории лиц.

31. Контроль радиационный

Измерение параметров, позволяющих оценить внешнее и внутреннее облучение людей, радиоактивное загрязнение территории и различных объектов, с целью оценки воздействия ионизирующих излучений, слежения за изменениями радиационной обстановки и принятия необходимых и своевременных решений по вмешательству.

32. Критерии для принятия решений о мерах защиты населения при радиационной аварии

Уровни прогнозируемых доз облучения, устанавливаемые для принятия решений по принятию защитных мероприятий.

33. Меры защитные при радиационной аварии

Вмешательство по отношению к населению и персоналу при радиационной аварии, сопровождающиеся выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Они включают: оповещение; укрытие, использование профилактических лекарственных средств; регулирование доступа в зону аварии и выхода из нее; использование средств индивидуальной защиты; специальную санитарную обработку людей; лечебно-эвакуационные мероприятия; эвакуацию и переселение населения; эвакуацию персонала; санитарно-гигиенический контроль за питанием, водоснабжением, размещением населения и др.

34. Мощность дозы

Доза, формируемая при радиационном воздействии за единицу времени, определяемая отношением приращения дозы (поглощенной, эквивалентной, эффективной) dD, dH, dE за интервал времени dt к этому интервалу времени.

                  dD

             D = ---- (Гр/с) - Мощность поглощенной дозы

                  dt

                  dH

             H = ---- (Зв/с) - Мощность эквивалентной дозы

                  dt

                  dE

             E = ---- (Зв/с) - Мощность эффективной дозы

                  dt

На практике за единицу времени могут применяться секунда, минута, час, сутки, год.

35. Облучение

Воздействие на людей ионизирующего излучения. При радиационной аварии различают следующие пути облучения человека: внешнее, контактное и внутреннее. Внешнее облучение происходит от самого аварийного радиоактивного источника, от радиоактивного облака и от радиоактивных выпадений на почву и другие поверхности. Внутреннее облучение (инкорпорация радионуклидов) обусловлено поступлением радионуклидов в организм человека. Распределение инкорпорированных радионуклидов в теле человека зависит от их химических свойств и путей поступления в организм: через органы дыхания (ингаляционное поступление), через пищеварительный тракт (пероральное поступление), через неповрежденные и поврежденные кожные покровы (перкутантное поступление). Контактное облучение происходит при аппликации радионуклидов на открытые участки кожных покровов и видимые слизистые оболочки.

36. Облучение общее

Относительно равномерное облучение (внешнее или внутреннее) всего тела. Облучение длительностью не более 2 сут называется острым или кратковременным; более 2 сут - пролонгированным или хроническим; в случаях, когда полная доза формируется с перерывами между отдельными фракциями - дробным или фракционированным облучением.

37. Облучение планируемое повышенное

Планируемое облучение персонала и привлекаемых лиц при ликвидации последствий радиационной аварии, аварийно-спасательных работ и дезактивации в дозах, превышающих основные дозовые пределы. Значения доз планируемого аварийного облучения регламентируются НРБ-96.

38. Облучение природное

Виды облучения, обусловленные природными источниками излучения.

39. Облучение профессиональное

Воздействие ионизирующего излучения на работников (персонал) в процессе их профессиональной деятельности.

40. Объект радиационно опасный

Объект, на котором хранят, перерабатывают, используют или транспортируют радиоактивные вещества, при аварии на котором или его разрушении может произойти облучение людей, а также сельскохозяйственных животных и растений, объектов народного хозяйства и окружающей природной среды или радиоактивное загрязнение их.

41. Отходы радиоактивные

Неиспользуемые жидкие и твердые радиоактивные вещества, образующиеся в результате деятельности объектов, общая активность, удельная активность и радиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает регламентированные уровни.

42. Период полувыведения биологический

Время, за которое активность инкорпорированного вещества уменьшается вдвое только за счет биологического выведения, без учета его радиоактивного распада.

43. Период полувыведения эффективный

Время, за которое активность инкорпорированного вещества уменьшается вдвое как за счет биологического выведения, так и за счет радиоактивного распада.

44. Период полуочищения

Время, за которое количество данного радионуклида в рассматриваемом элементе окружающей среды уменьшается в два раза как за счет совокупности процессов, способствующих его выносу за пределы этого элемента, так и в результате его радиоактивного распада.

45. Период полураспада физический

Время, в течении которого число ядер радионуклида, а следовательно его активность, в результате радиоактивного распада, происходящего по экспоненциальному закону, уменьшится в два раза.

46. Поступление радиоактивного вещества

Численное значение величины активности радионуклидов, проникших внутрь организма при вдыхании (ингаляционное), заглатывании (пероральное) или через кожу, слизистые и раневые поверхности (перкутантное). Этот термин используется также применительно к самому процессу поступления.

47. Предел годового поступления (ПГП)

Численное значение поступления данного радионуклида в течение года в организм человека, которое приводит к облучению в ожидаемой дозе, равной соответствующему пределу годовой эффективной (или эквивалентной) дозы.

48. Предел годовой эффективной (или эквивалентной) дозы

Величина эффективной (или эквивалентной) дозы, которая не должна превышаться за год; пределы доз устанавливаются НРБ-96 на уровнях, которые должны быть признаны в качестве предельно допустимых в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

49. Пути воздействия

Совокупность процессов переноса и миграции радионуклидов, вызывающих загрязнение окружающей среды и формирование доз облучения. При облучении человека вместо термина "путь воздействия" применяется также термин "путь облучения".

50. Радионуклид

Радиоактивные атомы с данным массовым числом и атомным номером, а для изомерных атомов - и с данным энергетическим состоянием атомного ядра.

51. Реакция лучевая

Вызванные облучением обратимые изменения тканей, органов или целого организма и их функций.

52. Реакция на облучение первичная

Начальный период клинического течения острой лучевой болезни, проявляющийся при общем облучении организма в дозах, как правило превышающих величину 1 Гр. В зависимости от дозы и мощности излучения первичная реакция на облучение развивается в первые часы или даже минуты и сопровождается диспепсическими расстройствами (саливация, тошнота, рвота, понос), общеклиническими симптомами (слабость, головная боль, изменение двигательной активности, повышение температуры тела, тахикардия, одышка, нарушение сознания), гематологическими нарушениями (относительная и абсолютная лимфоцитопенния, нейтрофильный лейкоцитоз) и местной реакцией (гиперемия кожных покровов, слизистых оболочек и других тканей).

53. Режим санитарно-пропускной при радиационной аварии

Комплекс технических и организационных мероприятий для снижения доз облучения путем предупреждения разноса радиоактивного загрязнения при перемещении людей и передвижении транспорта из более загрязненных зон в менее загрязненные и наоборот.

54. Риск радиационный

Вероятность того, что у человека в результате облучения может возникнуть какой-либо конкретный вредный стохастический эффект.

55. Сортировка пораженных при радиационных авариях

Комплекс мероприятий, проводимых с поступающими из зоны радиационной аварии пораженными с целью их регистрации, определения тяжести поражения, разделения их на однородные группы по тяжести поражения, эвакуации по назначению и выработки тактики оказания им медицинской помощи и транспортировки.

56. Средства индивидуальной защиты (СИЗ)

Технические средства защиты персонала, лиц, привлекаемых к ликвидации последствий радиационной аварии и, в случае необходимости, населения от поступления радиоактивных веществ внутрь организма и радиоактивного загрязнения кожных покровов.

57. Уровень воздействия допустимый

Допустимые уровни многофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.д.

58. Уровень контрольный

Численные значения контролируемых величин дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.п., устанавливаемые руководством учреждения и органами Госсанэпиднадзора для оперативного радиационного контроля, закрепления достигнутого в учреждении уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала, населения и радиоактивного загрязнения окружающей среды.

59. Уровни вмешательства при планировании защитных мер

Дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения, устанавливаемые при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии применительно к конкретному радиационно-опасному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии и складывающейся аварийной ситуации.

60. Уровень радиационного воздействия допустимый временный (ВДУ)

Уровень дозы или связанное с ним соответствующей моделью производное значение концентрации (содержания) радионуклидов в объектах окружающей среды или пищевых продуктах, устанавливаемое после аварии компетентными органами на определенный ограниченный период времени.

61. Фазы радиационной аварии

Для разработки и планирования уровней вмешательства и защитных мер в случае радиационной аварии рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю.

Ранняя фаза - период, продолжающийся от начала аварии до окончания формирования радиоактивного следа на местности.

Промежуточная фаза - период от момента завершения формирования радиоактивного следа до принятия основных мер по защите населения.

Поздняя фаза длится до прекращения выполнения защитных мер и заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения на загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки.

В пределах каждой из фаз для принятия решений по ликвидации последствий аварии, включая и медико-санитарные, применяется различная тактика и организационные подходы.

62. Фон радиационный естественный

Доза излучения, создаваемая космическим излучением и излучением природных радионуклидов, естественно распределенных в земле, воде, воздухе, других элементах биосферы, пищевых продуктах и организме человека.

63. Фон радиационный техногенно измененный

Доза излучения, создаваемая источниками ионизирующего излучения, используемыми в различных сферах человеческой деятельности или образующимися в результате этой деятельности.

64. Характеристика радиоактивного выброса (сброса)

Информация о фактическом или потенциальном выбросе (сбросе) радиоактивных веществ из данного источника, которая может включать сведения о составе, количестве, скорости и характере выброса (сброса).

65. Эффекты радиационные генетические

Вызванные облучением изменения в генетическом материале как соматических, так и половых клеток. Генетические радиационные эффекты в половых клетках могут привести к наследственным дефектам (заболеваниям) у детей, рожденных от облученных лиц.

66. Эффекты радиационные

Различают:

стохастические эффекты, для которых предполагается отсутствие дозового порога возникновения. Принимается, что вероятность возникновения этих эффектов пропорциональна величине воздействующей дозы, а тяжесть их проявления от дозы не зависит. При облучении человека к стохастическим эффектам относят: злокачественные опухоли и наследственные заболевания;

детерминированные (ранее называвшиеся нестохастическими) эффекты, для которых существует дозовый порог, выше которого тяжесть этого эффекта возрастает с увеличением дозы;

соматические - детерминированные и стохастические эффекты, возникающие у облученного индивидуума;

наследственные - стохастические эффекты, проявляющиеся у потомства облученного индивидуума.

Литература, использованная при написании раздела "Термины и определения"

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96): Гигиенические нормативы. -М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпиднадзора России, 1996.-127 с.

2. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч.1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60, ч. 1, 61. МКРЗ: Пер. с англ. М.: Энерго-атомиздат, 1994. - 192 с.

3. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ. Ч.2. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994. - с. 208.

4. Radiation Protection Glossary. IAEA Safety Guidens, Safety Series No. 76, IAEA, Vienna, 1986.

5. Положение о классификации чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера. Утверждено постановлением Правительства Российской Федерации от 13 сентября 1996 г. N 1094.

6. Основные понятия и определения медицины катастроф: Словарь. - М.; ВЦМК "Защита", 1997. - 246 с. (Библиотека Всероссийской службы медицины катастроф).

1. Общие положения

(1.1) Настоящее Руководство определяет основные принципы организации, планирования и проведения санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий при различных типах и классах радиационных аварий. Основное внимание уделено вопросам организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии.

(1.2) Планирование и проведение медицинских мероприятий осуществляются в комплексе организационных, инженерно-технических, экологических, правовых и других мер, с целью минимизации последствий радиационной аварии для здоровья населения, персонала аварийного объекта и лиц, занятых в работах по ликвидации последствий аварии.

Основную роль в условиях современного развития атомной энергетики, ядерных и радиационных технологий в общей системе мер по радиационной безопасности занимают технологические меры безопасности, высокое качество проектирования и строительства радиационно-опасных объектов, компетенция обслуживающего и ремонтного персонала, правильный выбор условий размещения и эффективная гарантия качества. Эти меры уменьшают вероятность аварии и потенциальные масштабы ее последствий, однако возможность аварии не может быть исключена. Аварийное планирование, в том числе планирование защитных мер и оказания необходимого объема медицинской помощи следует рассматривать как важные барьеры радиационной безопасности, необходимые для смягчения и минимизации последствий крупной радиационной аварии.

(1.3) Осуществление защитных мер, в частности, таких как эвакуация или отселение, как правило, связано с нарушением нормальной жизнедеятельности людей, а в ряде случаев может привести к ухудшению здоровья населения. Несмотря на то, что в данном Руководстве основное внимание уделено вопросам организации специальных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, направленных на предотвращение и смягчение воздействия радиационного фактора, организация медицинской помощи населению при радиационных авариях должна рассматриваться не только в контексте возможного ущерба для здоровья в результате воздействия повышенного уровня облучения, но и таких возможных проявлений, как дополнительный травматизм, обострение сердечно-сосудистых и других хронических заболеваний, состояний и расстройств, возникающих на фоне и вследствие стресса, возможного ухудшения санитарно-эпидимиологической обстановки и увеличения инфекционной заболеваемости.

Цель

(1.4) Целью Руководства является:

- обоснование, с учетом отечественной и международной практики по организации и осуществлению медицинских мероприятий в случае радиационной аварии, принципов управления и взаимодействия медицинских сил в рамках Всероссийской службы медицины катастроф и решение на этой основе задачи повышения эффективности организации медицинской помощи.

(1.5) Руководство предназначено прежде всего для руководителей территориальных органов управления здравоохранением, ЦГСН, медицинских учреждений, которые в силу особенностей их месторасположения могут быть вовлечены в сферу воздействия крупной радиационной аварии.

Руководство может быть использовано в качестве практических рекомендаций при проведении санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий.

Область применения

(1.6) Основные положения Руководства рассматривают, главным образом, условия, возникающие в результате крупной радиационной аварии, сопровождающейся выбросом радиоактивных веществ в атмосферу в количествах, требующих осуществления защитных мер в отношении проживающего населения.

Большое число случаев аварийного переоблучения связано с авариями радионуклидных источников (РНИ). Детального анализа этого типа радиационных аварий в данном документе не делается. Однако в соответствующих разделах рассматриваются вопросы ранней диагностики и лечения характерных местных и общих лучевых поражений как от внешних, так и от внутренних источников ионизирующего излучения.

(1.7) В зависимости от масштаба (класса) и типа радиационной аварии рассматриваются вопросы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, как единого медицинского комплекса мер, направленного на предотвращение переоблучения вовлеченных в аварию лиц, правильную оценку дозовых нагрузок и диагностику, организацию эффективного лечения пострадавших.

(1.8) В Руководстве определены принципы организации санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий для условий ранней и промежуточной фаз радиационной аварии. Вопросы организации медицинских мероприятий на поздней (восстановительной) фазе аварии не рассматриваются.

(1.9) Настоящее Руководство составлено с учетом следующих нормативных документов:

Общие требования к построению, изложению и оформлению санитарно-гигиенических и эпидемиологических нормативных и методических документов. Руководство Р 1.1.004-94. Издание официальное. М., Госкомсанэпиднадзор России, 1994;

ГАРАНТ:

Взамен Руководства Р 1.1.004-94 Главным государственным санитарным врачом РФ 14 мая 1996 г. утверждено Руководство Р 1.1.003-96 "Общие требования к построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования"

Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП- 72/87. М., Энергоатомиздат, 1988;

Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госкомсанэпиднадзор России. М., 1996;

В Руководстве также учтены Международные Основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасности источников излучений, принятые совместно Продовольственной и сельскохозяйственной организацией Объединенных Наций, Международным агентством по атомной энергии, Международной организацией труда, Агентством по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития, Панамериканской организацией здравоохранения и Всемирной организацией здравоохранения, 1996.

(1.10) Настоящее Руководство может быть использовано для решения вопросов организации и проведения мероприятий не только медицинскими учреждениями Минздрава России, но и медицинскими службами других министерств и ведомств. В то же время оно не является документом, регламентирующим конкретные стороны их деятельности. Руководство определяет общие требования к организации медицинских мероприятий, их характеру и объему на различных этапах оказания медицинской помощи при радиационных авариях, главным образом, местными и территориальными лечебно-профилактическими учреждениями (ЛПУ), включая медико-санитарные части (МСЧ), обслуживающие радиационно-опасные объекты.

2. Типы, классы и фазы радиационных аварий

2.1. Типы радиационных аварий

(2.1) Развитие и последствия радиационных аварий, в первую очередь, зависят от вида аварийного источника ионизирующего излучения. При типизации аварий радиационные объекты могут быть разделены на ядерные, радиоизотопные и создающие ионизирующее излучение за счет ускорения (замедления) заряженных частиц в электромагнитном поле - электрофизические*. Такое деление достаточно условно, поскольку, например, АЭС одновременно являются и ядерными, и радиоизотопными объектами. К чисто радиоизотопным объектам можно отнести, например, пункты захоронения радиоактивных отходов (ПЗРО) или радиоизотопные технологические облучательские установки.

Имеются также специальные технологии, связанные с уничтожением и утилизацией ядерных боеприпасов (ЯБП), снятием с эксплуатации реакторов, исчерпавших эксплуатационный ресурс, конверсией в атомной промышленности, ядерными взрывами, проводящимися в интересах народного хозяйства, и др.

(2.2) В настоящей главе рассмотрены особенности формирования основных путей и факторов радиационного воздействия при радиационных авариях, последствия которых связаны с выбросом (выходом) радионуклидов в окружающую среду и предполагают осуществление защитных, санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий в отношении проживающего населения. При этом в качестве критерия при определении типа аварии использован объектовый признак. Медицинская классификация радиационных аварий рассмотрена в главе 5 Руководства.

_____________________________

* Аварии на этом типе объектов в Руководстве не рассматриваются, поскольку они не связаны с выходом радиоактивных веществ в производственные помещения и окружающую среду.

Действующие АС	ВВЭР-440	ВВЭР-1000	РБМ-1000	БН-600	ЭГП-6	Всего
Количество блоков	6	7	11	1	4	29
МВт (эл.)	2594	7000	11000	600	48	21242

Аварии на АЭС

(2.3) Величина и радионуклидный состав выброса при аварии на АЭС* зависят от конструкционных особенностей реактора и защитных устройств, характера и класса аварии. При анализе безопасности ядерных энергетических установок (ЯЭУ) оценивается широкий спектр возможных аварий. Прогнозирование возможных медицинских последствий для населения осуществляется, как правило, на основе наиболее неблагоприятных сценариев для запроектных аварий (ЗА).

(2.4) В результате аварийного выброса с ЯЭУ возможны следующие виды радиационного воздействия на население:

- внешнее облучение при прохождении радиоактивного облака (струи);

- внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных продуктов;

- контактное облучение за счет загрязнения радиоактивными веществами кожных покровов;

- внешнее облучение от радиоактивно загрязненной поверхности земли, зданий, сооружений и других поверхностей;

- внутреннее облучение за счет потребления загрязненных радионуклидами продуктов питания и воды.

(2.5) Выброс радиоактивных веществ в окружающую среду снижается в следующем порядке: газообразные вещества - летучие твердые вещества - нелетучие твердые вещества. Обобщенная оценка аварийных выбросов при максимально-проектных авариях (МПА) и запроектных авариях (ЗА) на АЭС с различными типами реакторных установок приведена в табл. 2.1.

(2.6) В зависимости от состава выброса может преобладать (т.е. приводить к наибольшим дозовым нагрузкам) тот или иной из вышеперечисленных путей воздействия. Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение организма и его отдельных органов при ЗА на АЭС приведены в табл. 2.2.

Таблица 2.1.

Радионуклидный состав аварийных выбросов АЭС [2].

Класс аварии	Тип реактора	Относительный вклад в суммарный выброс
		ИРГ	Йод	ДЖА	Актиниды
МПА	ВВЭР	0.99	0.01	-	-
	РБМ	0.99	0.01	-	-
	БН	0.21	0.03	0.76	-
ЗА	ВВЭР	0.39	0.53	0.08	-
	РБМ	0.73	0.12	0.15	-
	БН	0.24	0.33	0.30	0.13

ИРГ- инертные радиоактивные газы

ДЖА - долгоживущие аэрозоли

Таблица 2.2

Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение организма в целом и его отдельных органов при аварии на АЭС [8].

Радионуклиды, вносящие существенный вклад во внешнее облучение всего тела		Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение щитовидной железы		Радионуклиды, вносящие существенный вклад в облучение легких и всего тела
Радионуклид	Период полураспада, сут	Радионуклид	Период полураспада, сут	Радионуклид	Период полураспада, сут
131 I	8.04	131 I	8.04	131 I	8.04
132 Те	3.258	132 I	0.096	132 I	0.096
133 Хе	5.24	133 I	0.867	133 I	0.867
133 I	0.867	134 I	0.0365	134 I	0.0365
135 Хе	0.378	135 I	0.275	135 I	0.275
135 I	0.275	132 Те	3.258	134 Cs	752,63
134 Cs	752,63			88 Kr	0.118
88 Kr	0.118			137 Cs	10950
137 Cs	10950			106 Ru	368,2
				132 Те	3.258
				144 Се	284,3

(2.7) До аварии на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 г. значительные выбросы радионуклидов происходили при двух авариях на реакторах: в Уиндскейле (Великобритания) в октябре 1957 г. и на Тримайл Айленде (США) в марте 1979 г.** В результате аварии на ЧАЭС суммарный выброс активности составил около 12 x 10(18) Бк, включая около 6-7 x 10(18) Бк инертных радиоактивных газов. В выбросах содержалось около 3-4% топлива, находящегося в реакторе на момент аварии, а также до 100% инертных газов и 20-60% летучих радионуклидов. При этом активность основных дозообразующих радионуклидов, содержащихся в выбросе, составляла: йод-131: около 1,3-1,8 x 10(18) Бк; цезий-134: около 0,05 x 10(18) Бк; цезий-137: около 0,09 x 10(18) Бк. [3].*** Содержание в выбросе основных радионуклидов при аварии на ЧАЭС, отнесенное к их расчетному количеству в активной зоне на момент аварии, приведено в табл. 2.3

Таблица 2.3.

Содержание в выбросе основных радионуклидов при аварии на ЧАЭС, отнесенное к их расчетному количеству в активной зоне на момент аварии [9, 10].

Радионуклид	Период полураспада	Количество в активной зоне, РБк	Содержание в выбросе, %
85 Kr	10,72 сут	28	около 100
133 Хе	5,25 лет	6510	около 100
131 I	8,04 сут	3080	54
132 Те	3,26 сут	4480	9,1
137 Cs	30,0 лет	260	31,7
134 Cs	2,06 лет	170	25,9
89 Sr	50,5 сут	3960	2
90 Sr	29,12 лет	230	3,5
95 Zr	64,0 сут	5850	2,8
103 Ru	39,3 сут	3770	4,5
106 Ru	368 сут	860	3,5
140 Ва	12,7 сут	6070	2,8
141 Ce	32,5 сут	5550	3,5
144 Се	284 сут	3920	3,5
239 Np	2,36 сут	58100	2,9
238 Pu	87,74 лет	1,3	2,3
239 Pu	24065 лет	0,95	3,2
240 Pu	6537 лет	1,5	2,9
241 Pu	14,4 лет	180	3,3
242 Cm	163 сут	43	2,2

_____________________________

* На январь 1998 г. в Российской Федерации действуют 29 энергоблоков АС, общей мощностью 21242 Мвт (эл). Основными типами реакторных установок являются водо-водяные реакторы типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и канальные реакторы типа РБМК-1000 [1]:

** Авария на реакторе "Windscale-1" (Великобритания), 1957 г. [4]

Промышленный реактор в Виндскейле для наработки плутония с графитовым замедлителем и воздушным охлаждением, введенный в эксплуатацию в 1951 г., представлял собой восьмигранный графитовый блок высотой 15 м, размещенный в бетонной полости. В каждом из 3444 горизонтальных топливных каналов реактора размещались по 21 топливной сборке со стержневыми твэлами из металлического урана с оболочкой из Li-AI сплава.

10 октября 1957 г. при выполнении программы планового отжига в 11 ч. операторы обратили внимание на 10-кратное возрастание радиационного фона в здании реактора. В 16 ч. 30 мин. визуально при осмотре топливных каналов было установлено, что многие топливные элементы раскалились докрасна (1400°С), и попытки их выгрузить оказались безуспешными из-за распухания и заклинивания в каналах. Не привели к успеху и попытки в ночь с 10 на 11 октября охладить активную зону с помощью СО2, и только в 8 ч. 55 мин. 11 октября в условиях сознательного риска было применено охлаждение водой, в результате чего в 3 ч. 20 мин. 12 октября реактор был приведен в холодное состояние.

Хотя при аварии расплавления топлива не произошло, через вентиляционную трубу в окружающую среду было выброшено 1,35 х 10(16) Бк радиоактивных газов и аэрозолей, в том числе 6 х 10(14) Бк 131 I, 2 х 10(13) Бк 137 Сs и 7 x 10(10) Бк 90 Sr.

В результате аварии коллективная доза облучения населения составила 1,2 x 10(3) чел.Зв. Индивидуальные дозы облучения щитовидной железы для взрослого населения составили 5-20 мЗв, для детей - 10-60 мЗв. Населению была проведена йодная профилактика, кроме того на территории площадью 520 км2 был введен запрет на употребление молока.

Авария на блоке N 2 АЭС "Three Mile Island" (США), 1979 г.[4]

29 марта 1979 г. на блоке N 2 АЭС "Три-Майл-Айленд" (ТМА-2) произошла тяжелая авария с плавлением активной зоны и выходом большого количества продуктов деления в различные элементы оборудования, технологические помещения и под гермооболочку.

Основой энергоблока ТМА-2, введенного в эксплуатацию в 1978 г. был реактор типа PWR мощностью 956 МВт (эл). Активная зона диаметром 3,3 м и высотой 3,7 м собрана из 311 тепловыделяющих сборок (ТВС), каждая из которых содержала 208 твэлов. Активная зона в целом содержала 94 т UO2 и 35,5 т конструкционных материалов.

Первоначально развитие аварии было обусловлено техническими причинами, приведшими к нарушению условий теплосъема активной зоны. В дальнейшем неправильная оценка ситуации операторами привела к усугублению условий развития аварии, плавлению и разрушению части активной зоны реактора. В целом при аварии расплавилось не менее 40% активной зоны.

После аварии мощность дозы у блочного щита управления составляла 240-320 Р/ч, а в различных местах под герметичной оболочкой - в пределах от нескольких рентген в час до более чем 1000 Р/ч. Указанное обстоятельство превратило дезактивацию блока в очень сложную проблему.

Решающую роль в уменьшении возможных серьезных последствий для населения и окружающей среды сыграло наличие и эффективная работа герметичной оболочки. Фактически в окружающую среду вышло всего около 1% радиоактивных инертных газов, в том числе около 1,6 х 10(15) Бк 85 Kг. Активность выброшенного 131 I была оценена на уровне около 7,4 х 10(11) Бк. В районе аварии наблюдалось кратковременное повышение содержания 131 I в молоке - максимально до (0,4-4) x 10(5) Бк/л при норме 3,7 x 10(3) Бк/л. В связи с этим были введены соответствующие ограничительные меры. Следует отметить, что в начальный период аварии, возможные радиологические последствия были переоценены и часть населения из прилегающих районов была временно эвакуирована. Однако в условиях неясности развития радиационной обстановки это был скорее положительный момент, свидетельствующий о надежности системы оповещения и высокой степени организации соответствующих служб. В соответствии с проведенными оценками, коллективная доза облучения в 30-мильной зоне (80,5 км) составила 33 чел.Зв, при средней индивидуальной дозе 0,015 мЗв на все тело и максимальной дозе менее 1 мЗв.

30 января 1990 г. была завершена вся программа удаления радиоактивных обломков и топлива общей массой 135 т. Причем эта программа, как главная часть всей работы по ликвидации последствий стоимостью 1 млрд. долларов, была выполнена с незначительными коллективными (26 чел.Зв и около 4 чел.Зв/год) и индивидуальными дозовыми затратами. За все время ликвидации последствий аварии ни один человек не получил дозу более 0,04 Зв.

Авария на Чернобыльской АЭС, 1986 г.

26 апреля 1986 г. в 1 ч 23 мин произошла крупнейшая за всю историю развития атомной энергетики авария на блоке N 4 Чернобыльской АЭС. Авария произошла при проведении программы испытаний выбега турбогенератора с нагрузкой собственных нужд.

Многие исследователи приходят к мысли, что причины аварии носят комплексный характер, а не определены только действиями персонала. По опубликованным данным, совокупность факторов, приведших к аварии, выглядит следующим образом:

- реактор работал на малом уровне мощности, был зашлакован и отравлен ксеноном;

- температура теплоносителя на входе в активную зону была близкой к температуре насыщения;

- оперативный запас реактивности был очень мал, то есть стержни в основном были выведены из активной зоны;

- имелся значительный эффект вытеснения стержней.

Неравномерность энерговыделения в активной зоне, темп роста паросодержания, дополнительный ввод положительной реактивности вследствие нажатия старшим инженером управления реактором кнопки ручной аварийной остановки реактора и эффекта вытеснителей привело к локальной критичности и разгону реактора на мгновенных нейтронах.

Развитие событий между 47-й и 48-й секундой в 1 ч 23 мин предположительно было следующим. Избыточное давление в тепловых каналах обусловило ускоренное движение оставшейся части теплоносителя и гидравлический удар. Гидравлический удар, воздействие расплавленного топлива и высокое давление привели к разрушению части тепловых каналов. Массовый выход из строя тепловых каналов с взрывоопасным накоплением пара в реакторном пространстве привел к катастрофическому разрушению. Тяжеловесная верхняя конструкция, составляющая верхнюю часть герметичного реакторного пространства, была приподнята и наклонилась, разрушив большую часть тепловых каналов и пароводяных коммуникаций над активной зоной, а также узлы стержней управления защитой реактора (СУЗ). В 1 ч 24 мин одновременно с сильными ударами остановились стержни СУЗ, не дойдя до нижних концевиков. Это явилось следствием двух последовавших один за другим взрывов, которые сорвали крышу со здания блока. Выброшенные материалы горячего реактора упали на верхнюю часть здания и на территорию АЭС и вызвали пожары в 30-ти местах. Воздух проник в реакторное пространство и вызвал загорание графита.

В результате разогрева облако выброса поднялось на высоту до 2 км. Сложная, меняющаяся по времени метеорологическая обстановка обусловила движение облака над западными районами СССР в направлении восточной и западной Европы, а в итоге - над всем северным полушарием.

Медицинские последствия аварии на Чернобыльской АЭС и трудности, возникшие при решении вопросов организации широкомасштабных санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий подробно рассмотрены в [5] и монографии Л.А. Ильина [6].

*** Эта оценка активности выброса превышает оценку, сделанную в 1986 году [7] на основе суммирования активности радиоактивных выпадений на территории СССР.

Аварии на хранилищах радиоактивных отходов

(2.8) Наиболее опасными являются аварийные выбросы, приводящие к радиоактивному загрязнению обширных территорий и вызывающие необходимость широкомасштабного вмешательства. Подобный аварийный выброс произошел в 1957 году на комбинате "Маяк", в результате теплового взрыва на одном из хранилищ высокоактивных отходов (табл. 2.4).* Радиационное воздействие на население на первом этапе аварии было обусловлено внешним излучением от облака и внутренним облучением от вдыхаемых радионуклидов из облака; на втором - внешним облучением от радиоактивных выпадений на территории и внутренним облучением радионуклидами, поступившими в организм с пищевым рационом, в основном 90 Sr.

(2.9) Ситуация, характерная для поверхностного хранения жидких радиоактивных отходов, возникла в 1967 году на хранилище - озере Карачай, когда в результате ветрового подъема высохших иловых отложений оказалась значительно загрязнена прилегающая территория.**

Таблица 2.4

Радионуклидами состав аварийного выброса на ПО "Маяк" в 1957 году [11].

Радионуклид	Период полураспада	Вклад в активы ость смеси, %
89 Sr	51 сут	следы
90 Sr + 90 Y	28,6 года	5,4
95 Zr + 95 Nb	65 сут	24,9
106 Ru + 106 Rh	1 год	3,7
137 Cs	30 лет	0,036
144 Ce + 144 Pr	284 сут	66
147 Pm	2,6 года	следы
155 Eu	5 лет	следы
239, 240 Pu		следы

(2.10) Аварийная ситуация при глубинном захоронении жидких радиоактивных отходов в подземные горизонты возможна при внезапном разрушении оголовка скважины, находящейся под давлением. Последствия такой аварийной ситуации проявляются, как правило, в загрязнении ограниченного участка территории в пределах санитарно-защитной зоны, а также в выходе парогазовой фазы и изливе жидких радиоактивных отходов.

В случае размыва и растворения пород пласта-коллектора агрессивными компонентами радиоактивных отходов, например, кислотами, увеличивается пористость пород, что может приводить к утечке газообразных радиоактивных отходов. В этом случае переоблучению, как правило, может подвергаться персонал хранилища.

_____________________________

* В сентябре 1957 г. на НПО "Маяк" (г. Озерск Челябинской обл.) произошла радиационная авария с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду [11]. Ее причиной явились нарушения в системе охлаждения бетонной емкости объемом 300 мЗ. В результате саморазогрева и теплового взрыва 70-80 т высокоактивных отходов с активностью около 2 млн. Ки было выброшено и рассеяно. Осаждение радиоактивного вещества из облака взрыва привело к радиоактивному загрязнению территорий Челябинской, Свердловской и Тюменской областей. В границах плотности загрязнения 0,1 Ки/км2 по 90 Sr максимальная длина следа достигала 300 км при ширине 30-50 км; в границах 2 Ки/км2 - 105 км при ширине следа 8-9 км. Общая площадь территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, составила около 15 тыс. км2.

Основными путями облучения населения на загрязненной территории в начальный период являлись внешнее гамма-облучение всего тела и внутреннее облучение от поступления радионуклидов в составе пищевого рациона. По истечении первых 1-1,5 лет ведущим стало внутреннее облучение скелета и красного костного мозга в результате поступления в организм 90 Sr.

В качестве экстренных мер защиты были предприняты отселение населения, контроль за радиоактивным загрязнением продуктов питания и воды, введение режима ограничения доступа населения и хозяйственной деятельности на загрязненной территории. Плановые меры включали дополнительную эвакуацию, дезактивацию части территории, реорганизацию сельского и лесного хозяйства.

Население эвакуировали из 23 населенных пунктов сельского типа, размешенных на территории с плотностью радиоактивного загрязнения свыше 2 Ки/км2 по 90 Sr. В течение первых 10 суток было выселено 600 чел., в последующие 1,5 года - около 10 тыс. чел.

** В результате ветрового выноса высохших иловых отложений с обмелевшего открытого хранилища радиоактивных отходов - озера Карачай весной 1967 г. на прилегающую территорию было выброшено около 2,2 x 10(13) Бк долгоживущих радионуклидов, из которых около 20% составлял 137 Cs и около 80% 90 Sr. След загрязнения распространился на территории, где население было отселено после аварии 1957 г., т.е. в основном на территорию, так называемого, Восточно-Уральского следа [12].

Аварии на радиохимическом производстве

(2.11) Радионуклидный состав и величина аварийного выброса (сброса) существенно зависят от технологического процесса и участка радиохимического производства.* Основной вклад в формировании радиоактивного загрязнения местности, в случае радиационной аварии на радиохимическом производстве могут вносить изотопы 90 Sr, 103 Ru, 106 Ru, 134 Cs, 137 Cs, 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu, 241 Pu, 241 Am, 244 Cm.

(2.12) Многообразие химических форм, в которых радиоактивные продукты могут попадать в окружающую среду, и наличие в выбросе высокотоксичных соединений требует дифференцированного подхода к оценке последствий аварии на радиохимическом производстве, даже если по величине радиоактивного выброса авария не рассматривается, как тяжелая.

(2.13) В производстве гексафторидов металлов и при получении изотопов с помощью разделительных технологий возможны аварийные выбросы в воздух производственных помещений, а при крупных авариях - и в атмосферу. В случае выброса гексафторида урана он быстро гидролизуется с образованием аэрозолей. При этом основную опасность представляет фтористый водород, являющийся высокотоксичным продуктом. В этом случае характер поражения будет определяться действием фтора, поступающего в организм перкутантным и ингаляционным путями.

_____________________________

* В 12 час. 58 мин. 6 апреля 1993 г. на радиохимическом заводе Сибирского химического комбината (СХК) произошло разрушение технологического аппарата, в котором проводились технологические операции по подготовке уранового раствора к экстракции, с залповым выбросом части активности в окружающую среду.

Разрушение аппарата произошло в связи с процессом разложения органической части фазы раствора при взаимодействии с концентрированной азотной кислотой. Разрушение аппарата сопровождалось взрывом парогазовой смеси, выброшенной в аппаратный зал. Следствием взрыва было разрушение части стен и остекления в аппаратном зале.

Выброс 31 ТБк (в том числе 239 Pu - 6.3 x 10(3) ТБк) в окружающую среду произошел через проломы стен и кровли здания, а так же через штатную вентиляционную систему.

Выброс формировался при устойчивом юго-западном ветре 190 градусов и скоростью 9-12 м/с.

Выпадения по следу сформировали неравномерный, пятнистый характер загрязнения.

Размеры следа по мощности дозы 60 мкр/ч составили: длина 15 км, ширина 3 км, по мощности дозы 15 мкр/ч соответственно 22 и 6 км.

Аварии с радионуклидными источниками

(2.14) В промышленности, газо- и нефтедобыче, строительстве, в исследовательских и медицинских учреждениях эксплуатируется значительное количество различных радионуклидных источников (РНИ). Аварии с РНИ могут происходить без их разгерметизации и с разгерметизацией. Характер радиационного воздействия определяется видом РНИ, пространственными и временными условиями облучения. При аварии с ампулированным источником характерным является переоблучение ограниченного числа лиц, имевших непосредственный контакт с РНИ, с преобладающей клиникой общего неравномерного облучения и местного (локального) радиационного поражения отдельных органов и тканей. В случае разгерметизации РНИ возможно радиоактивное загрязнение значительной территории (Гойяния, Бразилия, 1987 г.)*.

(2.15) Особенностью аварии, связанной с утратой РНИ, является возможность несвоевременного установления факта аварии. Часто подобные аварии носят "скрытый" характер и, к сожалению, устанавливается после регистрации радиационного поражения у лиц, имевших контакт с РНИ.

Аварии с ядерными боеприпасами

(2.16) В случае диспергирования делящегося материала (механическое или взрывное разрушение, пожар) основным фактором радиационного воздействия являются изотопы 239 Pu и 241 Am с преобладанием внутреннего облучения за счет ингаляции. При пожаре также возможен сценарий, когда основным поражающим фактором будет выделение окиси трития. В случае аварии с дополнительным энерговыделением за счет реакции деления будет иметь место воздействие дополнительных радиационных факторов, характерных для продуктов деления.**

_____________________________

* В июне 1987 г. в результате разрушения защиты высокоактивного радионуклидного источника, содержащего 137 Cs, в г. Гояния (Бразилия) у 17 человек возникли различные проявления острой лучевой болезни (ОЛБ) и местного облучения [13].

Всего за 1,5 мес. было обследовано 250 человек, у 55 из них методами физической дозиметрии были обнаружены признаки контакта с радионуклидом - в основном контаминация кожи. Из этой группы с подозрением на лучевую болезнь было госпитализировано 26 человек, в дальнейшем у 6 из них диагноз ОЛБ был отвергнут. Больные с поражениями наибольшей степени тяжести (сначала 10, а затем еще 4) были переведены для лечения в Военно-морской госпиталь Марсилио Диас в Рио-де-Жанейро.

Пострадавшие подверглись внешнему неравномерному облучению, загрязнению кожи с возможностью инкорпорации радионуклида. В центре города образовалось 7 относительно больших зон радиоактивного загрязнения и до 50 мелких. Так в доме у одного из пострадавших было обнаружено около 500 мКи радионуклида.

Общая активность по обнаруженным частям первоначальной массы (паспортные данные отсутствуют) оценена приблизительно в 1370 Ки.

Медицинская помощь пострадавшим организовывалась по общепринятым в настоящее время в мировой практике правилам. Оба госпиталя (в Гояния и в Рио-де-Жанейро) общего типа были приспособлены для размещения пациентов с сочетанным радиационным поражением (покрытие пола, стен пластиковыми пленками). Кожу пациентов обрабатывали в палатах. Противорадиационная защита персонала осуществлялась с первого дня поступления больных (переодевание, использование пластиковой и бумажной спецодежды).

Для уменьшения вторичного всасывания цезия из кишечника все пациенты с первого дня госпитализации получали "Радиоградас" (фирма Хейл, Западный Берлин) - препарат типа берлинской лазури, переводящий цезий в нерастворимое соединение. При заметном увеличении выделения цезия с калом, препарат не влиял на его метаболизм в основных тканях депонирования и, соответственно, крови. В целях усиления экскреции с мочой больные получали мочегонные препараты. Дальнейший анализ и оценки показали, что внутреннее облучение составило не более 15-30% от величины, оцененной кариологически (кроме одной пациентки, у которой оно составило около 50%.

Следовательно, уровни внутреннего облучения не могли обусловить развитие непосредственных биологических эффектов и практически все ранние проявления определялись неравномерным внешним общим облучением.

В основу прогноза картины ОЛБ были положены клинические методы. Для оценки были использованы проявления первичной реакции, немногочисленные данные гематологических исследований в первой декаде болезни и цитогенетические исследования культуры лимфоцитов периферической крови. Из симптомов первичной реакции следует отметить появление тошноты и рвоты, которые наблюдались у 10 из 14 человек. Были предположены возможность отсроченного развития симптома, а также несоответствие его интенсивности таковой при однократном облучении. Ретроспективный анализ показал, что рвота возникала в сроки 3-6 ч при тяжелой ОЛБ и до 8-12 ч - при ОЛБ средней тяжести.

Анализ гематологических данных позволил предположить, что ни у одного пострадавшего доза облучения не превышала 6 Гр, то есть ни в одном случае не должно быть крайней тяжести костномозгового синдрома (КМС) ОЛБ. Этим была отвергнута идея подготовки к трансплантации костного мозга. По изменению числа нейтрофильных гранулоцитов была произведена группировка больных по тяжести ОЛБ. Эти данные хорошо коррелировали с результатами кариологических исследований. В результате оценок было сделано заключение, что у 5 человек развилась ОЛБ тяжелой степени, у 3 - средней степени и у остальных 9 - с, возможно, легким поражением кроветворения.

**17 января 1966 года [20] при дозаправке в воздушном пространстве вблизи юго-восточного побережья Испании потерпел аварию американский бомбардировщик В-52 с четырьмя ядерными боеприпасами. Три ЯБП упали на поверхность земли; причем у двух из них в результате сильной детонации произошел взрыв обычного взрывчатого вещества, приведший к диспергированию делящегося материала 239 Pu. Эпицентр одного взрыва находился в пределах населенного пункта Паломарес (численность жителей ~ 2 тыс. человек), а другого в ~ 2 км к юго-западу от него. Площадь загрязненной территории составила более 2.5 км2, в том числе по изолинии 14 кБк/м2 - 2 км2 и по изолинии 1.2 МБк/ м2 - 0.022 км2. При ликвидации последствий аварии были проведены следующие мероприятия:

- удаления слоя почвы и растительности на территории с загрязнением более 1.2 МБк/м2;

- обильное орошение и заглубление поверхностного слоя почвы на глубину до 30 см на территории с загрязнением 14 кБк/м2 - 1.2 МБк/м2;

- регулярное орошение территории с загрязнением менее 14 кБк/м2;

- определение содержания 239 Pu в легких жителей Паломарсса на установках СИЧ непосредственно после аварии;

- контроль содержания 239 Pu в воздухе на территории жилой зоны Паломареса и его ареала.

Содержание 239 Pu в легких критических групп населения не превысило 600 Бк.

Средние значения концентрации 239 Pu в воздухе за период с 1966 по 1980 г. составили 5.5 мкБк/м3 в жилой зоне (максимальное среднегодовое значение 28.1 мкБк/м3 в 1980 г.) и 52 мкБк/м3 в ареале населенного пункта (максимальное среднегодовое значение 442 мкБк/м3 в 1967 г.) Оцененное значение средней ожидаемой эффективной дозы от поступления 239 Pu за этот период равно 54 мкЗв, а для критической группы 523 мкЗв.

Аварии на космических аппаратах

(2.17) На космических аппаратах потенциальная радиационная опасность обусловлена наличием на их борту:

- радиоактивных изотопов в генераторах электрической и тепловой энергии, в различных контрольно-измерительных приборах и системах;

- ядерных бортовых электроэнергетических установок;

- ядерных установок в качестве двигательных систем (ЯРД).

(2.18) Радиационные аварии возможны на различных этапах: при транспортировке ЯЭУ до установки в аппарат, предпусковом периоде, выведении на орбиту, неконтролируемом участке траектории, конечной стадии вывода на орбиту, возвращении в атмосферу.

(2.19) Наибольшая опасность связана с выходом реактора в надкритичное состояние.

Прогнозируемая плотность радиоактивного загрязнения в случае полетной аварии ЯЭУ средней мощности на космическом аппарате оценивается в широком диапазоне: при аварии на высоте около 40 км она может составить от 3,7 до 370 кБк/м2, в зависимости от размера аэрозольных частиц [14, 15].

Аварии при перевозке радиоактивных материалов

(2.20) Радиационными грузами являются такие, удельная активность которых превышает 74 кБк/кг [16]. К ним относятся: радиоактивное сырье (руды урана, тория и их концентраты); исходное ядерное топливо, содержащее 233 U, 232 Th, 235 U, 238 Pu, 239 Pu, 241 Pu; отработанное ядерное топливо, содержащее кроме указанных изотопов большое количество продуктов деления; грузы с изотопной продукцией; радиоактивные отходы. При перевозке радиоактивные вещества помещают в специальные транспортные упаковочные комплекты, которые транспортируются специальными автомобилями или железнодорожным транспортом.

Транспортирование радиоактивных материалов регламентируется нормативно-правовыми документами безопасной транспортировки наземным транспортом [17-19].

(2.21) По степени тяжести последствий различают следующие основные типы транспортных радиационных аварий:

- авария, при которой упаковочный комплект не получил видимых повреждений, или имеет незначительные повреждения, связанные с нарушением креплений;

- авария, при которой упаковочный комплект получил значительные механические повреждения или попал в очаг пожара, но выход радиоактивных веществ не превышает пределов, установленных нормативными документами;

- авария, при которой упаковки полностью разрушены механическим, тепловым или иным воздействием и выход радиоактивных веществ превышает регламентированные пределы и неконтролируем.

Аварии на судовых ядерно-энергетических установках

(2.22) Различают радиационные аварии с судовыми ядерно-энергетическими установками:

- на атомных подводных лодках (АПЛ);

- на надводных кораблях (судах);

- на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ.

(2.23) Особенностями, определяющими специфику аварии на АПЛ, являются:

- замкнутость объема корабля;

- автономность лодки без ограничения района плавания;

- возникающая опасность жизнеспособности корабля;

- необходимость в большинстве случаев немедленного устранения последствий и причин аварии в условиях радиоактивного загрязнения;

- возможность наличия на борту ядерного оружия.

(2.24) Факторами радиационной опасности в случае аварии на АПЛ являются инертные радиоактивные газы, радиоактивные продукты деления, наведенная радиоактивность в материалах теплоносителя 1-го контура реактора и конструкционных материалах.

Названные факторы приводят к внешнему гамма-облучению, ингаляционному поступлению в организм гамма- и бета-активных радионуклидов, контактному облучению кожных покровов и слизистых, местным комбинированным (радиационным и термическим) повреждениям органов и тканей.

(2.25) Радиационные аварии на надводных кораблях (судах) с ЯЭУ имеют не столь тяжелую прогнозную оценку ее последствий. Условия для проведения ремонтных работ и дублирующие энергетические установки позволяют не так жестко учитывать фактор времени.

(2.26) Возможные радиационные аварии на объектах базирования, ремонта и демонтажа ЯЭУ должны быть выделены в отдельную группу и рассматриваться в большинстве случаев (за исключением объектов оперативного базирования) как аварии на промышленных предприятиях.

(2.27) Радиационные аварии на объектах оперативного базирования АПЛ и кораблей ВМФ с ЯЭУ имеют те же особенности, что и изложенные выше, однако в этом случае поддержка береговых технических и медицинских служб вводит действия по преодолению последствий аварии в русло регламентированных мероприятий.

2.2. Классы радиационных аварий

(2.28) При классификации масштаба радиационной аварии рассматриваются: исходные события и пути развития аварии, влияющие на количество радиоактивных веществ, выделившихся за пределы оборудования, внутри которого они находятся в период нормальной работы объекта; пути и границы их дальнейшего распространения.

(2.29) По границам распространения радиоактивных веществ и по возможным последствиям аварии подразделяются на локальные, местные и общие.

Локальная авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы оборудования, технологических систем, зданий и сооружений в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала, находящегося в данном здании или сооружении в дозах, превышающих допустимые.

Местная авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов в пределах санитарно-защитной зоны (СЗЗ) в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение персонала в дозах, превышающих допустимые.

Общая авария - это нарушение в работе, при котором произошел выход радиоактивных продуктов за границу СЗЗ в количествах, превышающих регламентированные для нормальной эксплуатации значения, и при котором возможно облучение населения и загрязнение окружающей среды в дозах выше установленных.

(2.30) МАГАТЭ в 1990 г. была разработана и рекомендована универсальная шкала оценки тяжести и опасности аварий на АЭС (INES). Классифицируемые шкалой события относятся только к ядерной или радиационной безопасности. Шкала разделена на две части: нижняя охватывает уровни 1-3 и относится к инцидентам, а верхняя часть из четырех уровней (4-7) соответствует авариям. События, не являющиеся важными с точки зрения безопасности, интерпретируются как события нулевого уровня (табл. 2.5). Шкала является приблизительно логарифмической. Так, ожидается, что число событий должно примерно в 10 раз уменьшаться для каждого более высокого уровня.

Таблица 2.5

Шкала МАГАТЭ оценки тяжести и опасности аварий на АЭС.

Уровень аварии	Наименование	Критерий
7	Глобальная авария	Большой выброс; значительный ущерб здоровью людей и окружающей среде
6	Тяжелая авария	Значительный выброс; полная реализация планов мероприятий по защите персонала и населения на ограниченной территории; значительное повреждение активной зоны
5	Авария с риском для окружающей среды	Ограниченный выброс; частичная реализация планов мероприятий по защите персонала и населения на ограниченной территории
4	Авария в пределах АЭС	Небольшой выброс; облучение населения в установленных пределах дозы; частичное повреждение активной зоны; существенное воздействие на здоровье персонала
3	Серьезное происшествие	Небольшой выброс; облучение населения ниже установленных пределов дозы; большое загрязнение; переоблучение персонала
2	Происшествие средней тяжести	Событие с потенциальными последствиями для безопасности
1	Незначительное происшествие	Отклонение от разрешенных границ функционирования реактора
0	Ниже шкалы	Не влияет на безопасность

2.3 Фазы радиационных аварий. Пути и факторы радиационного воздействия.

(2.31) При решении вопросов организации медицинской помощи населению в условиях крупномасштабной радиационной аварии необходим анализ путей и факторов радиационного воздействия в различные временные периоды развития аварийной ситуации. С этой целью рассматривают три временные фазы: раннюю, промежуточную и позднюю (восстановительную).

Ранняя фаза

(2.32) Ранней фазой является период, продолжающийся от начала аварии до момента прекращения выброса радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа на местности.

(2.33) Продолжительность этой фазы в зависимости от характера и масштаба аварии может длиться от нескольких часов до нескольких суток. В некоторых случаях раннюю фазу целесообразно подразделять на период до начала выброса (но когда уже признана потенциальная возможность облучения за пределами площадки) и период, в который происходит большая часть выброса.

(2.34) На ранней фазе доза внешнего облучения формируется, в основном, за счет гамма- и бета-излучения радиоактивных веществ, содержащихся в радиоактивном облаке. Возможно также контактное облучение за счет излучения радионуклидов, осевших на кожу и слизистые. Внутреннее облучение обусловлено ингаляционным поступлением радиоактивных продуктов из облака в организм человека.

Во время этой фазы могут оказаться доступными измерения мощности дозы в СЗЗ и концентрации некоторых радионуклидов в атмосферном воздухе. Вследствие изменений мощности и продолжительности выброса, направления ветра и наличия других параметров, эти измерения имеют ограниченную ценность для расчета прогнозируемых доз. В то же время результаты этих измерений могут лечь в основу принятия решений по экстренным мерам радиационной защиты.

Промежуточная фаза

(2.35) Промежуточная фаза аварии начинается от завершения формирования радиоактивного следа и продолжается до принятия всех основных необходимых мер защиты населения, проведения необходимого объема санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий. В зависимости от характера и масштаба аварии длительность промежуточной фазы может быть от нескольких дней до года после возникновения аварии.

(2.36) В промежуточной фазе прямое облучение от облака выброса отсутствует. На промежуточной фазе источником внешнего облучения являются радиоактивные вещества, осевшие из облака на поверхность земли, зданий, сооружений и т.п., и сформировавшие радиоактивный след. Внутрь организма радиоактивные вещества поступают, в основном, пероральным путем при употреблении загрязненных продуктов и воды и вдыханием загрязненных мелкодисперсных частиц почвы, пыльцы растений и т.п., поднятых в воздух в результате вторичного ветрового переноса.

Поздняя фаза

(2.37) Поздняя (восстановительная) фаза может продолжаться многие годы после аварии, в зависимости от характера и масштабов радиоактивного загрязнения. Во время этой фазы данные, полученные на основании мониторинга окружающей среды, могут быть использованы для принятия решений о возвращении к нормальным жизненным условиям путем одновременной или последовательной отмены различных защитных мер, предпринятых во время первых двух фаз аварии. В других случаях в течение долгого времени могут потребоваться определенные ограничения (например ограничения, распространяющиеся на сельскохозяйственную продукцию, использование отдельных площадей или зданий и потребление некоторых пищевых продуктов из районов, подвергшихся воздействию выброса). Фаза заканчивается одновременно с отменой всех ограничений на жизнедеятельность населения загрязненной территории и переходом к обычному санитарно-дозиметрическому контролю радиационной обстановки, характерной для условий "контролируемого облучения." На поздней фазе источник внешнего и внутреннего облучения тот же, что и на промежуточной фазе.

Список литературы к главе 2

1. Атомные станции России в 1998 г. Концерн "Россэнергоатом", М., 1998.

2. Ильин Л.А., Павловский О.А. Экспресс-методика определения радиационных последствий аварийных ситуаций на атомных станциях. В сб. Методические принципы и рекомендации для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения, проживающего на территории, подвергшейся радиационному воздействию в результате аварии на ЧАЭС. М., 1991, с. 9-26.

3. МАГАТЭ Бюллетень. Том 38, N 3, 1996, Вена, Австрия.

4. Аварии и инциденты на атомных электростанциях. Обнинск, 1992.

5. Международный Чернобыльский проект. Полный отчет. МАГАТЭ, Вена, 1992 г.

6. Ильин Л.А. Реалии и мифы Чернобыля. М.,1996.

7. IAEA. Summary Report on the Post - Accident Review Meeting on the Chernobyl Accident, Safety Series, N 75-INSAG-1, IAEA, Vienna, 1986.

8. Серия изданий по безопасности, N 55. Планирование защитных мер за пределами площадки в случае радиационных аварий на ядерных установках. МАГАТЭ. Вена, 1981 STI/PUB/580, ISBN 92-0-923281-Х

9. A.R. Sich, A.A. Borovoi and N.C, Rasmussen The Chernobyl accident revisited: source term analysis and reconstruction of events during the active phase. MITNE-306 (1994)

10. Yu.P. Buzulukov, Yu.L. Dobrynin Release of radionuclides during the Chernobyl accident p. 3-31 in: The Chernobyl Papers. Doses to the Soviet Population and Early Health Effects Studies. Vol.1, Washington 1993.

11. Никипелов Б.В. Романов Г.Н., Булдаков Л.А., Бабаев Н.С., Холина Ю.Б., Микерин Е.И. Радиационная авария на Южном Урале в 1957 г. ж. Атомная энергия, т. 67, вып. 2, август 1989, с. 74-80

12. Булдаков Л.А. Служба здравоохранения в период критических радиационных инцидентов. Доклад на международной конференции: "Служба медицины катастроф: состояние, организация, итоги деятельности, перспективы развития." М., 1997.

13. The radiological Accident in Goiania, JAEA, Vienna, 1988.

14. Научно-технический сборник "РК техника", серия IY, выпуск 17, ГОНТИ, 1973.

15. Ядерные энергетические установки космического базирования. ЦНИИатоминформ, М., 1989.

16. Фрейман Э.С., Щупановский В.Д., Калошин В.М. Основы безопасности перевозки радиоактивных веществ. - 2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1986.-176 с.

17. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных веществ, ПБТРВ-73. М., Атомиздат, 1973.

18. Руководство по ликвидации последствий аварий со специальными грузами при транспортировании железнодорожным транспортом (РЛА-84), Минатомпром, 1984.

19. Правила безопасной перевозки радиоактивных веществ. МАГАТЭ, Вена, 1973.

20. Medical management or red accidents. Editors: Fred A. Mettler, Yr. Charles A. Kelsey, Robert C. Ricks. CRC Press Inc. Boca Ration Florida 1990.

3. Радиобиологические эффекты

(3.1) Согласно современным представлениям и международным рекомендациям [1, 2] радиобиологические эффекты подразделяют на детерминированные (ранее [3] они назывались нестохастическими) и стохастические. Соматические эффекты (стохастические и детерминированные) развиваются непосредственно у самого облученного лица; наследуемые эффекты проявляются у потомства облученных лиц.

(3.2) Аварийное планирование основывается на принципе установления уровней доз, ниже которых исключается возникновение детерминированных эффектов и достигается максимально возможное, с учетом социальных и экономических факторов, уменьшение отдаленных стохастических последствий у населения, оказавшегося в аварийной зоне. Именно в этом аспекте будут рассмотрены ниже эффекты, вызываемые воздействием ионизирующих излучений на организм. Основополагающим постулатом в области защиты населения при радиационных авариях является принцип обеспечения исключения детерминированных эффектов и максимальное снижение выхода стохастических эффектов. На этом построена вся философия радиационной защиты.

Детерминированные (нестохастические) эффекты

(3.3) В процессе взаимодействия ионизирующих излучений с биообъектами образующиеся ионы вызывают изменения атомов и молекул, что приводит к повреждению клеток. Если повреждение произошло, но полностью не устранено в результате восстановительных (репаративных) процессов, оно может либо воспрепятствовать выживанию или воспроизводству клетки, либо дать в результате жизнеспособную, но измененную клетку. Эти два исхода облучения клетки имеют существенно разное значение для организма в целом.

(3.4) Гибель части клеток не влияет на нормальное функционирование большинства органов и тканей. Если же число потерянных клеток достаточно велико, то может быть нанесено заметное повреждение, приводящее к частичной или полной утрате функции ткани. Вероятность нанесения такого повреждения для организма в целом практически равна нулю при малых дозах, но выше некоторого уровня дозы (порога) будет круто возрастать до единицы (100%). Выше такого порога с дальнейшим увеличением дозы тяжесть поражения будет увеличиваться. Биологические эффекты данного типа называют детерминированными [1, 2].

(3.5) Таким образом, под детерминированными понимают такие последствия воздействия ионизирующего излучения на человека, которые проявляются только после облучения в дозе, больше пороговой. Вероятность появления и тяжесть такого эффекта быстро возрастают с дальнейшим накоплением дозы, достигая предельно больших значений.

(3.6) Органы и ткани различают по чувствительности к ионизирующему излучению [4]. Одними из наиболее радиочувствительных тканей являются яичники, семенники, костный мозг и хрусталики глаз. Пороговые дозы для детерминированных эффектов в этих тканях составляют не менее 0,15 Зв за одно кратковременное облучение. Порог мощности дозы при сильно фракционированном при протяженном облучениях в течение многих лет для детерминированных эффектов в этих тканях превышает 0,1 Зв/год (табл. 3.1) [2].

Таблица 3.1.

Порог детерминированных эффектов у взрослых людей для наиболее радиочувствительных тканей [2].

Ткань и эффект	Порог
	Доза одного кратковременного облучения, Зв	Мощность дозы ежегодного фракционированного или протяженного облучения, Зв/год
Семенники
Временная стерильность	0.15	0,4
Постоянная стерильность	3.5-6.0	2.0
Яичники
Стерильность	2.5-6.0	> 0.2
Хрусталики
Обнаруживаемые помутнения	0.5-2.0	> 0.1
Нарушение зрения (катаракта)	5.0	> 0.15
Красный костный мозг
Угнетение кроветворения	0.5	> 0.4

(3.7) В качестве примера специфического детерминированного эффекта можно отметить, что для кожи порог эритемы и сухого шелушения - симптомов, появляющихся спустя примерно 3 недели после облучения, составляет 3-5 Гр. Влажное шелушение возникает после 20 Гр. При этом пузыри появляются примерно спустя 4 недели после облучения. Гибель клеток в эпидермальном и дермальном слоях, приводящая к некрозу тканей, наступает после локального облучения участка кожи в дозе около 50 Гр.

(3.8) Острое облучение в некоторых ситуациях может быть настолько тяжелым, что приводит к смертельному исходу в результате практически полного клеточного истощения одного или нескольких жизненно важных органов.

(3.9) Опыт аварийного и терапевтического облучения показывает, что ни один из облученных не погибнет после радиационного воздействия на все тело в дозе менее 1 Гр. По мере увеличения дозы погибает больше облученных, пока, наконец, с дальнейшим увеличением дозы не погибнут все.

(3.10) Одной из основных характеристик для прогноза медицинских последствий от облучения является величина дозы, при которой из облученной группы людей за 60 суток (время развития и реализации острой лучевой болезни) без специализированной медицинской помощи погибнет 50% (ЛД_50/60). Для здорового взрослого человека эта величина после острого равномерного облучения оценивается в диапазоне от 3 до 5 Гр (доза по средней линии тела, которая аппроксимирует дозу на красный костный мозг для гамма-излучения с энергией 1 МэВ). Причиной смерти при этом служит нарушение функции красного костного мозга, связанное с гибелью его стволовых клеток (так называемая костномозговая форма ОЛБ).

(3.11) При дозах, превышающих 5 Гр, возникают новые эффекты, включая тяжелое поражение желудочно-кишечного тракта (ЖКГ) и прежде всего стволовых клеток крипт кишечного эпителия и эндотелия капилляров, что в сочетании с повреждением красного костного мозга приводит к летальному исходу в течение месяца.

(3.12) После облучения в дозе 10 Гр развивается острый воспалительный процесс в легких, приводящий к смерти. Этот процесс существенен при избирательном облучении легких, так как при общем облучении организма гибель наступит раньше от кишечного синдрома.

(3.13) После облучения в дозе больше 10 Гр проявляется действие на нервную и сердечно-сосудистую системы и гибель может наступить через несколько суток от шока.

(3.14) Примерные значения доз, вызывающих смерть через различное время, приведены в табл. 3.2. Они относятся к дозам высокоэнергетического гамма-нейтронного излучения за короткий период времени (до нескольких минут). Если доза формируется в течении нескольких часов или дольше, то для появления этих эффектов потребуется большая доза на все тело [5].

Таблица 3.2.

Диапазон доз, связанных с отдельными радиационно-индуцированными синдромами и смертью людей, подвергшихся острому воздействию высокоэнергетического гамма-нейтронного излучения равномерно по всему телу [2].

Поглощенная доза на все тело, Гр	Основной эффект, приводящий к смерти	Время смерти после облучения, сут
3-5	Повреждение костного мозга (смерть 50% облученных за 60 суток)	30-60
5-15	Повреждение желудочно-кишечного тракта и легких	10-20
> 15	Повреждение центральной нервной системы	1-5

(3.15) Некоторые детерминированные эффекты после облучения происходят в результате такого нарушения функции ткани или органа, причиной которого является не только гибель клеток [2]. Дисфункция может возникнуть в результате влияния поражения одного из облученных органов на функции других органов и тканей (например, нарушение функций гипофиза после его облучения, приводящее к гормональным дисфункциям в других эндокринных железах). Общим свойством для этих проявлений является обратимость преходящих эффектов. Примерами таких функциональных изменений являются снижение секреции слюнных и эндокринных желез, изменение электроэнцефалографических ритмов или ретинограммы, сосудистые реакции типа ранней эритемы кожи или подкожного отека, подавление иммунной системы. Эти функциональные эффекты могут иметь клинически важные последствия.

(3.16) В случае аварии ядерного реактора основными органами, в которых могут проявиться детерминированные эффекты облучения, являются костный мозг, легкие, щитовидная железа и кожа.

Стохастические эффекты

(3.17) Стохастические эффекты могут возникать в результате специфических изменений в нормальных клетках после воздействия ионизирующего излучения, не приводящих к их гибели или способности к воспроизводству (вместе с полученными повреждениями). Принимается, что вероятность такого события в клетках после облучения в малых дозах невелика и что вероятность такого изменения, возникающего в популяции клеток ткани, пропорциональна дозе [2].

(3.18) Согласно последним международным рекомендациям [1, 2], под стохастическими понимают такие биологические эффекты, для которых постулируется отсутствие дозового порога для их возникновения и принимается, что вероятность их возникновения линейно пропорциональна величине воздействующей дозы (так называемая линейно-беспороговая гипотеза).

(3.19) При облучении человека доказана возможность проявления двух основных видов стохастических эффектов. Первый возникает в соматических клетках и может в результате вызвать смертельные и не смертельные злокачественные новообразования у облученного лица; второй возникает в клетках зародышевой ткани половых желез и может привести к наследуемым нарушениям у потомства облученных людей. Тяжесть проявления этих эффектов не зависит от величины воздействующей дозы.

(3.20) Стохастические беспороговые эффекты у людей достоверно не выявлены при суммарных дозах облучения менее 200-500 мЗв. Однако, в целях обеспечения более надежной безопасности облучаемых лиц в соответствии с международными и отечественными рекомендациями принимается, что стохастические эффекты возможны при любых, отличных от нуля дозах, но с разной вероятностью.

(3.21) Следует подчеркнуть, что используемая гипотеза о беспороговом характере индукции стохастических эффектов является консервативной и завышает реально возможные риски отдаленных последствий. Поэтому такой подход применим лишь на этапах планирования медицинских мероприятий в случае радиационной аварии.

Использовать коэффициенты риска выхода стохастических эффектов для оценки реальных последствий облучения людей в условиях радиационного воздействия следует очень осторожно, учитывая, что это может привести к необъективным оценкам, результатом которых могут стать тяжелые и неоправданные социально-психологические и экономические последствия.

Радиационно-индуцированный рак

(3.22) Теоретически считается [2], что не существует порога индуцирования молекулярных изменений на особых участках ДНК, затронутых исходными актами взаимодействия ионизирующего излучения с клетками, которое приводит к злокачественному перерождению и в итоге к злокачественному росту. Сами исходные события могут включать более одного этапа, среди которых излучение или любой другой внешний пусковой сигнал не обязательно является первым. В последующем может возникнуть клон потенциально злокачественных клеток, а после дальнейших событий в клетках или в их окружении может развиться рак. Вероятность явного развития рака значительно меньше вероятности исходных событий из-за наличия защитных репаративных процессов в организме.

(3.23) У человека период между облучением и возникновением рака (т.н. латентный период) может длиться многие годы. Минимальный латентный период может составлять 2-5 лет в случае лейкемии и в 2-3 раза больше для многих твердых (солидных) опухолей (например, молочной железы или легкого). В среднем для всех опухолей длительность латентного периода принимается равной 10 лет [2].

(3.24) Принимается, что чем больше клеток в данном органе или ткани подверглось облучению, тем выше риск индуцирования рака в них. При неравномерном облучении органа или ткани возникают особые условия (например, т.н. "горячие частицы", облучающие при попадании в организм локальные участки органа или ткани). Экспериментально установлено, что большая концентрация радиоактивного вещества в "горячих пятнах" менее эффективна в отношении канцерогенного действия на орган, чем то же количество вещества, распределенное и создающее меньшую, но равномерную по ткани или органу дозу.

(3.25) Количественные оценки величин, характеризующих вероятность радиационно-индуцированного рака при облучении в определенной дозе (оценки канцерогенного риска) достаточно сложны, поскольку зависят от целого ряда физических характеристик самого ионизирующего излучения и различных биологических параметров. К числу физических факторов следует отнести вид излучения, его энергию, мощность дозы и сам дозовый уровень воздействия; к биологическим - относительную чувствительность к озлокачествлению от воздействия радиации клеток различных тканей и органов, возраст, пол облучаемого и ряд других. Так, канцерогенное действие излучения на кожу может быть усилено ультрафиолетовым излучением. Известно также влияние курения на индуцирование рака легких. Эти оценки кроме того существенно зависят от способа экстраполяции имеющихся данных в область интересующих малых доз. Это связано с тем, что все имеющиеся достоверные сведения по радиационному канцерогенезу получены при дозах существенно больших 0.1 Зв.

Принятие же концепции беспороговости радиационного индуцирования рака при оценке канцерогенного риска предполагает знание хода кривой дозовой зависимости в диапазоне от нуля до указанной величины. Для этих целей используют различные модели экстраполяции, что приводит к различию в оценках канцерогенного риска.

(3.26) В качестве характеристики для оценки радиационно-индуцированного риска, согласно последним международным рекомендациям [2], используют полученные с учетом всех вышеперечисленных факторов, влияющих на радиационно-индуцированный канцерогенез, коэффициенты вероятности смертельного исхода от конкретного злокачественного заболевания после облучения в малых дозах (табл. 3.3).

Таблица 3.3.

Вероятность индукции смертельных злокачественных опухолей за все время жизни в популяции всех возрастов [2].

Орган	Коэффициент вероятности смертельного исхода (число исходов при облучении в дозе 1 Зв)
Желудок	0.011
Легкие	0.0085
Толстый кишечник	0.0085
Щитовидная железа	0.008
Красный костный мозг	0.005
Пищевод	0.003
Мочевой пузырь	0.003
Молочные железы	0.002
Печень	0.0015
Яичники	0.001
Поверхности костей	0.0005
Кожа	0.0002
Остальные органы	0.005
Полный коэффициент	примерно 0.050

Расчеты согласно данным, представленным в табл. 3.3, показывают, что после локального облучения конкретного органа (например, щитовидной железы) группы из населения численностью 10000 человек в дозе 1 Зв за все оставшееся после облучения время жизни среди лиц этой группы 80 человек может умереть от рака щитовидной железы. Если же облучение будет равномерным (т.е. в дозе 1 Зв одновременно будут облучены все органы и ткани), то можно ожидать, что 500 человек из 10000 облученных за все оставшееся после облучения время жизни может умереть от рака.

Радиационно-индуцированные наследуемые эффекты

(3.27) Если повреждение от воздействия радиации происходит в половых клетках (мутации и хромосомные аберрации), то оно может передаваться и обнаруживаться в форме наследуемых нарушений у потомства облученного человека. Несмотря на то, что такие эффекты у людей до сих пор не были обнаружены, экспериментальные исследования на растениях и животных позволяют предположить, что такие эффекты возможны с последствиями в диапазоне от незначительных и нерегистрируемых до больших дефектов развития или потери функции и даже преждевременной смерти. Считается [1], что любое не смертельное повреждение половых клеток человека может передаваться последующим поколениям. Такой тип стохастического эффекта называют "наследуемым".

(3.28) Наследуемые эффекты различаются по тяжести. Образование доминантных мутаций ведет к генетическому заболеванию в первом поколении потомства и иногда представляют угрозу для его жизни. Они проявляются преимущественно в первом и втором поколениях облученного. Оценка наследуемых эффектов для облученных проводится по появлению их у детей и внуков.

(3.29) Количественной оценкой таких радиационно-индуцируемых эффектов является коэффициент вероятности наследуемых эффектов, отнесенный к дозам на половые железы и распространенный на всю популяцию. Для тяжелых наследованных эффектов во всех поколениях облученных родителей он принимается равным 0.005 при облучении в дозе 1 Зв (или 50 случаев при облучении группы численностью 10000 человек в дозе 1 Зв). Для всех (включая тяжелые) наследованных эффектов коэффициент для населения принят равным - 0.01 и для работающих (персонала) - 0.006 при облучении в дозе 1 Зв.

Эффекты у эмбриона и плода

(3.30) Основные эффекты внутриутробного облучения эмбриона и плода включают: летальные эффекты эмбриона; пороки развития и другие изменения развития и структуры; умственную отсталость; индуцирование злокачественных новообразований; наследуемые эффекты.

(3.31) Эффекты облучения эмбриона зависят от времени облучения с момента зачатия. Если в зародыше мало клеток и они еще не дифференцированы, то наиболее вероятным эффектом будут отсутствие имплантации или необнаруживаемая гибель зародыша. Считается [1], что на этой стадии любое клеточное повреждение с гораздо большей вероятностью вызовет гибель эмбриона. Облучение эмбриона в первые 3 недели после зачатия вряд ли вызовет детерминированные или стохастические эффекты у живорожденного ребенка. В течение остальной части периода основного образования органов (органогенеза), началом которого обычно считают третью неделю после зачатия, могут возникнуть пороки формирования того органа, который развивается во время облучения. Эти эффекты относят к детерминированным с порогом для эмбриона человека около 0.1-0.2 Гр.

(3.32) После третьей недели от зачатия и до конца беременности от облучения могут возникнуть стохастические эффекты (увеличение вероятности рака у живорожденного ребенка). Принимается [1], что коэффициент вероятности смерти от такого события в несколько раз превышает соответствующий коэффициент для популяции в целом.

(3.33) Радиационно-индуцированным эффектом после внутриутробного облучения может явиться умственная и даже тяжелая умственная отсталость. Избыточная вероятность тяжелой умственной отсталости принята равной 0.4 после внутриутробного облучения (8-15 недели) в дозе 1 Зв. При всех уровнях доз такие эффекты менее заметны, если облучение приходится на период от 16 до 25 недели после зачатия. Все имеющиеся наблюдения тяжелой умственной отсталости выявлялись при больших дозах и больших мощностях доз радиационного воздействия. Показано [2], что эти эффекты являются детерминированными с порогом не меньше 0,12-0,2 Гр.

Ущерб, как обобщенная количественная характеристика стохастических радиационно-индуцированных эффектов

(3.34) При оценке радиобиологических последствий облучения различают [1] изменение, повреждение, вред и ущерб. Изменения могут быть вредными или нет. Повреждение представляет некоторую степень вредных изменений, например, в клетках, но оно необязательно вредно для облучаемого индивидуума.

Вред - понятие, используемое для обозначения клинически наблюдаемых вредных эффектов, которые проявляются у индивидуумов (соматические эффекты) и их потомства (наследуемые эффекты). Ущерб - это сложное понятие, учитывающее вероятность развития эффекта, степень его тяжести и время его проявления.

(3.35) Для стохастических эффектов ущерб включает не только оценки смертельных случаев рака, но и другие вредные эффекты излучения. Учитываются [2] четыре основных компонента ущерба при облучении всего тела в малых дозах. Они включают риск смертельных случаев рака соответствующих органов, длительность латентного периода, от которого зависит ожидаемое число потерянных лет жизни от смертельных случаев рака разных органов, учет заболеваний, вызванных несмертельными случаями рака и, наконец, учет риска серьезных наследуемых нарушений у всех будущих потомков облученного человека. Ущерб от отдельных органов и относительный вклад отдельных органов в полный ущерб после облучения представлены в табл. 3.4 [2].

Таблица 3.4.

Относительный вклад отдельных органов в полный ущерб [2].

Орган	Ущерб от отдельного органа при облучении в дозе 1 Зв	Относительный вклад органов в полный ущерб
Рак
Желудок	0.0100	0.139
Легкие	0.0083	0.111
Кишечник	0.01027	0.141
Щитовидная железа	0.00152	0.021
Красный костный мозг	0.0104	0.143
Пищевод	0.00242	0.034
Мочевой пузырь	0.00294	0.040
Молочные железы	000364	0.050
Печень	0.00158	0.022
Яичники	0.00146	0.020
Поверхности костей	0.00065	0.009
Кожа	0.0004	0.006
Остальные органы	0.00589	0.081
Тяжелые генетические эффекты
Гонады	0.01333	0.183
Суммарное значение	0.07253	1.000

Список литературы к главе 3

1. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч. 1. Пределы годового поступления радионуклидов в организм работающих, основанные на рекомендациях 1990 года. Публикации 60, ч. 1, 61 МКРЗ: Пер. с англ М.: Энергоатомиздат, 1994. - 192 с.

2. Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Ч. 2. Публикация 60 МКРЗ. 4.2. Пер. с англ. - М.: Энерго-атомиздат, 1994. - с. 208.

3. Радиационная защита. Публикация МКРЗ N 26: Пер. с англ./ Под ред. А.А. Моисеева и П.В. Рамзаева. - М.: Атомиздат, 1978-88 с.

4. Рекомендации МКРЗ. Публикация 41. Дозовые зависимости нестохастических эффектов: Пер. с англ. М,: Энерго-атомиздат, 1987-108 с.

5. Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной Ассамблее за 1988 г., с приложениями. Том 2. М,: "Мир", 1993, стр. 498-593.

4. Организация санитарно-гигиенических мероприятий и защитных мер

4.1. Ограничение облучения при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего облучения

(4.1) Главной целью радиационной защиты при нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения является охрана здоровья людей путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности, связанной с использованием этих источников.

Эта цель достигается ограничением (регламентацией) дополнительного облучения, вызванного эксплуатацией источников ионизирующего излучения, и основывается на следующих принципах:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников ионизирующего излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников ионизирующего излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным к естественному радиационному фону облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника ионизирующего излучения (принцип оптимизации).

(4.2) Установлены следующие категории облучаемых лиц:

- персонал - лица работающие с техногенными источниками ионизирующего излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности. Для обеих категорий облучаемых лиц установлены три класса нормативов:

- основные дозовые пределы (табл. 4.1);

- допустимые уровни монофакторного (для одного радионуклида или одного вида внешнего излучения, пути поступления) воздействия, являющиеся производными от основных дозовых пределов: пределы годового поступления, допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и удельные активности (ДУА) и т.п.;

- контрольные уровни (дозы и уровни), устанавливаемые администрацией учреждения по согласованию с центрами ГСЭН; их численные значения должны учитывать достигнутый в учреждении уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 4.1.

Основные дозовые пределы (НРБ-96) [1]

Нормируемые величины	Дозовые пределы
	лица из персонала* (группа А)	лица из населения
Эффективная доза	20 мЗв [2 бэр] в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв [5 бэр] в год	1 мЗв [0,1 бэр] в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв [0,5 бэр] в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике,	150 мЗв [15 бэр]	15мЗв [1,5 бэр]
коже**,	500 мЗв [50 бэр]	50 мЗв |5 бэр]
кистях и стопах	500 мЗв [50 бэр]	50 мЗв [5 бэр]

_____________________________

* Дозы облучения как и все остальные допустимые производные уровни персонала группы Б не должны превышать 1/4 значений для персонала группы А.

** Относится к среднему значению в слое толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2.

(4.3) Основные дозовые пределы облучения лиц из персонала и населения не включают в себя дозы от природных, медицинских источников ионизирующего излучения и дозы, полученные вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

4.2. Ограничение облучения населения в условиях радиационной аварии

(4.4) Целью радиационной защиты населения при радиационной аварии является предотвращение возникновения детерминированных эффектов и сведение к минимуму стохастических эффектов, путем восстановления контроля над источником, снижения доз облучения и количества облученных лиц из населения, а также уменьшения радиоактивного загрязнения окружающей среды.

(4.5) Ограничение облучения населения достигается введением защитных мер, которые могут приводить к нарушению жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический и экологический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения.

(4.6) При принятии решений о характере вмешательства следует руководствоваться следующими принципами:

- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и прежде всего облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);

- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

(4.7) Планирование мер радиационной защиты населения при аварии осуществляется на основе критериев для принятия решений в форме:

- уровней ожидаемых (прогнозируемых) доз, при превышении которых возможны клинически определяемые эффекты (для острого облучения) или неприемлемо высокий риск стохастических эффектов, которые являются обоснованными для данного защитного мероприятия;

- уровней облучения, предотвращаемых защитным мероприятием (предотвращенная доза).

(4.8) В Нормах радиационной безопасности (НРБ-96) установлены критерии для принятия решений по защите населения в различных фазах аварии (табл. 4.2, 4.3, 4.4).

Таблица 4.2

Прогнозируемые уровни облучения, при которых безусловно необходимо срочное вмешательство (НРБ-96) [1]

Орган или ткань	Поглощенная доза в органе или ткани за 2-е суток, Гр [рад]
Все тело	1 [100]
Легкие	6 [600]
Кожа	3 [300]
Щитовидная железа	5 [500]
Хрусталик глаза	2 [200]
Гонады	2 [200]

Таблица 4.3

Критерии для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации [1]

Меры защиты	Прогнозируемая доза за первые 10 суток, мГр [рад]
	на все тело		на щитовидную железу, легкие, кожу
	Уровень А	Уровень Б	Уровень А	Уровень Б
Укрытие	5 [0,5]	50 [5,0]	50 [5,0]	500 [50,0]
Йодная профилактика взрослые	-	-	250 [25,0]*	2500 [250]*
дети	-	-	100 [10,0]*	1000 [100 ]*
Эвакуация	50 [5,0]	500 [50,0]	500 [50,0]	5000 [500]

_____________________________

* Только для щитовидной железы

Таблица 4.4

Критерии для принятия решения об отселении и ограничении потребления загрязненных пищевых продуктов (НРБ-96) [1]

Меры защиты	Предотвращаемая эффективная доза, мЗв [бэр]
	Уровень А	Уровень Б
Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды	5 [0,5] за первый год	50 [5,0] за первый год
	1 [0,1] в год в последующие годы	10 [1,0] в год в последующие годы
Отселение	50 [5] за первый год	500 [50] за первый год
	1000 [100] за все время отселения

(4.9.) Для принятия решений о мерах защиты населения необходимо сопоставить дозу, предотвращаемую защитным мероприятием, с уровнями А и Б (табл. 4.3-4.4).

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровня А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории*.

(4.10) Решения о необходимости в защитных мерах будут приниматься более оперативно, если дозовые уровни вмешательства (ДУВ) выражаются через инструментально измеряемые радиационные параметры:

- мощность дозы внешнего гамма-излучения;

- концентрация радионуклидов в воздухе;

- плотность загрязнения радионуклидами поверхности земли;

- концентрация радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде;

- уровни загрязнения (плотность выпадений, концентрация) сельскохозяйственных угодий, пастбищ, кормов. Такие радиационные характеристики, соответствующие установленным ДУВ, называются производными уровнями вмешательства (ПУВ).

(4.11) Примеры установления ПУВ после аварии на Чернобыльской АЭС даны в Приложении 4.1.

В Приложении 4.2. приведен пример расчета ПУВ (концентрация йода-131 в атмосферном воздухе, мощность дозы гамма-излучения), соответствующих Критериям для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 4.3).

В табл. 4.5 приведены критерии для принятия решений по ограничению потребления загрязненных продуктов питания. Аналогичные ограничения в случае ядерной аварии введены в правила международной торговли (табл. 4.6).

Таблица 4.5

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии [1]

Радионуклиды	Содержание радионуклидов в пищевых продуктах, кБк/кг
	уровень А	уровень Б
Йод-131, Цезий- 134, 137	1	3
Стронций-90	0,1	0,3

Таблица 4.6

Применяемые в международной торговле нормативные уровни радионуклидов в пищевых продуктах вследствие загрязнения в результате ядерной аварии** [4]

Нормируемые радионуклиды	Норматив (Бк/кг)
Продукты общего потребления
америций-241, плутоний-239	10
стронций-90	100
йод-131 цезий-134, цезий-137	1000
Молоко и детское питание
америций -241, плутоний-239	1
йод-131, стронций-90	100
цезий-134, цезий-137	1000

(4.12) Для установления ПУВ требуется моделирование переноса радиоактивных веществ в окружающей среде и их поступления в организм человека. При выборе моделей, используемых для установления ПУВ, рекомендуется, чтобы они были реалистичными и специфическими для рассматриваемых условий. При выборе ПУВ должны учитываться простота и быстрота измерения данного параметра на аварийной территории. С этой точки зрения, мощность дозы - явно предпочтительнее по сравнению с другими параметрами радиационной обстановки.

(4.13) Специфический тип радиационных аварий представляют собой аварии, сопровождающиеся диспергированием оружейного 239 Pu и его выбросом в окружающую среду. Их особенность состоит в том, что наиболее характерным соединением плутония в аэрозолях является двуокись плутония; основной путь поступления в организм человека - ингаляционный; воздействующий на человека радиационный фактор - внутреннее облучение легких, а с течением времени по мере выведения плутония из легких - внутреннее облучение костных поверхностей и печени. Зона аварии при этом ограничивается территорией, на которой прогнозируемая эффективная доза за первый год составит 5 мЗв, что соответствует плотности загрязнения 8 кБк/м2. ДУВ и ПУВ для данного типа аварии приведены в табл. 4.7.

Таблица 4.7.

Критерии для принятия решений по радиационной защите населения в случае аварийного диспергирования плутония в окружающую среду [5]

Защитное мероприятие	ДУВ			ПУВ, плотность загрязнения территории, МБк/м2
	Дозовый параметр	Уровень А	Уровень Б	Уровень А	Уровень Б
Экстренная эвакуация	Ожидаемая мощность поглощенной дозы в легких в первые сутки, мГр/сут	3	20	10	70
Укрытие, защита органов дыхания и кожных покровов	Ожидаемая эквивалентная доза на легкие от поступления 239 Pu за первые двое суток, мЗв	20	200	8 x 10(3)	9 x 10(2)
Постоянное отселение	Предотвращенная эффективная доза, мЗ в/жизнь	200	1000	1	7
Временное отселение на 1-2 года	Предотвращенная эффективная доза, мЗ в/месяц	10	30	0.2	0.9

(4.14) На практике в аварийном выбросе могут быть несколько радионуклидов, и облучение может одновременно происходить по нескольким путям. В этом случае требуется установить ПУВ для каждого радионуклида и пути облучения, имеющих отношение к рассматриваемой защитной мере. Как правило, ПУВ вводятся для наиболее важных радиационных параметров, как с точки зрения их радиологической значимости, так и доступности измерения.

В Приложении 4.3 приведены дозовые коэффициенты, устанавливающие связь между измеряемыми радиационными характеристиками и дозой облучения.

(4.15) Несмотря на то, что установление ДУВ, ПУВ и оценка дозовых нагрузок на население находится в компетенции органов здравоохранения, механизм реализации этих требований носит комплексный, межведомственный характер, основанный на разграничении ведомственных функций и взаимодействий различных сил и средств, привлекаемых к ликвидации последствий аварии.

_____________________________

* Указанные в табл. 4.2-4.4 численные значения критериев, в основном, соответствуют рекомендациям Международной комиссии по радиологической защите (MKP3) [2] и Международным основным стандартам радиационной безопасности [3]. Следует учитывать, что в публикации N 63 МКРЗ критерий вмешательства для отселения (1000 мЗв) рекомендуется рассматривать как верхний уровень вмешательства (уровень Б), а годовые предотвращенные дозы за первый год не устанавливаются. Взамен рекомендуется использовать для пролонгированного облучения критерии 5-15 мЗв/месяц (предотвращаемая в результате отселения месячная доза). В Международных основных стандартах безопасности в качестве критериев для начала и окончания временного переселения людей установлены 30 мЗв/месяц и 10 мЗв/месяц, соответственно. Если ожидается, что доза облучения, получаемая за месяц, не будет ниже 10 мЗв/месяц в течение одного-двух лет после аварии, то рекомендуется планировать постоянное отселение людей из населенного пункта.

Порядок применения критериев вмешательства можно пояснить на следующем гипотетическом примере.

В результате аварии на АЭС во внешнюю среду выброшены радиоактивные вещества. Согласно экспрессным оценкам ожидается, что поглощенные дозы за первые сутки не достигнут критериев безусловного срочного вмешательства (табл. 4.2), но могут превысить в ряде населенных пунктов 50 мГр на все тело за первые 10 суток (табл. 4.3). С учетом местных особенностей принимается решение провести эвакуацию в тех населенных пунктах, где доза за указанный период времени может превысить 100 мГр на все тело. В зависимости от радиационной обстановки и метеорологической ситуации перед эвакуацией может быть проведено укрытие населения и йодная профилактика, в первую очередь, среди детей.

После проведения эвакуации и уточнения фактической радиационной обстановки выясняется, что в ряде эвакуированных населенных пунктов обстановка благополучная и население может быть возвращено в них. По остальным эвакуированным населенным пунктам прогнозируется, что доза за первый год может превысить критерий 200 мЗв, установленный после аварии для отселения. Поэтому принимается решение не возвращать жителей, а осуществить временное отселение сроком не менее 1 года (вывоз личного имущества либо компенсация его утраты, предоставление жилья для долгосрочного проживания, трудоустройство и т.д.). Одновременно решается вопрос об отселении людей из вновь выявленных загрязненных пунктов. Вопрос о постоянном отселении рекомендуется решить в течение двух месяцев с учетом радиационных, социальных и экономических факторов.

** Эти уровни предназначены для применения только в отношении радионуклидов, загрязняющих продукты питания, которые поступают в международную торговлю после аварии, а не природных радионуклидов, которые всегда присутствуют в пище. Нормативные уровни Codex Alimentarius, продолжают применяться в течение одного года после аварии. Возможна ситуация, при которой неконтролируемые выбросы в окружающую среду приводят к загрязнению продуктов питания, предлагаемых для международной торговли.

4.3. Ограничение облучения лиц, принимающих участие в минимизации медико-санитарных последствий радиационной аварии

(4.16) Условно можно выделить три группы лиц, которые могут подвергнуться облучению в результате аварии:

- свидетели аварии - оперативный и вспомогательный персонал, находящийся в момент аварии на рабочих местах аварийного объекта, а также отдельные лица из населения, находящиеся в момент аварии в непосредственной близости к аварийному объекту (источнику);

- участники аварийных работ из числа профессиональных работников, которые в повседневной деятельности работают непосредственно с источниками ионизирующего излучения;

- участники аварийных работ, которые в повседневной деятельности не имеют контакта с источниками ионизирующего излучения (медики, военнослужащие, работники службы общественного порядка и др.). Эти лица приравниваются к персоналу и на них распространяются нормативы аварийного облучения, а также правила направления их на аварийную работу (раздел 5.2 НРБ-96.)

(4.17) Фактическую дозу внешнего и внутреннего облучения для свидетелей аварии предвидеть невозможно. При установлении факта аварии должны быть приняты все практически возможные меры для сведения к минимуму внешнего облучения и поступления радионуклидов в организм лиц из этой группы.

(4.18) В отношении лиц, участвующих в аварийных работах, ограничение доз регламентируется таким же образом и на тех же принципах, что и для персонала при нормальных условиях эксплуатации источников излучения за исключением ситуаций, когда нет возможности принять меры, исключающие превышение дозового предела. Повышенное облучение может быть оправдано лишь спасением людей, предотвращением развития аварии и облучения большого числа людей.

В этих ситуациях в соответствии с НРБ-96 допускается планируемое повышенное облучение только для мужчин старше 30 лет и лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования их о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Запрещается привлекать к работам с планируемым повышенным облучением, как профессиональных работников, так и военнослужащих и других лиц, не достигших 30-летнего возраста* .

(4.19) Планируемое повышенное облучение в дозе не более 100 мЗв [10 бэр] в год допускается с разрешения территориальных центров ГСЭН, а облучение в дозе не более 200 мЗв [20 бэр] в год только с разрешения Минздрава России**.

(4.20) Лица, подвергшиеся однократному облучению в дозе, превышающей 100 мЗв [10 бэр], в дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год [2 бэр/год].

(4.21) Однократное облучение в дозе свыше 200 мЗв/год [20 бэр/год] рассматривается как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с возможностью контакта с источниками ионизирующего излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке по решению медицинской комиссии.

(4.22) Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже получивших дозу 200 мЗв [20 бэр] в год в результате аварии или планируемого повышенного облучения;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания согласно Перечню (Приложение 4.4).

_____________________________

* В начальный период ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС это требование отсутствовало и значительная часть лиц участников ЛПА была моложе 30 лет.

** Следует отметить, что в Международных основных стандартах безопасности [2] указано, что следует ограничивать повышенное облучение персонала величиной 100 мЗв за исключением работ, связанных со спасением людей, для которых допускается облучение до 500 мЗв.

4.4 Виды защитных мер и основные санитарно-гигиенические мероприятия

(4.23) Защитные, санитарно-гигиенические и собственно медицинские мероприятия тесно взаимосвязаны. Поэтому их целесообразно проводить в рамках единой комплексной программы в зависимости от характера и масштаба радиационной аварии с учетом фазового характера ее развития (табл. 4.8).

Таблица 4.8

Основные защитные меры в различных фазах радиационной аварии

Ранняя фаза	Промежуточная фаза	Поздняя фаза
Укрытие и простейшая защита органов дыхания	-	-
Использование СИЗ	Использование штатных СИЗ	-
Прием препаратов стабильного йода	По показаниям - продолжение приема препаратов стабильного йода	-
Эвакуация	Переселение (Отселение)	Реэвакуация
Ограничение доступа в район загрязнения и организация санитарно-пропускного режима	Контроль доступа в район загрязнения	Организация специального режима в зоне загрязнения
Ограничение потребления загрязненных местных пищевых продуктов и воды	Контроль пищевых продуктов и воды в соответствие с ВДУ	По показаниям - продолжение контроля пищевых продуктов и воды в соответствие с ВДУ

Укрытие

(4.24) Укрытие - это размещение людей внутри помещений или защитных сооружений.

(4.25) Укрытие используется, как правило, на срок не более одних суток, для уменьшения внешнего облучения от радиоактивного облака и выпадений и внутреннего облучения при вдыхании радиоактивных инертных газов и аэрозольных продуктов.

(4.26) Эффективность экранирования гамма-излучения в значительной степени зависит от типа здания, которое исполняемся в качестве укрытия (табл. 4.9, 4.10).

Таблица 4.9

Коэффициенты ослабления гамма-излучения радиоактивного облака [6]

Сооружения	Коэффициент ослабления
На открытом воздухе	1,0
Транспортные средства	1,0
Деревянный дом	0,9
Каменный дом	0,6
Фундамент деревянного дома	0,6
Фундамент каменного дома	0,4
Большое здание служебного или промышленного типа в месте, отдаленным от дверей и окон	0,2 или менее

Таблица 4.10

Коэффициенты ослабления гамма-излучения от выпавших радиоактивных осадков [6]

Сооружение и (или) участок	Коэффициент ослабления
На высоте 1 м над абсолютно гладкой поверхностью	1,0
На высоте 1 м над поверхностью земли	0,70
На высоте 1 м над центром загрязненного с одной стороны шоссе шириной примерно 15 м	0,55
Машины, пикапы, автобусы и грузовики на шоссе шириной 15 м:
- шоссе полностью загрязнено	0,5
- шоссе полностью дезактивировано	0,25
Поезда	0,4
Одно- или двухэтажные деревянные дома (без фундамента)	0,4
Одно- или двухэтажные блочные или кирпичные дома (без подвала)	0,2
Подвал дома:	0,1-0,03
- при облучении полностью одной или двух стен
- при облучении менее 50 см стен фундамента одноэтажного дома
- при облучении менее 50 см стен фундамента двухэтажного дома
Трех- или четырехэтажные конструкции 500-1000 кв.м на этаж:
- первые и вторые этажи	0,05
- цокольный этаж	0,01
Многоэтажные конструкции, более 1000 кв.м на этаж:
- верхние этажи	0,01
- цокольный этаж	0,005

Укрытие в цокольном этаже или в подземных сооружениях обеспечивает наилучшую защиту от проникающих излучений. Людям необходимо рекомендовать оставаться в вышеназванных типах помещений, а также в помещениях, расположенных в центральной части зданий на удалении от окон.

(4.27) При надлежащем регулировании вентиляции укрытие внутри помещения можно рассматривать как специальную меру для защиты органов дыхания (Рис. 4.1). Для этого требуется, чтобы люди, укрывающиеся в помещениях, закрыли все окна и внешние двери, отключили вентиляторы и установки для кондиционирования воздуха на период прохождения радиоактивного облака и находились в подветренной части здания, в которой имеется минимальное количество окон и внешних дверей. Следует также затушить огонь в печах или каминах, а также закрыть дымовые заслонки в печах и трубах. Однако важно обеспечить постоянный доступ достаточного количества воздуха во все занятые помещения. Эффективность указанных мероприятий по снижению ингаляционного поступления составляет 1.5-5 раз. Степень защищенности помещений можно увеличить, закрыв подручным материалом щели окон и дверей. Комплекс проведенных мероприятий может уменьшить дозу внутреннего облучения от ингаляционного поступления аэрозольных частиц от 3 до 10 раз. После прохождения радиоактивного облака необходимо обеспечить хорошую вентиляцию помещений во избежание накопления аэрозолей в концентрациях, превышающих значения в наружном воздухе.

_____________________________

* Интенсивность вентиляции здания влияет на концентрацию радиоактивных веществ, попадающих в воздух внутри здания из проходящего облака выброса. Приблизительная оценка эффективности защиты, осуществляемой путем укрытия в помещении, может быть получена умножением кратности воздухообмена в помещении (сколько раз в час обновляется воздух в помещении) на время нахождения в зоне распространения радиоактивного облака. Например, при кратности воздухообмена, равной 4, и времени нахождения в зоне распространения радиоактивного облака в течение 1,5 часа можно снизить дозу облучения в 10 раз по сравнению с дозой, получаемой при той же величине кратности воздухообмена и времени пребывания в течение 25 часов.

Йодная профилактика

(4.28) Применение стабильного йода снижает или предотвращает поступление радиоактивного йода в щитовидную железу. Эффективность йодной профилактики максимальна при проведении ее в ближайшие часы после аварии (табл. 4.11). В оптимальных дозах стабильный йод вызывает блокаду накопления радиоактивного йода в щитовидной железе, обеспечивая ее защиту от переоблучения [8].

Таблица 4.11

Защитный эффект проведения йодной профилактики в зависимости от времени приема препарата стабильного йода [9]

Время приема препарата стабильного йода	Фактор защиты, %
За 6 часов до ингаляции радиоактивного йода	100
Во время ингаляции радиоактивного йода	90
Через 2 часа после разового поступления радиоактивного йода	10
Через 6 часов после разового поступления радиоактивного йода	2

После разового поступления радиоактивного йода в организм его накопление в щитовидной железе достигает максимума за 1-2 суток, причем 50% от максимума достигается примерно за 6 часов. Поглощение йода щитовидной железой зависит от возраста. При одинаковом поступлении в организм радиоизотопа йода доза облучения ЩЖ у детей выше, чем у взрослых. Количественная оценка этого превышения составляет: для новорожденных и детей в возрасте до 1 года - 8 раз, для детей 10 лет - 3 раза, для детей 15 лет - 1.5 раза. Рекомендации по проведению йодной профилактики приведены в Приложении 4.5.

(4.29) Лечебно-профилактические учреждения (ЛПУ), оказавшиеся в районе аварии, проводят йодную профилактику госпитализированным больным, своему персоналу и оказывают помощь в ее проведении среди населения. Заблаговременно должны быть выявлены лица, которые имеют противопоказания к применению препаратов стабильного йода, такие как повышенная чувствительность к йоду, териотоксикоз, наличие большого многоузлового зоба, герпетиформный дерматит, пемфигус, псориаз и др.

(4.30) Планирование проведения йодной профилактики должно осуществляться в доаварийный период и отражено в плане первоочередных аварийных мероприятий объекта и территории. При организации йодной профилактики необходимо обеспечить возможность быстрой раздачи препаратов населению и своевременное информирование его о необходимости приема препаратов. В инструкции по приему таблеток стабильного йода должны быть представлены сведения о целесообразности этого мероприятия, механизме защитного действия, дозировке, а также о возможных побочных эффектах. Инструкция разрабатывается заранее и раздается вместе с препаратом. Сведения о проведении йодной профилактики и информация по измерениям содержания радиоактивного йода в щитовидной железе должны заноситься в установленные формы и относиться к документам строгого учета.

Эвакуация

(4.31) Эвакуация - срочный временный вывод людей из загрязненной местности или местности, которая потенциально может быть загрязнена, с целью предотвращения относительно высоких кратковременных уровней внешнего и внутреннего облучения и тем самым снижения риска отдаленных последствий облучения. Она используется в ранней и, в крайнем случае, в промежуточной фазе радиационной аварии.

(4.32) Неправильное проведение эвакуации может привести к серьезным нежелательным последствиям. Трудность принятия решения об эвакуации состоит в том, что в большинстве случаев в связи со сложностью прогноза развития аварийной ситуации и радиационной обстановки, необходимо определить, является ли опасность последствий потенциального облучения достаточно высокой, чтобы оправдать риск, связанный с проведением эвакуации.

(4.33) Эвакуация требует времени и сразу после аварийного выброса может быть эффективной только на относительно небольших расстояниях и в конкретном секторе. Идеальное время для проведения эвакуации - до появления облака радиоактивных веществ. В противном случае, если эвакуация предпринимается во время прохождения облака, дозы могут оказаться более высокими, чем если бы люди были направлены в укрытие.

Исключением является ситуация, когда авария развивается таким образом, что несмотря на то, что выброс уже происходит, ожидается дальнейший значительно больший выброс, и ранняя эвакуация может быть оправдана.*

(4.34) К факторам, влияющим на выбор в качестве защитной меры эвакуации, относятся; характер и масштаб аварии, прогнозируемые дозы облучения населения, наличие необходимого для эвакуации времени, число и состав людей подлежащих эвакуации, имеющиеся транспортные средства и пути эвакуации, наличие приемных пунктов (их размещение, устройство и оборудование), погодные условия, время суток и т.д.

(4.35) Подготовка решения на проведение эвакуации населения носит комплексный характер. Координация работ осуществляется специально создаваемой Правительственной комиссией, Межведомственной координационной комиссией, штабами по делам ГО территорий, городов и предприятий. Лицами, ответственными за принятие решений и их исполнение являются руководители предприятий, районов, городов, субъектов Российской Федерации.

Органы управления здравоохранения и ЦГСН разных уровней осуществляют организацию и проведение эвакуации медико-санитарных учреждений, пострадавших и больных, а также работу медико-санитарных учреждений и формирований по медико-санитарному сопровождению эвакуируемого населения.

(4.36) Эвакуация должна проводиться в "чистые" районы вне влияния следа радиоактивного облака на основе результатов радиационного контроля мест временного размещения эвакуируемого населения и в благополучные в санитарно-эпидемиологическом отношении**.

_____________________________

* Например, эвакуация в г. Припяти после Чернобыльской аварии была начата через 36.5 часа после возникновения аварии и проведена за 2.5 часа. Основной причиной эвакуации было реальное ухудшение радиационной обстановки вследствие продолжающегося выброса радиоактивных веществ и высокая вероятность превышения ДУВ, установленных на тот момент времени [10]. Своевременно и хорошо спланированная эвакуация обеспечила с большим запасом соблюдение аварийного регламента: фактически полученная до эвакуации доза внешнего облучения составила в среднем 15 мГр, а для 99% жителей г. Припять - оказалась менее 50 мГр [11] при нижнем уровне вмешательства (А) 250 мГр.

Эвакуация сельских населенных пунктов 30 км зоны была проведена позже - с 8 по 13 сутки после аварии. Причем при принятии решения об эвакуации учитывалась, как фактическая радиационная обстановка, так и угроза парового взрыва вследствие проплавления днища реактора и взаимодействия высокоактивных масс с водой, заполняющей подреакторные помещения, т.е. в связи с потенциальной опасностью резкого осложнения радиационной обстановки. Дозы внешнего облучения до эвакуации сельских жителей, как правило, не превысили нижнего уровня вмешательства, и лишь для нескольких населенных пунктов оказались в диапазоне 250-750 мГр.

** Часть населения 30 км зоны ЧАЭС после эвакуации была временно размещена в загрязненных селах близлежащих районов, где получила дополнительную дозу за счет внешнего излучения и потребления местных продуктов, загрязненных в основном йодом-131.

Использование средств индивидуальной защиты (СИЗ)

(4.37) Для целей индивидуальной защиты населения используются средства защиты органов дыхания и защитная одежда. В экстренных случаях следует применять простейшие средства защиты органов дыхания, использование которых не требует специального обучения.

Этот вид защиты можно обеспечить с помощью применения носовых платков, мягких поглощающих бумажных салфеток, материалов и других бытовых вещей, которыми можно прикрыть рот и нос. Эти легкодоступные предметы можно использовать при движении в укрытия и в укрытии, если не обеспечена соответствующая коллективная защита от ингаляционного поступления радионуклидов. Аналогичные меры защиты можно использовать во время эвакуации из радиоактивно загрязненных районов (табл. 4.12).

(4.38) Эффективными являются однократно используемые комплекты средств защиты для населения, проживающего вблизи радиационно-опасных объектов. Эти компактные комплекты могут храниться у населения и периодически обновляться. Основным назначением комплекта является защита населения в ранней фазе аварии и во время эвакуации. В защитный комплект входят: пленочный плащ с капюшоном; пленочные бахилы; пленочные рукавицы; респираторы "Лепесток - Апан", "Лепесток - А"; препарат калий-йодида.

(4.39) Лица, профессионально связанные с проведением различных работ на радиоактивно загрязненных территориях (группы радиационной разведки, спасательные команды, медицинские бригады, и др.), а также специалисты, непосредственно занятые устранением повреждений на самом радиационно-опасном объекте, должны быть обеспечены более сложными и эффективными СИЗ.

Выбор СИЗ определяется спецификой того или иного пути воздействия радиационного фактора в конкретных производственных условиях и физиологическими особенностями того или иного вида деятельности.

Эффективность защиты органов дыхания с помощью различных бытовых материалов и продуктов; краткая характеристика СИЗ для аварийно-спасательных бригад и медицинского персонала, а также СИЗ, которые использовались различными группами специалистов в период проведения работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС приведены в Приложении 4.6.

Таблица 4.12

Защита органов дыхания, которую можно обеспечить с помощью предметов бытового назначения и личного пользования [7].

Предмет	Число слоев	Во сколько раз снижается ингаляционное поступление
Мужской хлопчатобумажный носовой платок	16	17
	8	9
	смятый	8.5
	1 (влажный)	2.7
Туалетная бумага	3	12
Махровое полотенце	2	4
	1	3.8
Хлопчатобумажная рубашка	1 (влажная)	2.9
	2	2.9
	1	1.5
Платьевой бумажный материал	1 (влажный)	2.3
	1	1.9
Женский хлопчатобумажный носовой платок	4 (влажный)	2.7
	4	2.2

Регулирование доступа в зону радиоактивного загрязнения

(4.40) Регулирование доступа в район загрязнения является защитной мерой, направленной на уменьшение распространения радиоактивного загрязнения и исключение необоснованного облучения населения и участников аварийных работ.

Основными задачами этой защитной меры в ранней фазе радиационной аварии являются:

- исключение необоснованного входа лиц на загрязненные участки;

- обеспечение надлежащего порядка при эвакуации населения и доступа аварийных групп к месту аварии. В промежуточной и поздней фазах аварии:

- снижение дополнительного облучения от радиоактивных выпадений и аэрозолей за счет вторичного ветрового подъема;

- исключение перемещения на незагрязненные территории продуктов сельскохозяйственного производства, кормов, а также загрязненных предметов оборудования и техники;

- эффективная организация транспортных путей и перемещений на загрязненной территории.

Переселение

(4.41) Переселение - удаление людей из мест их проживания с целью устранения долговременного внешнего и внутреннего облучения в дозах, представляющих опасность для людей и их потомства, когда отсутствуют какие-либо иные эффективные способы снижения радиационного воздействия.

(4.42) Необходимо различать эвакуацию и переселение. Если эвакуация - это экстренное удаление людей из зоны для того, чтобы избежать или снизить облучение от радиоактивного облака и выпадений радиоактивных веществ в ранней фазе аварии, то переселение, как правило проводятся в промежуточной фазе аварии при сформировавшемся радиоактивном следе.

(4.43) Различают временное переселение и постоянное отселение. Временное переселение может быть проведено на срок до двух лет и в случае, если уровни и характер радиоактивного загрязнения позволяют надеяться, что в силу естественных процессов или в результате проведенных мероприятий они снизятся до приемлемых уровней, и население может быть возвращено в места постоянного проживания. Постоянное отселение проводится в случае более тяжелой радиационной обстановки, когда живущее поколение будет вынуждено покинуть свои места проживания навсегда, (см. комментарий к п. 4.9)

(4.44) Переселение - это планомерная акция, не относящаяся к числу экстренных мер по защите населения и, следовательно, при принятии решения имеется некоторый запас времени. Эта мера должна быть хорошо организована и обеспечена соответствующими видами контроля. Возникающие в процессе проведения этого мероприятия риски сравнительно невелики. Однако социальные, экономические и психологические последствия этого решения, как показывает опыт Чернобыльской аварии, могут быть значительны. Научное обоснование этой меры защиты является наиболее сложным в комплексе решаемых вопросов, поскольку связано с оценкой рисков, в основном, стохастических эффектов - с одной стороны, и приемлемостью этих оценок с точки зрения реальных социальных, экономических, психологических и медицинских затрат - с другой.

Зонирование радиоактивно загрязненных территорий

(4.45) В зависимости от характера складывающейся радиационной обстановки загрязненная территория подразделяется на зоны, каждая из которых имеет свой регламент как в отношении комплекса проводимых защитных мероприятий, так и в отношении режима пребывания и деятельности на этой территории. Зонирование территорий и регулирование доступа и выхода может меняться с течением времени в соответствии с изменением радиационной обстановки.

(4.46) Планирование аварийных зон на стадии подготовки планов медицинских мероприятий в случае радиационной аварии следует рассматривать лишь в качестве метода предварительной оценки, позволяющей выявить возможные особенности, которые могут иметь место в данном районе.

Осуществляемое планирование должно быть достаточно гибким, позволяющим адаптировать имеющуюся информацию к условиям реальной аварийной ситуации.

(4.47) В период ранней фазы аварии необходимо планировать зоны эвакуации, укрытия, защиты органов дыхания и кожных покровов, йодной профилактики (рис. 4.2). Размеры зон и расстояния до их внешней границы устанавливаются в соответствии с уровнем Б значений доз, являющихся критериями для принятия решений по защите населения в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 4.3, 4.7).

_____________________________

* Население, находящиеся в зоне 1 или в зонах 1 и 2 должно быть эвакуировано во избежание облучения при прохождении радиоактивного облака выброса. Население из зоны 3 должно быть размещено в укрытиях. Одновременно в зонах 1-3 проводится йодная профилактика, защита органов дыхания и кожных покровов. Зона 4 является зоной, население которой может быть переселено в результате высоких уровней загрязнения территории. В пределах зоны 5 (за исключением внутренней зоны 4) возможно введение режима радиационного контроля и осуществления мер по снижению доз на основе принципа оптимизации.

(4.48) В промежуточной фазе аварии зонирование территории будет определяться прогнозируемыми уровнями ее загрязнения в результате выпадений от радиоактивного облака. С этой точки зрения границы зон могут быть более четко очерчены, к тому же для планирования защитных и медицинских мероприятий имеется определенный запас времени.

В соответствии с НРБ-96 в этот период могут быть установлены зоны:

- зона радиационного контроля (эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта, от 1 мЗв до 5 мЗв в год). В этой зоне помимо мониторинга радиоактивности объектов окружающей среды, сельскохозяйственной продукции и доз внешнего и внутреннего облучения критических групп населения, осуществляются меры по снижению доз на основе принципа оптимизации и другие необходимые активные меры защиты населения;

- зона ограниченного проживания населения (от 5 мЗв до 20 мЗв в год). В этой зоне осуществляются те же меры мониторинга и защиты населения, что и в зоне радиационного контроля. Жителям и лицам, проживающим на указанной территории, разъясняется риск ущерба здоровью, обусловленный воздействием радиации;

- зона добровольного отселения (от 20 мЗв до 50 мЗв в год). Здесь осуществляется радиационный мониторинг людей и объектов внешней среды, а также необходимые меры радиационной и медицинской защиты. Оказывается помощь в добровольном переселении за пределы зоны;

- зона отселения (более 50 мЗв в год).

(4.49) Размеры и конфигурация зон могут иметь сложный характер. В промежуточной фазе аварии следует учесть возможность образования локальных участков повышенного загрязнения. В результате дождя или других изменений метеорологических условий могут образоваться участки с уровнями загрязнения, достигающими значений ДУВ. На этом этапе возможно зонирование территории по уровням загрязнения пастбищ, содержания радионуклидов в молочной и мясной продукции, зеленых овощах и т.д.

Примеры практики установления зон в различные периоды времени при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС приведены в Приложении 4.1.

Специальная санитарная обработка

(4.50) Данное мероприятие направлено на удаление радионуклидов с поверхностей кожи и слизистых оболочек людей, их одежды, обуви.

(4.51) Санитарная обработка предусматривается при планировании таких защитных мер, как укрытие, эвакуация, а также при госпитализации пораженных в лечебном учреждении. Общим принципом этого мероприятия является проведение санитарной обработки людей в местах организации барьеров между "грязной" и "чистой" зонами, т.е. перед входом в убежище или на контрольно-пропускном пункте при эвакуации. Обязательными элементами санитарной обработки являются первичный и повторный радиометрический контроль, а также параллельное проведение дезактивации одежды, обуви людей, доставившего их транспорта, носилок и т.п.

(4.52) В случае, если принимается решение об укрытии или эвакуации населения, санитарную обработку следует организовать так, чтобы она не сдерживала своевременное проведение этих защитных мер. В равной степени это следует учитывать при необходимости оказания неотложной медицинской помощи. При отсутствии времени, понимая важность и необходимость этого мероприятия, можно ограничиться частичной санитарной обработкой открытых участков кожи и слизистых оболочек с заменой загрязненной одежды и обуви на чистые, что может снизить загрязнение до установленных уровней, хотя и не обеспечит полноту мероприятия с санитарно-гигиенических позиций.

При планировании проведения санитарной обработки необходимо предусматривать организацию сбора и временного хранения радиоактивных отходов в герметичной таре.

Исключение или ограничение потребления загрязненных пищевых продуктов

(4.53) Данные мероприятия находятся полностью в компетенции органов здравоохранения и включают введение ПУВ* на загрязненность пищевых продуктов и питьевой воды, организацию радиационно-гигиенического контроля и информирование населения.

(4.54) Для принятия решения о введении запрета или ограничения потребления населением пищевых продуктов в НРБ-96 введены Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов в виде предотвращаемой эффективной дозы и содержания радионуклидов в пищевых продуктах (табл. 4.3, 4.4).

(4.55) Наряду с введением ПУВ загрязнения основных продуктов питания и питьевой воды, утверждаемых Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации, могут устанавливаться временные контрольные уровни, утверждаемые местными органами ГСЭН в рамках своей ответственности с учетом особенностей питания местного населения, а также характера и структуры сельскохозяйственного производства. Контроль загрязненности пищевых продуктов проводится заводами-производителями (производственный контроль), Центрами ГСЭН и ветлабораториями. Значения контрольных уровней не должны превышать ПУВ, установленные Главным государственным врачом РФ.

(4.56) Принимаемые при этом решения о введении запрета на потребление загрязненных пищевых продуктов следует рассматривать в качестве временной меры; интервалы времени действия ПУВ должны быть по возможности четко определены.

(4.57) В процессе принятия решения на запрет или ограничение потребления населением пищевых продуктов должны быть учтены следующие обстоятельства.

В ранней фазе аварии, когда имеется информация, подтверждающая выброс в атмосферу радионуклидов, одновременно с принятием решения об укрытии или эвакуации населения должен быть решен вопрос об ограничении или исключении из питания продуктов, в наибольшей степени подвергшихся радиоактивному загрязнению.

Эта мера может основываться на результатах выборочного экспрессного радиометрического контроля, но при их отсутствии может носить волевой характер, распространяясь в основном на потребление молока из свежих удоев, а также листовой зелени, ягод и фруктов. Основными группами населения, на которые распространяется эта мера являются прежде всего дети и беременные женщины. Питание населения в первые дни после аварии должно осуществляться из имеющихся домашних запасов или централизовано путем завоза чистых продуктов.

После получения данных о районах, подвергшихся загрязнению, и данных о радиационной обстановке становится возможным составить программу оперативного радиометрического контроля для оценки фактической загрязненности пищевых продуктов.

Одновременно решаются вопросы о снабжении населения продуктами питания из имеющихся запасов и завозе необходимых продуктов из незагрязненных районов. Эти мероприятия завершают раннюю и начало промежуточной фазы аварии. Организация снабжения населения пищевыми продуктами должна ориентироваться здесь, как правило, на несколько недель.

В промежуточной и восстановительной фазах аварии возможно принятие более взвешенных решений при установлении или уточнении временных норм на загрязненность пищевых продуктов, организации питания местного населения, проведении мероприятий по снижению уровней загрязненности, переработке продуктов, определении условий их вывоза и др.

_____________________________

* После аварии на Чернобыльской АЭС ПУВ устанавливались в виде Временных допустимых уровней (ВДУ) содержания радиоактивных веществ в продуктах питания, питьевой воде, лекарственных травах и периодически пересматривались (см. Приложение 4.1).

4.5. Меры радиационной гигиены в помещениях лечебных учреждений

Организация санитарно-пропускного режима

(4.58) Санитарно-пропускной режим при радиационной аварии - комплекс технических и организационных мероприятий для предупреждения разноса радиоактивного загрязнения при перемещении людей, передвижении транспорта и т.п. из более загрязненных зон в менее загрязненные. Пострадавшие, как правило, имеют радиоактивное загрязнение, что может привести к загрязнению помещений (медпункта, приемного отделения больницы и т.п.), транспортных средств и самого медперсонала, поэтому все медицинские мероприятия должны осуществляться с учетом возможного загрязнения поверхностей помещений, одежды и кожных покровов.

(4.59) В приемном отделении лечебного учреждения на время пребывания в нем пациентов, имеющих радиоактивное загрязнение, выделяются "условно грязная" и "условно чистая" зоны. Целесообразно в "условно грязную" зону включить часть приемного отделения, а также, при необходимости, одну или несколько расположенных поблизости палат (Приложение 4.7).

Между этими зонами должен быть организован санитарный пропускник или санитарный барьер, в котором в обязательном порядке осуществляется полное переодевание пациентов и медицинского персонала с поверхностным загрязнением.

Осуществление санитарно-пропускного режима включает:

- радиометрический контроль за эффективностью санитарно-пропускного режима и радиационной обстановкой в помещениях лечебного учреждения;

- индивидуальный дозиметрический контроль;

- обязательное полное переодевание персонала, направляющегося в "грязную" зону (для этого используются комплекты спецодежды и дополнительных СИЗ для медперсонала, приведенные в Приложении 4.6);

- обязательное снятие спецодежды и СИЗ при выходе из "грязной" зоны и проведение полной санитарной обработки (помывки) персонала в санитарном пропускнике;

- организацию отправки на дезактивацию спецодежды и других СИЗ, имеющих радиоактивное загрязнение выше установленного уровня;

- проведение регулярной (не реже 1 раза в сутки) дезактивации помещений "грязной" зоны и влажной уборки всех помещений лечебного учреждения;

- организацию сбора, временного хранения и отправки на захоронение образующихся жидких и твердых радиоактивных отходов с учетом санитарных требований и местных условий.

Санпропускник приемного отделения также состоит из "условно чистой" и "грязной" зон, между которыми располагается душевая. На входе в душевое помещение со стороны "грязного" отделения оборудуются умывальники с подачей горячей и холодной воды для предварительного мытья рук и лица. Дозиметрические посты устанавливаются на входе в санпропускник и на выходе из душевой в "чистом" отделении для контроля чистоты кожных покровов.

Необходимо обеспечить защиту поверхностей "грязной" зоны медицинского учреждения от радиоактивного загрязнения путем применения временных покрытий, которыми застилают пол, столы, кушетки и оборудование в приемном отделении, коридоре, палате. В качестве покрытия рекомендуется применять полимерную пленку.

В случая загрязнения временные защитные покрытия дезактивируют либо направляют на захоронение как радиоактивные отходы.

Дезактивация загрязненных, поверхностей

(4.60) После радиометрического контроля составляются карты радиоактивного загрязнения помещений с обозначением мест проведения дезактивации. Для дезактивации поверхностей помещений медицинского учреждения рекомендуется применять 0,5-1%-ный раствор синтетических моющих средств и их смесей с комплексообразователями - полифосфатами, щавелевой кислотой и др. - суспензии порошков СФ-2у, СФ-3, СН-50 и др. После обработки загрязненных поверхностей указанными препаратами необходимо тщательно промыть их водой и насухо вытереть. Более эффективно использовать для дезактивации растворы или суспензии, подаваемые через брандспойты со щетками (комплекты ДК-4, ЭПАС, АРС и др.).

(4.61) Моющие растворы следует готовить не более, чем за сутки до их использования. Температура растворов при дезактивации поверхностей должна быть 30-40°С. Ориентировочный расход моющих растворов 1-2 л/м2.

(4.62) Если в помещении имеется локальный сильно загрязненный участок, то начинать следует именно с него: собрать загрязненные материалы (пыль, куски фунта, предметы одежды и т.п.), тщательно промыть дезактивирующим раствором и водой. После этого следует начать дезактивацию всего помещения, следуя принципу "от чистых участков к грязным". После обработки 10 м2 поверхности дезактивирующий раствор необходимо заменить, а обтирочный материал промыть в чистом дезактивирующем растворе.

(4.63) При проведении дезактивационных работ жидкие отходы должны собираться в специальные емкости (контейнеры, фляги, бочки и т.п.), а твердые отходы в пленочные или бумажные мешки, ящики и т.п. Временное хранение отходов осуществляется в изолированном помещении. Отправка радиоактивных отходов на пункты переработки и захоронения должна осуществляться специальным транспортом.

Проведение санитарной обработки кожных покровов

(4.64) Для соблюдения нормативов по допустимому облучению кожи и профилактики радиационных поражений следует в наиболее короткие сроки провести санитарную обработку кожных покровов с целью удаления основной части радиоактивных веществ.

(4.65) В большинстве случаев загрязнению подвергаются открытые участки кожи - руки, лицо, голова, волосы. Дезактивацию локального загрязнения рук, головы и лица целесообразно проводить над раковиной под струей теплой воды. Оптимальная температура воды для дезактивации кожи 30-32°С. Следует обратить внимание на очистку складок кожи, ногтевых лунок и ногтей. Тщательное мытье рук водой с мылом в большинстве случаев значительно (на 70-90%) снижает количество радиоактивных веществ на коже.

(4.66) После отмыва локально загрязненных участков кожи целесообразно провести общую санитарную обработку тела под душем с применением банного (туалетного) мыла и мягкой мочалки. После прохождения душа обязательно проверяется эффективность дезактивации тела с помощью радиометрических приборов. Измерения следует проводить только на сухой коже. Для вытирания тела рекомендуется использовать легко впитывающие влагу махровые полотенца.

Волосы лучше всего сушить феном. При сильном остаточном загрязнении их следует коротко остричь или осторожно сбрить. Если остаточная загрязненность кожи превышает установленную допустимую величину, то санитарную обработку водой с мылом повторяют, но не более трех раз, т.к. дальнейший отмыв как правило не дает результата, но может нарушить свойства кожи.

(4.67) Для удаления с отдельных участков кожи радионуклидов йода, цезия и др., которые не удалось отмыть трехкратной обработкой с применением мыла, можно применить специальные средства дезактивации кожи, например препарат "Защита" или густые суспензии моющих средств.

(4.68) Для дезактивации кожных покровов не рекомендуется использовать органические растворители (бензин, этиловый спирт и т.п.), поскольку они могут способствовать проникновению радионуклидов через кожу внутрь организма.

4.6. Радиационный и дозиметрический контроль

(4.69) Радиационный контроль на аварийном объекте и во внешней среде и дозиметрический контроль лиц, вовлеченных в аварию, представляют собой систему организационных, методических и технических действий, направленных на регистрацию радиометрических и дозиметрических характеристик, оценку доз облучения и сравнение с действующими регламентами облучения*.

(4.70) Радиационный и дозиметрический контроль подразделяется на предупредительный (радиационная разведка), текущий и итоговый.

Предупредительный контроль проводится перед началом проведения аварийно-спасательных работ и защитных мероприятий с целью их планирования и ограничения доз облучения.

Текущий контроль проводится в ходе выполнения аварийных работ в очаге аварии (контроль рабочих мест и инивидуальный контроль) и на загрязненных территориях (санитарный контроль, выборочный дозиметрический контроль, радиоэкологический мониторинг) с целью своевременного получения информации о формировании доз облучения лиц, вовлеченных в аварию.

Итоговый радиационный контроль предназначен для оценки соблюдения аварийных радиационных регламентов (установленных дозовых пределов для персонала, ДУВ и ПУВ для населения).

_____________________________

* В международных рекомендациях термин "радиационный контроль" (radiation control) используется значительно шире, чем в отечественных документах (включая настоящее Руководство) и означает систему мероприятий, предполагающих активное регулирование условий радиационного воздействия и доз облучения.

Радиационный контроль окружающей среды

(4.71) Аварийный радиационный контроль должен опираться на уже существующую сеть контроля (предприятия, Центры ГСЭН, гидрометеорологические службы и т.д.). Необходимо в сжатые сроки обеспечить переход от рутинного радиационного контроля, проводимого в период нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения к аварийному радиационному контролю.

(4.72) В ранней фазе необходимо получить сигнальную информацию о появлении радиоактивных веществ во внешней среде, как правило, по повышению мощности дозы гамма-излучения по данным стационарных постов наблюдения. В совокупности с метеорологической обстановкой, экспрессными измерениями радионуклидного состава и визуальной информацией (осмотр аварийного объекта) эти данные могут позволить выбрать наиболее адекватный сценарий аварийного реагирования из подготовленных на этапе предварительного планирования.

Для экстренной оценки радиационной обстановки учитываются следующие сведения:

- количественно-изотопный состав радиоактивных продуктов в активной зоне реактора в момент аварии;

- характер аварии, пути и длительность выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду;

- расчетные значения доли выхода отдельных групп радионуклидов от их содержания в активной зоне реактора;

- метеорологические условия в момент выброса: направление и скорость ветра на высоте выброса, категория устойчивости погоды, наличие инверсий и т.д.

Проводимые в этот период измерения включают:

- измерение мощностей доз гамма-излучения;

- определение концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе;

- определение плотности радиоактивного загрязнения территории.

(4.73) В промежуточной фазе роль стационарных постов контроля, установленных до аварии снижается, и, напротив, возрастает роль радиационной разведки передвижными радиологическими лабораториями и авиасъемкой.

Программа оперативных мер в этой фазе аварии должна основываться на уточненных оценках характера загрязнения территории, различных объектов внешней среды и продуктов питания, полученных на основе прямых и частично лабораторных радиометрических и дозиметрических измерений. В этот период становится возможным получение следующих данных:

- уточненных доз внешнего и внутреннего облучения населения, в отношении которого были применены те или иные защитные меры в период ранней фазы аварии;

- мощности доз гамма-излучения на большей части площади загрязненной территории;

- плотности выпадений дозообразующих радионуклидов на основных участках загрязненной территории;

- уровней загрязнения основных продуктов питания (молока и овощей местного производства) и питьевой воды;

- прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения проживающего населения и лиц, участвующих в ликвидации последствий аварии.

(4.74) В поздней фазе система аварийного контроля меняется в соответствии с изменением целей и задач; создается новая стационарная сеть наблюдений; могут проводиться углубленные комплексные радиационно-гигиенические и радиоэкологические обследования с целью долгосрочного прогнозирования радиационной обстановки.

В течение этой фазы аварии продолжаются исследования, направленные на уточнение характера радиационной обстановки и оценку масштабов последствий аварии. В этот период становится возможным получение:

- подробных карт загрязненности местности основными дозообразующими радионуклидами;

- уточненных исходных сведений и результатов оценок основных факторов, влияющих на формирование дозовых нагрузок различных групп населения;

- результатов долгосрочных прогнозных оценок по радиологическим последствиям аварии.

Типовые методические указания и рекомендации по дозиметрическому и санитарному контролю в районе расположения АЭС содержатся в [13] и примерная схема организации радиационного контроля в различных фазах аварии на предприятии атомной промышленности дана в Приложении 4.8 [14].

(4.75) Объем и виды радиационного контроля устанавливаются исходя из реально складывающейся на данной территории радиационной обстановки и обычно включают:

- контроль за мощностью дозы внешнего излучения;

- контроль за уровнем радиационного загрязнения территории, транспортных средств, поверхностей помещения и оборудования, кожных покровов и одежды;

- контроль за объемной концентрацией аэрозолей в воздухе;

- контроль за удельной активностью радионуклидов в продуктах питания и источниках водоснабжения;

- контроль за переносом радионуклидов с поверхностными и фунтовыми водами.

Краткая характеристика переносных и мобильных радиометрических и дозиметрических приборов, используемых для решения этих задач, дана в Приложении 4.9.

Индивидуальный дозиметрический и радиометрический контроль

(4.76) Индивидуальный контроль облучения людей включает:

- измерение доз внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров;

- определение поверхностного загрязнения и доз бета-гамма облучения кожных покровов;

- оценку индивидуального поступления радионуклидов в организм;

- радиометрические измерения содержания радионуклидов в организме (отдельных органах, тканях);

- учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения за регламентированные периоды времени и их сравнение с действующими дозовыми ограничениями.

(4.77) Измерение доз внешнего гамма и гамма-нейтронного облучения с использованием индивидуальных термолюминесцентных, радиофотолюминесцентных, фото-трековых и других типов дозиметров, которыми штатно обеспечен персонал радиационно-опасных производств, а также участники ЛПА, осуществляется в соответствии с инструкциями для конкретных дозиметрических комплектов по схемам, предусмотренными планами аварийного реагирования.

(4.78) Для оценки дозы внешнего облучения физическими методами в случае отсутствия у пострадавших в момент аварии индивидуальных дозиметров используются радиолюминесцентный анализ, метод электронного парамагнитного резонанса и др. Для этого необходимо собрать и промаркировать одежду, обувь, перчатки, СИЗ и сопутствующие предметы, бывшие на человеке в момент аварии, для последующего лабораторного исследования в специализированном учреждении.

(4.79) Определение поверхностного b-загрязнения кожных покровов осуществляется либо прямым радиометрическим методом с помощью дозиметров типа МКС-01Р, либо с помощью метода мазков до и после процедуры дезактивации кожных покровов; дозы слабопроникающего (мягкого рентгеновского и b) излучения измеряют многослойными кожными дозиметрами, определяющими дозы за фиксированными толщинами кожных покровов, с помощью тонких (5-7 мг/мм2) тканеэквивалентных дозиметров.

(4.80) Оценку аварийного индивидуального поступления радионуклидов в организм проводят либо расчетным путем, либо, используя метод радиометрии по слизистой носа, радиометрии СИЗ органов дыхания, СИЧ-измерений. При подозрении на поступление радиоактивных веществ внутрь организма большое значение приобретает отбор, сохранение и точная маркировка проб (Ф.И.О., наименование пробы, дата и время отбора) с поверхности кожи и слизистых (мазки), а также проб кала, мочи, рвотных масс, промывных вод желудка для дальнейшей оценки количеств инкорпорированных радионуклидов.

(4.81) При крупномасштабной радиационной аварии к массовым дозиметрическим и радиометрическим измерениям могут привлекаться лица, не имеющие достаточного опыта таких измерений и их организации. Необходимо в сжатые сроки обеспечить обучение их методикам выполнения измерений и единым формам записи результатов измерений.* В Приложении 4.10 даны рекомендации по проведению радиометрического обследования содержания йода-131 в щитовидной железе у лиц из населения [15].

(4.82) Учет аварийных доз внешнего и внутреннего облучения персонала и населения осуществляется в рамках ведомственных, территориальных и общероссийских дозиметрических регистров и в соответствии с требованиями основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности.

_____________________________

* Опыт Чернобыльской аварии показал, что из-за несоблюдения этих требований, около половины проведенных в Белоруссии прямых измерений содержания йода-131 в щитовидной железе, по разным причинам, оказались недостоверными.

Список литературы к главе 4

[1] Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Гигиенические нормативы ГН 2.6.1.054-96. Издание официальное. Госкомсанэпиднадзор России, Москва, 1996.

[2] Principles for Intervention for Protection of the Public in a radiological Emergency, ICRP Publication 63, Peigamon Press, 1992.

[3] International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for Safety of Radiation Sources, IAEA, Vienna, 1996.

[4] Бюллетень МАГАТЭ. Том 38 N 3, 1996. Вена, Австрия, стр. 40.

[5] Критерии для принятия решений по радиационной защите населения при аварийном диспергировании 239 Pu на этапах жизненного цикла ядерного боеприпаса. Утв. Зам. гл. Государственного врача РФ по специальным вопросам 26. П. 1997 г. Рег. N 97-07.

[6] Health Physics, 33 Pergamon Press (Sept. 1977) 287-298

[7] Серия изданий по безопасности, N 55. Планирование защитных мер за пределами площадки в случае радиационных аварий на ядерных установках, МАГАТЭ, Вена, 1981

[8] Ильин Л.А., Архангельская Г.В., Константинов Ю.О., Лихтарев И.А. Радиоактивный йод в проблеме радиационной безопасности. М., Атомиздат, 1972 г.

[9] Критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. Утв. Главным Государственным санитарным врачом СССР 8.05.1990 N 06-9/154-9 от 16.05.1990, М., 1990.

[10] Критерии для принятия решений о мерах защиты населения в случае аварии реактора. (Утв. Главным Государственным санитарным врачом СССР Н.П. Бургасовым 4 августа 1983 г.).

[11] B.C. Репин. "Ретроспективная реконструкция доз и оценка роли отдельных факторов в облучении жителей, эвакуированных из тридцати километровой зоны после аварии на ЧАЭС." - Киев: науково-технiчний збiрник. "Проблеми Чонобильскоi зони вiдгужения", Наукова Думка, 1996. - с. 108-134. Выпуск 4.

[12] Safety Series N 72. Principles for establishing intervention levels for the protection of the public in the event of a nuclear accident or radiological emergency. IAEA. VIENNA, 1985

[13] Сборник правил и норм по радиационной безопасности в атомной энергетике. Министерство здравоохранения СССР, тома II-III, М. 1989.

[14] Г.Н. Романов. Ликвидация последствий радиационных аварий. Справочное руководство. Издательство, М. 1993.

[15] Гаврилин Ю.А., Хрущ В.Т., Шинкарев С.М. Условия проведения широкомасштабного дозиметрического обследования щитовидной железы у населения, пострадавшего в результате ядерной катастрофы типа аварии на ЧАЭС, журнал АНРИ, научно-информационный журнал по радиационной экологии, М., 1995, N 1, с. 27-34.

Приложение 4.1.

Работа Национальной комиссии по радиационной защите (НКРЗ) по принятию оперативных решений в период ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС

В ходе ликвидации последствий аварии на IV энергоблоке Чернобыльской АЭС был накоплен уникальный опыт по оперативному принятию решений о мерах защиты участников работ по ликвидации последствий аварии и населения. В этот период были приняты ряд временных регламентов, определяющих допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, объектов внешней среды и продуктов питания. Решение этих вопросов осуществлялось в условиях сложной радиационной обстановки с высокими уровнями мощностей доз гамма-излучения и загрязненности различных объектов. Обоснование введения того или иного временного регламента строилось на основе решения задачи быстрого и эффективного осуществления работ по локализации основных источников загрязнения - с одной стороны, и обеспечения безопасного для здоровья регламента работ в этих условиях - с другой. Поэтому вводимые допустимые уровни носили четко очерченный временной характер и ужесточались по мере улучшения радиационной обстановки.

Регламентация временных пределов доз базировалась на действовавших в этот период нормативных документах НРБ-76 и ОСП-72/80*. Сразу же после аварии, учитывая необходимость в быстрейшей локализации источника высокой радиационной опасности, Правительственной комиссией было принято решение об установлении суммарной предельной индивидуальной дозы внешнего облучения, равной 25 бэр для персонала на время выполнения работ, связанных с ликвидацией последствий аварии. Этот уровень был утвержден Минздравом СССР и действовал до конца 1986 г.

В январе 1987 г. НКРЗ было принято решение о приравнивании лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, к категории А в соответствии с НРБ-76 и распространению на них всех соответствующих требований Норм. В соответствии с этим решением Минздрав СССР 28 января 1987 г. утвердил следующие временные нормативы внешнего облучения:

1. Эксплуатация 1, 2, 3 энергоблоков; строительно-монтажные, наладочные работы на 3-ей очереди; работы в 30-км зоне - 5 бэр.

2. Дезактивация 3-го энергоблока; строительно-монтажные и ремонтно-восстановительные работы на 2 энергоблоке; работы на промплощадке I и II очереди - до 10 бэр.

Облучение в дозе 10 бэр в 1987 г. допускалось для персонала, ранее не облучавшегося или получившего в 1986 г. Дозу не более 5 бэр. Персонал, получивший в 1986 г. дозу более 5 бэр, мог в 1987 г. продолжить профессиональную деятельность в полях излучения так, чтобы не была превышена возрастная формула п. 4.1. НРБ-76, т.е. чтобы к возрасту 30 лет суммарная доза облучения не превысила 12 ПДД или 60 бэр.

Лица, получившие в 1986 г. или ранее дозу более 25 бэр, в соответствии с п. 4.11а НРБ-76 не должны были больше подвергаться повышенному планируемому облучению. Для этих лиц максимально возможная годовая доза за 1987 г. составляла 5 бэр. При этом привлечение лиц, облученных ранее в дозах более 25 бэр/год или за аварию, допускалось только по заключению ВКК, учитывающей и медицинские противопоказания и выполнение формулы 4.1. НРБ-76.

Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение в дозах 2 ПДД или 5 ПДД должно было быть скомпенсировано так, чтобы в последующий период, не больший чем 5 или 10 лет соответственно, накопленная доза не превысила значения, установленное по формуле п. 4.1. НРБ-76.

В исключительных случаях при планировании особо важных работ необходимо было получить разрешение Минздрава СССР на превышение дозы облучения до 25 бэр для ограниченного числа лиц, участвовавших в этих работах.

В ранней фазе аварии основным решением явилось не допущение облучения населения в дозах, превышающих значения, установленные в 1983 г. Критериями для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. События на Чернобыльской АЭС показали, что длительность ранней фазы составила примерно 10 суток. При этом только в ограниченном числе населенных пунктов значения доз внешнего облучения могли превысить уровень А Критериев и составить 30-40 рад, но нигде они не достигали величин, соответствующих верхнему уровню Б (75 рад).

После завершения этапа экстренной эвакуации, для населения, продолжавшего находиться на радиоактивно загрязненной территории, Минздрав СССР установил в качестве предела дозы 0,1 Гр (в сумме за счет внешнего и внутреннего облучения) за первый год после аварии. Учитывая, что биологическое действие пролонгированной дозы по сравнению с равной по величине разовой дозой, всегда меньше, предел дозы 0,1 Гр за год является близким по действию разовой дозы 0,04 Гр.

В ранней фазе аварии с целью принятия оперативных решений были выделены три зоны.

1 - "Зона постоянного отселения" - территория, ограниченная изодозой с минимальным значением мощности дозы гамма-излучения в перерасчете на 15 день после аварии ("Д"+15) - 20 мР/ч. Предполагалось, что в пределах этой территории дозы облучения людей существенно превысят установленный предел годовой дозы и не ожидается нормализация радиационной обстановки в последующие годы. Эти обстоятельства обусловили эвакуацию населения из данной зоны навсегда.

2 - "Зона временного отселения" - территория, лежащая на "Д"+15 между изодозными линиями 20 и 5 мР/ч. В эту зону предполагалось возвращение населения по мере нормализации радиационной обстановки.

3 - "Зона контроля" - территория между изодозными линиями 5-2 мР/ч. Население из данной зоны не эвакуировалось, но в ней вводился дозиметрический контроль за объектами внешней среды, продуктами питания и водой из питьевых водоисточников. Дети и беременные женщины в организованном порядке были вывезены в чистые районы страны на летний оздоровительный период.

В процессе осуществления защитных мероприятий зоны постоянного и временного отселения трансформировались в 30-километровую зону вокруг Чернобыльской АЭС, из пределов которой было эвакуировано все население.

Наряду с зонированием территории по мощности дозы гамма-излучения в июле 1986 года было введено зонирование по плотности загрязнения стронцием-90, цезием-137, плутонием-239 и 240. При обосновании допустимой плотности загрязнения учитывались:

- равновесный характер поступления радионуклидов в организм людей при продолжительности воздействия, соизмеримым с продолжительностью жизни;

- критические пути поступления (воздействия);

- метаболические константы организма человека;

- значения коэффициентов переноса и миграции радионуклидов во внешней среде;

- принятые в НРБ-76 значения ПДД и ПГП.

В соответствии с этим предельно допустимая загрязненность почвы суммой плутония - 239, 240 была принята на уровне 0,1 Ки/км2 (3,7 х 10(9) Бк/км2), а для стронция-90 - 3 Ки/км2 (1,1 х 10(11) Бк/км2).

Проведенные детальные исследования подтвердили, что территории, загрязненные изотопами плутония - 239, 240 и стронцием-90 на уровне принятых допустимых уровней (т.е. соответственно 0,1 и 3 Ки/км2) лежат в пределах 30-км зоны, где была проведена эвакуация населения.

Предельно-допустимым значением загрязнения местности для цезия-137 было принято 15 Ки/км2 (5,55 х 10(11) Бк/км2), с учетом соотношения в выпадениях цезия-137 и цезия-134:2/1.

Основной задачей, решаемой в период промежуточной фазы аварии являлось сведение до минимума возможных отдаленных стохастических последствий с введением соответствующих временных пределов доз годового облучения населения. С учетом характера реальной радиационной обстановки, а также существующих в отечественной и международной практике подходов НКРЗ были предложены, а Минздравом СССР впоследствии утверждены следующие временные основные дозовые пределы для населения, оказавшегося в зоне аварии:

(а) 100 мЗв - за первый год;

(б) 30 мЗв за 1987 календарный год;

(в) 25 мЗв/год за 1988 и 1989 годы.

Соблюдение указанных пределов контролировалось по средней дозе для критической группы населения каждого населенного пункта, оказавшегося в зоне радиационной аварии.

Основными критериями при установлении допустимых уровней радиоактивного загрязнения различных поверхностей являлись:

(а) оценка уровней возможного облучения кожи с учетом условий труда персонала и жизнедеятельности населения в той или иной зоне загрязнения;

(б) оценка вероятности контактного переноса радиоактивных веществ с одного загрязненного объекта на другой.

Начиная с мая 1986 года Правительственной комиссией по рекомендации НКРЗ были регламентированы контрольные уровни радиоактивного загрязнения спецодежды и транспортных средств и установлен порядок их контроля. В зависимости от существовавших уровней загрязнения нормирование осуществлялось дифференцированно для различных зон. В первое время после аварии уровни радиоактивного загрязнения поверхностей нормировались в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (мР/ч), а не в принятых единицах (бета-част/мин. см2). Такой подход позволил существенно повысить оперативность контроля в условиях дефицита времени и большого числа людей и объектов, требующих проведения измерений.

На основе первоначально разработанных контрольных уровней 2 июля 1986 г. были утверждены Временные уровни допустимого загрязнения ВДУ N 129-254. Здесь были учтены данные по загрязнению различных объектов в различных режимных зонах, а также возможные дозовые нагрузки на кожу и коэффициенты контактного переноса. При регламентируемом загрязнении кожных покровов облучение базального слоя эпидермиса в условиях реального режима работы было в 7,5 раз ниже установленного в этот период для участников ликвидации аварии дозового предела (150 бэр при 25 бэр на все тело).

По происшествии нескольких месяцев после аварии радиационная обстановка на промплощадке и на прилегающей территории улучшилась за счет распада короткоживущих радионуклидов и выполнения комплекса противоаварийных работ. Это позволило несколько ужесточить нормативы радиоактивного загрязнения. В ноябре 1986 г. было завершено сооружение объекта "Укрытие". В результате радиационная обстановка на территории и в помещениях АЭС существенно улучшилась. Таким образом, были созданы условия для снижения дозового предела до 5 бэр/год (30 бэр на кожу) для персонала, принимавшего участие в ликвидации последствий аварии. Это потребовало изменения производных нормативов на уровни загрязнения кожных покровов и поверхностей различных объектов. При разработке новых ВДУ N 32/1747 от 9 июля 1987 г. была изменена и ранее принятая схема зонирования. В частности, к зоне наиболее неблагоприятной радиационной обстановки были отнесены не вся промплощадка и г. Припять, а только III энергоблок АЭС и отдельные наиболее загрязненные участки зоны отчуждения (для персонала, участвовавшего в дезактивационных работах на III энергоблоке в указанных нормах в качестве дозового предела было принято значение индивидуальной дозы внешнего облучения на уровне 10 бэр на период до завершения этих работ). В этом случае при нормируемых уровнях и максимально возможном времени контакта также имелся 3-8 кратный запас по дозе облучения на третью группу критических органов.

К середине 1989 г. стало очевидным, что ВДУ N 32/1747 требуют пересмотра в направлении ужесточения нормативов. В октябре 1990 г. были утверждены Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения ДЗА различных объектов в зоне Чернобыльской АЭС. Исходным критерием, как и прежде, являлась оценка возможного облучения базального слоя эпидермиса при различных условиях труда и быта персонала в данной режимной зоне. Так, для вахтового персонала в 1 и 2 зонах сочли возможным сохранить рекомендуемый НРБ-76 норматив радиоактивного загрязнения кожных покровов, равный 100 бета-частиц/мин.см2. Для 3-ей зоны, т.е. для вахтовых поселков в 30-километровой зоне в качестве допустимого уровня загрязнения кожных покровов было принято значение 50 бета-част/мин.см2 в целях уменьшения вероятности контактного переноса в чистые помещения и за пределы 30-километровой зоны.

Для уменьшения контактного распространения радиоактивных веществ за пределы 30-километровой зоны Чернобыльской АЭС с первых дней после аварии производилась дезактивация дорог и автотранспорта, развернуты пункты специальной обработки (ПУСО). Здесь же осуществлялся контроль за уровнями загрязнения. При разработке допустимых уровней загрязнения поверхностей на выезде из 30-километровой зоны наряду со стремлением надежно обеспечить безопасные условия для населения учитывалось также исключение необоснованного изъятия значительного количества одежды и эффективное использование автотранспорта для доставки грузов в зону аварии.

Временные нормативы радиоактивного загрязнения одежды, обуви, транспортных средств, оборудования при выезде из 30-километровой зоны в различные периоды после аварии были разработаны с учетом:

- вероятности попадания радиоактивных веществ в организм;

- возможности внешнего облучения окружающих людей от загрязненной одежды, транспорта и оборудования;

- возможности внешнего облучения самого владельца одежды.

В дальнейшем, в 1989 г. были разработаны и утверждены ВДУ N 129-252-3, явившиеся критерием безопасности при оценке возможности использования на всей территории страны грузов и оборудования, вывезенных из 30-километровой зоны. При этом принималось в расчет исключение нефиксированного загрязнения для всех грузов, оборудования и транспортных средств, вывозимых из 30-километровой зоны. В этом случае возможное дополнительное облучение населения для реально возможных наиболее продолжительных контактов не выходило за пределы 10% от естественного фона.

Учитывая, что в начальный период аварии ведущим фактором внутреннего облучения являлся йод-131, Минздравом СССР 3 и 6 мая 1986 г. были утверждены временные нормативы допустимого содержания йода-131 в питьевой воде, молоке, молокопродуктах, а также допустимый предел суточного поступления радиоактивного вещества в организм человека. Кроме того были введены нормативы допустимого содержания йода-131 в мясе, птице, яйцах, ягодах, растительном лекарственном сырье. Эти нормативы были рассчитаны на непревышение дозы облучения щитовидной железы у детей свыше 30 рад.

В дальнейшем, после снижения содержания йода-131 в различных объектах внешней среды, стало возрастать значение долгоживущих радионуклидов. В связи с этим 30 мая 1986 г. Минздрав СССР по рекомендации НКРЗ утвердил Временные допустимые уровни содержания радиоактивных веществ в продуктах питания, питьевой воде, лекарственных травах. Данные нормативы определяли допустимое содержание в указанных объектах радионуклидов цезия. При этом НКРЗ исходила из того, что потребление продуктов питания на уровне ВДУ будет соответствовать дозе внутреннего облучения 5 бэр/год.

В 1987 г. в соответствии с установленным на этот период временным дозовым пределом 3 бэр/год и улучшением радиационной обстановки НКРЗ были пересмотрены действовавшие ВДУ и с учетом оценок среднесуточного рациона по основным продуктам питания разработаны новые ВДУ-88, регламентирующие допустимые уровни суммарного содержания радионуклидов цезия-134 и цезия-137 в продуктах питания и питьевой воде. По проведенным оценкам, потребление всех продуктов на уровне предложенных ВДУ обеспечивало дозу внутреннего облучения ниже 1 бэр/год. Новые нормативы были введены в действие на всей территории страны 15 декабря 1987 г. взамен ВДУ N 129-252. При сравнении указанных допустимых уровней с аналогичными временными нормативами, принятыми после аварии на Чернобыльской АЭС в других странах, можно отметить, что, например, содержание радиоцезия в молоке регламентировалось в США на уровне - 2,4 х 10(-7), Англии - 1 х 10(-7), Финляндии - 2,7 х 10(-8) Ки/л (в СССР - 1 х 10(-8) Ки/л). Распоряжением Главного Государственного врача СССР от 23 марта 1990 года срок действия указанных нормативов был продлен до 1 июня 1990 г.

Последней разработкой НКРЗ по регламентации содержания радионуклидов цезия и стронция явились ВДУ-91, которые следовало рассматривать в качестве единого нормативного документа, направленного на ограничение внутреннего облучения населения загрязненных территорий и страны в целом за счет потребления пищевых продуктов, загрязненных в результате аварии. Эти нормативы были рассчитаны таким образом, что в реальных условиях средние годовые дозы внутреннего облучения у жителей населенных пунктов зоны жесткого контроля не превысили 0,15-0,18 бэр. Для ограниченного числа лиц, если они будут питаться продуктами, все виды которых постоянно загрязнены на уровне ВДУ - не ниже, могла существовать маловероятная на практике возможность накопления годовой дозы на уровне 0,4-0,6 бэр.

При установлении ВДУ-91 НКРЗ исходила из того, что еще более жесткое нормирование загрязненности пищевых продуктов может привести к неоправданному расширению зон с ограничениями по режиму питания, что в свою очередь может привести к прямому ущербу для здоровья, в значительной мере превышающему риск от дополнительного облучения в результате потребления продуктов с содержанием радионуклидов на уровне установленного регламента.

_____________________________

* Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80, М., Энергоиздат 1981.

Приложение 4.2.

Примеры ПУВ по мощности дозы и объемной активности 131 I в воздухе для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварий на АЭС*

Практическое применение Критериев для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 8.2. НРБ-96) затруднено из-за необходимости оперативного проведения расчетов ожидаемых доз облучения.

ПУВ являются практическим выражение нормативных дозовых Критериев и выражены в величинах и единицах, непосредственно измеряемых дозиметрическими приборами (мощность дозы гамма-излучения и объемная активность йода-131 в воздухе).

Если мощность дозы гамма-излучения на местности и (или) объемная активность йода-131 в воздухе достигнут значений ПУВ, лица из населения будут облучены (за определенное время пребывания на открытой местности) в дозах, указанных в Критериях.

Настоящие ПУВ относятся к ранней фазе аварии на АЭС, длительностью от нескольких часов до нескольких суток.

ПУВ представлены в виде набора графиков зависимостей объемной активности йода-131 (Бк/м3) и мощности дозы гамма-излучения (Р/час) от времени облучения (час), построенных для следующих групп населения:

для внутреннего облучения за счет ингаляции йода-131:

- дети (Рис. 1);

- взрослые (Рис. 2);

для внешнего гамма-облучения всего тела:

- взрослые (Рис. 3).

Необходимость установления отдельных значений ПУВ для указанных групп вызвана тем, что одной и той же концентрации йода-131 в воздухе соответствуют разные значения дозы облучения щитовидной железы этих лиц из-за различия в скорости дыхания и процессах метаболизма у детей и взрослых.

Графики представляют собой набор изодозных линий со значениями доз, определенных Критериями и требующих проведения тех или иных защитных мер.

Графики позволяют получить следующую информацию:

1. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения, а на оси абсцисс - время облучения (прогнозируемое время пребывания на открытой местности или продолжительность ранней фазы конкретной аварии, оцененное на АЭС) и проведя перпендикуляры к осям абсцисс и ординат, можно получить на их пересечении точку, которая на графике информирует о необходимом наборе защитных мер.

2. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения и проведя из этой точки прямую, параллельную оси абсцисс, можно по проекциям точек пересечения прямой с изодозными линиями на ось абсцисс определить время, в течение которого будут получены дозы облучения, соответствующие до зовы м Критериям и тем самым определить время, имеющееся в распоряжении для проведения соответствующих защитных мероприятий.

3. Отложив на оси абсцисс значения ожидаемого времени продолжительности ранней фазы аварии или времени облучения (ингаляции) и проведя из этой точки перпендикуляр до пересечения с изодозными линиями, на оси ординат можно получить нижние и верхние значения ПУВ, соответствующих дозовым Критериям.

Из графиков видно, что область значений ПУВ, лежащих под нижней изодозной линией соответствует аварии, когда отсутствует необходимость в проведении любых мероприятий по защите населения. Области значений, лежащих над верхней изодозной линией, соответствует авария, когда обязательным является проведение всех мероприятий по защите населения, включая эвакуацию.

Значения ПУВ, лежащие между изодозными линиями нижнего и верхнего уровней для каждого вида мероприятий, соответствуют рекомендуемым мерам по защите населения.

_____________________________

* В расчетах использованы допущения, принятые в документе "Производные критерии для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии на атомных станциях" (Утв. Зам. Главн. гос. санитарного врача РФ 30.12.92 г.). В отличие от указанного документа настоящие примеры ПУВ рассчитаны в соответствии с Критериями для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации в НРБ-96.

Приложение 4.3

Дозовые коэффициенты для отдельных радионуклидов

Таблица 1.*

Мощность дозы и доза внешнего гамма-излучения на единицу плотности загрязнения местности отдельными радионуклидами

Радионуклид	Мощность дозы в момент осаждения, Зв x с(-1)/Бк х м(-2)	Доза на открытой местности, Зв/Бк x м(-2)
		за 7 сут.	за 1 год	за 50 лет
95 Zr	6.0 x 10(-16)	3.7 x 10(-10)	9.1 x 10(-9)	9.4 x 10(-9)
95 Nb	6.2 x 10(-16)	3.5 x 10(-10)	2.7 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)
103 Ru	4.1 x 10(-16)	2.3 x 10(-10)	2.0 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)
106 Ru	1.7 x 10(-16)	1.0 x 10(-10)	3.7 x 10(-9)	6.8 x 10(-9)
132 Te	2.4 x 10(-16)	6.4 x 10(-10)	8.4 x 10(-10)	8.4 x 10(-10)
131 I	3.6 x 10(-16)	1.6 x 10(-10)	3.6 x 10(-10)	3.6 x 10(-10)
132 I	1.8 x 10(-16)	2.2 x 10(-11)	2.2 x 10(-11)	2.2 x 10(-11)
133 I	5.1 x 10(-16)	5.8 x 10(-11)	6.0 x 10(-11)	6.0 x 10(-11)
135 I	1.1 x 10(-15)	5.0 x 10(-11)	5.0 x 10(-11)	5.0 x 10(-11)
134 Cs	1.3 x 10(-15)	7.7 x 10(-10)	3.2 x 10(-8)	9.1 x 10(-8)
137 Cs	4.7 x 10(-16)	2.8 x 10(-10)	1.4 x 10(-8)	1.5 x 10(-7)
140 Ва	1.6 x 10(-16)	6.7 x 10(-10)	2.9 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)
144 Се	2.2 x 10(-17)	2.7 x 10(-11)	8.9 x 10(-10)	1.4 x 10(-9)
239 Np	1.9 x 10(-16)	5.0 x 10(-11)	5.7 x 10(-11)	5.7 x 10(-11)
238 Pu	1.6 x 10(-19)	9.9 x 10(-14)	4.6 x 10(-12)	2.4 x 10(-11)
239 Pu	1.1 x 10(-19)	6.4 x 10(-14)	3.1 x 10(-12)	2.8 x 10(-11)
240 Pu	1.6 x 10(-19)	9.8 x 10(-14)	4.6 x 10(-12)	2.6 x 10(-11)
241 Pu	2.1 x 10(-21)	2.1 x 10(-15)	5.9 x 10(-13)	7.6 x 10(-11)
241 Am	1.9 x 10(-17)	1.1 x 10(-14)	5.5 x 10(-10)	5.8 x 10(-9)
242 Cm	1.9 x 10(-19)	1.2 x 10(-13)	2.9 x 10(-12)	3.5 x 10(-12)
244 Cm	3.1 x 10(-19)	1.8 x 10(-13)	8.6 x 10(-12)	5.6 x 10(-11)

_____________________________

* Производные уровни вмешательства, используемые для снижения доз облучения населения в случае ядерной аварии или радиационной аварийной ситуации. Принципы, процедуры и данные. Серия изданий по безопасности N 81. МАГАТЭ, Вена, 1989.

* International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for Safety of Radiation Sources, IAEA, Vienna, 1996.

Таблица 2.

Ожидаемая эффективная доза на единицу перорального поступления для лиц из населения, Зв/Бк*

Радионуклид	Период полураспада	Возраст, лет
		<1	1-2	2-7	7-12	12-17	>17
Н-3	12.3 лет	6.4 x 10(-11)	4.8 x 10(-11)	3.1 x 10(-11)	2.3 x 10(-11)	1.8 x 10(-11)	1.8 x 10(-11)
Органические соединения	12.3 лет	1.2 x 10(-10)	1.2 x 10(-10)	7.3 x 10(-11)	5.7 x 10(-11)	4.2 x 10(-11)	4.2 x 10(-11)
С-14	5.73 x 10(3) лет	1.4 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	9.9 x 10(-10)	8.0 x 10(-10)	5.7 x 10(-10)	5.8 x 10(-10)
Р-32	14.3 сут	3.1 x 10(-8)	1.9 x 10(-8)	9.4 x 10(-9)	5.3 x 10(-9)	3.1 x 10(-9)	2.4 x 10(-9)
К-40	1.28 x 10(9) лет	6.2 x 10(-8)	4.2 x 10(-8)	2.1 x 10(-8)	1.3 x 10(-8)	7.6 x 10(-9)	6.2 x 10(-9)
Sr-89	50.5 сут	3.6 x 10(-8)	1.8 x 10(-8)	8.9 x 10(-9)	5.8 x 10(-9)	4.0 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)
Sr-90	29.1 лет	2.3 x 10(-7)	7.3 x 10(-8)	4.7 x 10(-8)	6.0 x 10(-8)	8.0 x 10(-8)	2.8 x 10(-8)
Sr-91	9.50 час	5.2 x 10(-9)	4.0 x 10(-9)	2.1 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)	7.4 x 10(-10)	6.5 x 10(-10)
Y-90	2.67 сут	3.1 x 10(-8)	2.0 x 10(-8)	1.0 x 10(-8)	5.9 x 10(-9)	3.3 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)
Y-91	58.5 сут	2.8 x 10(-8)	1.8 x 10(-8)	8.8 x 10(-9)	5.2 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	2.4 x 10(-9)
Zr-95	64.0 сут	8.5 x 10(-9)	5.6 x 10(-9)	3.0 x 10(-9)	1.9 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)	9.5 x 10(-10)
Zr-97	16.9 час	2.2 x 10(-8)	1.4 x 10(-8)	7.3 x 10(-9)	4.4 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	2.1 x 10(-9)
Nb-95	35.1 сут	4.6 x 10(-9)	3.2 x 10(-9)	1.8 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)	7.4 x 10(-10)	5.8 x 10(-10)
Nb-96	23.3 час	9.2 x 10(-9)	6.3 x 10(-9)	3.4 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)
Nb-97	1.20 час	7.7 x 10(-10)	4.5 x 10(-10)	2.3 x 10(-10)	1.3 x 10(-10)	8.7 x 10(-11)	6.8 x 10(-11)
Mo-99	2.75 сут	5.5 x 10(-9)	3.5 x 10(-9)	1.8 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)	7.6 x 10(-10)	6.0 x 10(-10)
Tc-99m	6.02 час	2.0 x 10(-10)	1.3 x 10(-10)	7.2 x 10(-11)	4.3 x 10(-11)	2.8 x 10(-11)	2.2 x 10(-11)
Ru-103	39.3 сут	7.1 x 10(-9)	4.6 x 10(-9)	2.4 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	9.2 x 10(-10)	7.3 x 10(-10)
Ru-106	1.01 лет	8.4 x 10(-8)	4.9 x 10(-8)	2.5 x 10(-8)	1.5 x 10(-8)	8.6 x 10(-9)	7.0 x 10(-9)
Rh-103m	0.935 час	4.7 x 10(-11)	2.7 x 10(-11)	1.3 x 10(-11)	7.4 x 10(-12)	4.8 x 10(-12)	3.8 x 10(-12)
Rh-105	1.47 сут	4.0 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)	8.0 x 10(-10)	4.6 x 10(-10)	3.7 x 10(-10)
Rh-106m	2.20 час	1.4 x 10(-9)	9.7 x 10(-10)	5.3 x 10(-10)	3.3 x 10(-10)	2.0 x 10(-10)	1.6 x 10(-10)
Pd-109	13.4 час	6.3 x 10(-9)	4.1 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)	6.8 x 10(-10)	5.5 x 10(-10)
Ag-110m	250 сут	2.4 x 10(-8)	1.4 x 10(-8)	7.8 x 10(-9)	5.2 x 10(-9)	3.4 x 10(-9)	2.8 x 10(-9)
Ag-111	7.45 сут	1.4 x 10(-8)	9.3 x 10(-9)	4.6 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)
Ag-112	3.12 час	4.9 x 10(-9)	3.1 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	8.9 x 10(-10)	5.4 x 10(-10)	4.3 x 10(-10)
Cd-115	2.23 сут	1.4 x 10(-8)	9.7 x 10(-9)	4.9 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	1.7 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)
In- 115m	4.49 час	9.6 x 10(-10)	6.0 x 10(-10)	3.0 x 10(-10)	1.8 x 10(-10)	1.1 x 10(-10)	8.6 x 10(-11)
Sn-121	1.13 сут	2.6 x 10(-9)	1.7 x 10(-9)	8.4 x 10(-10)	5.0 x 10(-10)	2.8 x 10(-10)	2.3 x 10(-10)
Sb-122	2.70 сут	1.8 x 10(-8)	1.2 x 10(-8)	6.1 x 10(-9)	3.7 x 10(-9)	2.1 x 10(-9)	1.7 x 10(-9)
Sb-124	60.2 сут	2.5 x 10(-8)	1.6 x 10(-8)	8.4 x 10(-9)	5.2 x 10(-9)	3.2 x 10(-9)	2.5 x 10(-9)
Sb-125	2.77 лет	1.1 x 10(-8)	6.1 x 10(-9)	3.4 x 10(-9)	2.1 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)
Sb-128	9.01 час	6.3 x 10(-9)	4.5 x 10(-9)	2.4 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	9.5 x 10(-10)	7.6 x 10(-10)
Sb-128	0.173 час	3.7 x 10(-10)	2.1 x 10(-10)	1.0 x 10(-10)	6.0 x 10(-11)	4.1 x 10(-11)	3.3 x 10(-11)
Sb-129	4.32 час	4.3 x 10(-9)	2.8 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	8.8 x 10(-10)	5.3 x 10(-10)	4.2 x 10(-10)
Те-127	9.35 час	1.5 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)	6.2 x 10(-10)	3.6 x 10(-10)	2.1 x 10(-10)	1.7 x 10(-10)
Те-127m	109 сут	4.1 x 10(-8)	1.8 x 10(-8)	9.5 x 10(-9)	5.2 x 10(-9)	3.0 x 10(-9)	2.3 x 10(-9)
Те-129m	33.6 сут	4.4 x 10(-8)	2.4 x 10(-8)	1.2 x 10(-8)	6.6 x 10(-9)	3.9 x 10(-9)	3.0 x 10(-9)
Te-131	0.417 час	9.0 x 10(-10)	6.6 x 10(-10)	3.5 x 10(-10)	1.9 x 10(-10)	1.2 x 10(-10)	8.7 x 10(-11)
Te-131m	1.25 сут	2.0 x 10(-8)	1.4 x 10(-8)	7.8 x 10(-9)	4.3 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	1.9 x 10(-9)
Te-132	3.26 сут	4.8 x 10(-8)	3.1 x 10(-8)	1.6 x 10(-8)	8.3 x 10(-9)	5.3 x 10(-9)	3.8 x 10(-9)
I-129	1.57 x 10(7) лет	1.8 x 10(-7)	2.2 x 10(-7)	1.7 x 10(-7)	1.9 x 10(-7)	1.4 x 10(-7)	1.1 x 10(-7)
I-130	12.4 час	2.1 x 10(-8)	1.8 x 10(-8)	9.8 x 10(-9)	4.6 x 10(-9)	3.0 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)
I-131	8.04 сут	1.8 x 10(-7)	1.8 x 10(-7)	1.0 x 10(-7)	5.2 x 10(-8)	3.4 x 10(-8)	2.2 x 10(-8)
I-133	20.8 час	4.9 x 10(-8)	4.4 x 10(-8)	2.3 x 10(-8)	1.0 x 10(-8)	6.8 x 10(-9)	4.3 x 10(-9)
I-135	6.61 час	1.0 x 10(-8)	8.9 x 10(-9)	4.7 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)	9.3 x 10(-10)
Cs-134	2.06 лет	2.6 x 10(-8)	1.6 x 10(-8)	1.3 x 10(-8)	1.4 x 10(-8)	1.9 x 10(-8)	1.9 x 10(-8)
Cs-136	13.1 сут	1.5 x 10(-8)	9.5 x 10(-9)	6.1 x 10(-9)	4.4 x 10(-9)	3.4 x 10(-9)	3.0 x 10(-9)
Cs-137	30.0 лет	2.1 x 10(-8)	1.2 x 10(-8)	9.6 x 10(-9)	1.0 x 10(-8)	1.3 x 10(-8)	1.3 x 10(-8)
Ba-140	12.7 сут	3.2 x 10(-8)	1.8 x 10(-8)	9.2 x 10(-9)	5.8 x 10(-9)	3.7 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)
La-140	1.68 сут	2.0 x 10(-8)	1.3 x 10(-8)	6.8 x 10(-9)	4.2 x 10(-9)	2.5 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)
La-141	3.93 час	4.3 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)	7.6 x 10(-10)	4.5 x 10(-10)	3.6 x 10(-10)
Ce-141	32.5 сут	8.1 x 10(-9)	5.1 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	8.8 x 10(-10)	7.1 x 10(-10)
Ce-143	1.38 сут	1.2 x 10(-8)	8.0 x 10(-9)	4.1 x 10(-9)	2.4 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)
Ce-144	284 сут	6.6 x 10(-8)	3.9 x 10(-8)	1.9 x 10(-8)	1.1 x 10(-8)	6.5 x 10(-9)	5.2 x 10(-9)
Pr-142	19.1 час	1.5 x 10(-8)	9.8 x 10(-9)	4.9 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)
Pr-143	13.6 сут	1.4 x 10(-8)	8.7 x 10(-9)	4.3 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	1.5 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)
Pr-144	0.288 час	6.4 x 10(-10)	3.5 x 10(-10)	1.7 x 10(-10)	9.5 x 10(-11)	6.5 x 10(-11)	5.0 x 10(-11)
Pr-145	5.98 час	4.7 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)	8.5 x 10(-10)	4.9 x 10(-10)	3.9 x 10(-10)
Nd-147	11.0 сут	1.2 x 10(-8)	7.8 x 10(-9)	3.9 x 10(-9)	2.3 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)
Pm-147	2.62 лет	3.6 x 10(-9)	1.9 x 10(-9)	9.6 x 10(-10)	5.7 x 10(-10)	3.2 x 10(-10)	2.6 x 10(-10)
Pm-149	2.21 сут	1.2 x 10(-8)	7.4 x 10(-9)	3.7 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)	1.2 x 10(-9)	9.9 x 10(-10)
Pm-151	1.18 сут	8.0 x 10(-9)	5.1 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	9.1 x 10(-10)	7.3 x 10(-10)
Sm-151	90.0 лет	1.5 x 10(-9)	6.4 x 10(-10)	3.3 x 10(-10)	2.0 x 10(-10)	1.2 x 10(-10)	9.8 x 10(-11)
Sm-153	1.95 сут	8.4 x 10(-9)	5.4 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	9.2 x 10(-10)	7.4 x 10(-10)
Eu-152	13.3 лет	1.6 x 10(-8)	7.4 x 10(-9)	4.1 x 10(-9)	2.6 x 10(-9)	1.7 x 10(-9)	1.4 x 10(-9)
Eu-154	8.80 лет	2.5 x 10(-8)	1.2 x 10(-8)	6.5 x 10(-9)	4.1 x 10(-9)	2.5 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)
Eu-155	4.96 лет	4.3 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)	6.8 x 10(-10)	4.0 x 10(-10)	3.2 x 10(-10)
Eu-156	15.2 сут	2.2 x 10(-8)	1.5 x 10(-8)	7.5 x 10(-9)	4.6 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)
Eu-157	15.1 час	6.7 x 10(-9)	4.3 x 10(-9)	2.2 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)	7.5 x 10(-10)	6.0 x 10(-10)
Tb-160	72.3 сут	1.6 x 10(-8)	1.0 x 10(-8)	5.4 x 10(-9)	3.3 x 10(-9)	2.0 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)
Tb-161	6.91 сут	8.3 x 10(-9)	5.3 x 10(-9)	2.7 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	9.0 x 10(-10)	7.2 x 10(-10)
Bi-210	5.01 сут	1.5 x 10(-8)	9.7 x 10(-9)	4.8 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	1.3 x 10(-9)
Bi-210m	3.00 x 10(6) лет	2.1 x 10(-7)	9.1 x 10(-8)	4.7 x 10(-8)	3.0 x 10(-8)	1.9 x 10(-8)	1.5 x 10(-8)
Po-210	138 сут	2.6 x 10(-5)	8.8 x 10(-6)	4.4 x 10(-6)	2.6 x 10(-6)	1.6 x 10(-6)	1.2 x 10(-6)
Ra-226	1.60 x 10(3) лет	4.7 x 10(-6)	9.6 x 10(-7)	6.2 x 10(-7)	8.0 x 10(-7)	1.5 x 10(-6)	2.8 x 10(-7)
Ra-228	5.75 лет	3.0 x 10(-5)	5.7 x 10(-6)	3.4 x 10(-6)	3.9 x 10(-6)	5.3 x 10(-6)	6.9 x 10(-7)
Th-232	1.40 x 10(10) лет	4.6 x 10(-6)	4.5 x 10(-7)	3.5 x 10(-7)	2.9 x 10(-7)	2.5 x 10(-7)	2.3 x 10(-7)
U-233	1.58 x 10(5) лет	3.8 x 10(-7)	1.4 x 10(-7)	9.2 x 10(-8)	7.8 x 10(-8)	7.8 x 10(-8)	5.1 x 10(-8)
U-234	2.44 x 10(5) лет	3.7 x 10(-7)	1.3 x 10(-7)	8.8 x 10(-8)	7.4 x 10(-8)	7.4 x 10(-8)	4.9 x 10(-8)
U-235	7.04 x 10(8) лет	3.5 x 10(-7)	1.3 x 10(-7)	8.5 x 10(-8)	7.1 x 10(-8)	7.0 x 10(-8)	4.7 x 10(-8)
U-237	6.75 сут	8.3 x 10(-9)	5.4 x 10(-9)	2.8 x 10(-9)	1.6 x 10(-9)	9.5 x 10(-10)	7.6 x 10(-10)
U-238	4.47 x 10(9) лет	3.4 x 10(-7)	1.2 x 10(-7)	8.0 x 10(-8)	6.8 x 10(-8)	6.7 x 10(-8)	4.5 x 10(-8)
Np-238	2.12 сут	9.5 x 10(-9)	6.2 x 10(-9)	3.2 x 10(-9)	1.9 x 10(-9)	1.1 x 10(-9)	9.1 x 10(-10)
Np-239	2.36 сут	8.9 x 10(-9)	5.7 x 10(-9)	2.9 x 10(-9)	1.7 x 10(-9)	1.0 x 10(-9)	8.0 x 10(-10)
Pu-238	87.7 лет	4.0 x 10(-6)	4.0 x 10(-7)	3.1 x 10(-7)	2.4 x 10(-7)	2.2 x 10(-7)	2.3 x 10(-7)
Pu-239	2.41 x 10(4) лет	4.2 x 10(-6)	4.2 x 10(-7)	3.3 x 10(-7)	2.7 x 10(-7)	2.4 x 10(-7)	2.5 x 10(-7)
Pu-240	6.54 x 10(3) лет	4.2 x 10(-6)	4.2 x 10(-7)	3.3 x 10(-7)	2.7 x 10(-7)	2.4 x 10(-7)	2.5 x 10(-7)
Pu-241	14.4 лет	5.6 x 10(-8)	5.7 x 10(-9)	5.5 x 10(-9)	5.1 x 10(-9)	4.8 x 10(-9)	4.8 x 10(-9)
Pu-242	3.76 x 10(5) лет	4.0 x 10(-6)	4.0 x 10(-7)	3.2 x 10(-7)	2.6 x 10(-7)	2.3 x 10(-7)	2.4 x 10(-7)
Pu-243	4.95 час	1.0 x 10(-9)	6.2 x 10(-10)	3.1 x 10(-10)	1.8 x 10(-10)	1.1 x 10(-10)	8.5 x 10(-11)
Am-241	4.32 x 10(2) лет	3.7 x 10(-6)	3.7 x 10(-7)	2.7 x 10(-7)	2.2 x 10(-7)	2.0 x 10(-7)	2.0 x 10(-7)
Cm-242	163 сут	5.9 x 10(-7)	7.6 x 10(-8)	3.9 x 10(-8)	2.4 x 10(-8)	1.5 x 10(-8)	1.2 x 10(-8)
Cm-244	18.1 лет	2.9 x 10(-6)	2.9 x 10(-7)	1.9 x 10(-7)	1.4 x 10(-7)	1.2 x 10(-7)	1.2 x 10(-7)

Таблица 3.

Ожидаемая эффективная доза на единицу поступления при ингаляции для лиц из населения, Зв/Бк*

Радионуклид	Период полураспада	Класс соед.	Возраст, лет
			< 1	1-2	2-7	7-12	12-17	> 17
1	2	3	4	5	6	7	8	9
Н-3	12.3 лет	Б	2.6 х 10(-11)	2.0 х 10(-11)	1.1 х 10(-11)	8.2 х 10(-12)	5.9 х 10(-12)	6.2 х 10(-12)
		П	3.4 х 10(-10)	2.7 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	8.2 х 10(-11)	5.3 х 10(-11)	4.5 х 10(-11)
		М	1.2 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	6.3 х 10(-10)	3.8 х 10(-10)	2.8 х 10(-10)	2.6 х 10(-10)
С-14	5.73 х 10(2) лет	Б	6.1 х 10(-10)	6.7 х 10(-10)	3.6 х 10(-10)	2.9 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)
		П	8.3 х 10(-9)	6.6 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)
		М	1.9 х 10(-8)	1.7 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	7.4 х 10(-9)	6.4 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)
Р-32	14.3 сут	Б	1.2 х 10(-8)	7.5 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	9.8 х 10(-10)	7.7 х 10(-10)
		П	2.2 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	8.0 х 10(-9)	5.3 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	3.4 х 10(-9)
К-40	1.28 x 10(9) лет	Б	2.4 х 10(-8)	1.7 х 10(-8)	7.5 х 10(-9)	4.5 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)
Sr-89	50.5 сут	Б	1.5 х 10(-8)	7.3 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	2.3 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)
		П	3.3 х 10(-8)	2.4 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	9.1 х 10(-9)	7.3 х 10(-9)	6.1 х 10(-9)
		М	3.9 х 10(-8)	3.0 х 10(-8)	1.7 х 10(-8)	1.2 х 10(-9)	9.3 х 10(-9)	7.9 х 10(-9)
Sr-90	29.1 лет	Б	1.3 х 10(-7)	5.2 х 10(-8)	3.1 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	5.3 х 10(-8)	2.4 х 10(-8)
		П	1.5 х 10(-7)	1.1 х 10(-7)	6.5 х 10(-8)	5.1 х 10(-8)	5.0 х 10(-8)	3.6 х 10(-8)
		М	4.2 х 10(-7)	4.0 х 10(-7)	2.7 х 10(-7)	1.8 х 10(-7)	1.6 х 10(-7)	1.6 х 10(-7)
Sr-91	9.50 час	Б	1.4 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	5.2 х 10(-10)	3.1 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)
		П	3.1 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	6.9 х 10(-10)	4.4 х 10(-10)	3.7 х 10(-10)
		М	3.5 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.7 х 10(-10)	4.9 х 10(-10)	4.1 х 10(-10)
Y-90	2.67 сут	П	1.3 х 10(-8)	8.4 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)
		М	1.3 х 10(-8)	8.8 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	2.7 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
Y-91	58.5 сут	П	3.9 х 10(-8)	3.0 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	8.4 х 10(-9)	7.1 х 10(-9)
		М	4.3 х 10(-8)	3.4 х 10(-8)	1.9 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	8.9 х 10(-9)
Zr-95	64.0 сут	Б	1.2 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	6.4 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)
		П	2.0 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	9.7 х 10(-9)	6.8 х 10(-9)	5.9 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)
		М	2.4 х 10(-8)	1.9 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	8.3 х 10(-9)	7.3 х 10(-9)	5.9 х 10(-9)
Zr-97	16.9 час	Б	5.0 х 10(-9)	3.4 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	9.1 х 10(-10)	4.8 х 10(-10)	3.9 х 10(-10)
		П	7.8 х 10(-9)	5.3 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	9.2 х 10(-10)
		М	8.2 х 10(-9)	5.6 х 10(-9)	2.9 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	8.9 х 10(-10)
Nb-95	35.1 сут	Б	4.1 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.5 х 10(-10)	5.7 х 10(-10)
		П	6.8 х 10(-9)	5.2 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
		М	7.7 х 10(-9)	5.9 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)
Nb-96	23.3 час	Б	3.1 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.3 х 10(-10)	4.2 х 10(-10)	3.4 х 10(-10)
		П	4.7 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.8 х 10(-10)	6.3 х 10(-10)
		М	4.9 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)	6.6 х 10(-10)
Nb-97	1.20 час	Б	2.2 х 10(-10)	1.5 х 10(-10)	6.8 х 10(-11)	4.2 х 10(-11)	2.5 х 10(-11)	2.1 х 10(-11)
		П	3.7 х 10(-10)	2.5 х 10(-10)	1.2 х 10(-10)	7.7 х 10(-11)	5.2 х 10(-11)	4.3 х 10(-11)
		М	3.8 х 10(-10)	2.6 х 10(-10)	1.2 х 10(-10)	8.1 х 10(-11)	5.5 х 10(-11)	4.5 х 10(-11)
Mo-99	2.75 сут	Б	2.3 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	7.7 х 10(-10)	4.7 х 10(-10)	2.6 х 10(-10)	2.2 х 10(-10)
		П	6.0 х 10(-9)	4.4 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	8.9 х 10(-10)
		М	6.9 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.9 х 10(-10)
Tc-99m	6.02 час	Б	1.2 х 10(-10)	8.7 х 10(-11)	4.1 х 10(-11)	2.4 х 10(-11)	1.5 х 10(-11)	1.2 х 10(-11)
		П	1.3 х 10(-10)	9.9 х 10(-11)	5.1 х 10(-11)	3.4 х 10(-11)	2.4 х 10(-11)	1.9 х 10(-11)
		М	1.3 х 10(-10)	1.0 х 10(-10)	5.2 х 10(-11)	3.5 х 10(-11)	2.5 х 10(-11)	2.0 х 10(-11)
Ru-103	39.3 сут	Б	4.2 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)	5.6 х 10(-10)	4.8 х 10(-10)
		П	1.1 х 10(-8)	8.4 х 10(-9)	5.0 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)
		М	1.3 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	6.0 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)
Ru-106	1.01 лет	Б	7.2 х 10(-8)	5.4 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	9.2 х 10(-9)	7.9 х 10(-9)
		П	1.4 х 10(-7)	1.1 х 10(-7)	6.4 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	3.1 х 10(-8)	2.8 х 10(-8)
		М	2.6 х 10(-7)	2.3 х 10(-7)	1.4 х 10(-7)	9.1 х 10(-8)	7.1 х 10(-8)	6.6 х 10(-8)
Rh-103m	0.935 час	Б	8.6 х 10(-12)	5.9 х 10(-12)	2.7 х 10(-12)	1.6 х 10(-12)	1.0 х 10(-12)	8.6 х 10(-13)
		П	1.9 х 10(-11)	1.2 х 10(-11)	6.3 х 10(-12)	4.0 х 10(-12)	3.0 х 10(-12)	2.5 х 10(-12)
		М	2.0 х 10(-11)	1.3 х 10(-11)	6.7 х 10(-12)	4.3 х 10(-12)	3.2 х 10(-12)	2.7 х 10(-12)
Rh-105	1.47 сут	Б	1.0 х 10(-9)	6.9 х 10(-10)	3.0 х 10(-10)	1.8 х 10(-10)	9.6 х 10(-11)	8.2 х 10(-11)
		П	2.2 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	7.4 х 10(-10)	5.2 х 10(-10)	4.1 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)
		М	2.4 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	8.0 х 10(-10)	5.6 х 10(-10)	4.5 х 10(-10)	3.5 х 10(-10)
Rh-106m	2.20 час	Б	5.7 х 10(-10)	4.5 х 10(-10)	2.2 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	8.0 х 10(-11)	6.5 х 10(-11)
		П	8.2 х 10(-10)	6.3 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)	1.3 х 10(-10)	1.1 х 10(-10)
		М	8.5 х 10(-10)	6.5 х 10(-10)	3.3 х 10(-10)	2.1 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	1.1 х 10(-10)
Pd-109	13.4 час	Б	1.5 х 10(-9)	9.9 х 10(-10)	4.2 х 10(-10)	2.6 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	1.2 х 10(-10)
		П	2.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	8.8 х 10(-10)	5.9 х 10(-10)	4.3 х 10(-10)	3.4 х 10(-10)
		М	2.7 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)	6.3 х 10(-10)	4.6 х 10(-10)	3.7 х 10(-10)
Ag-110m	250 сут	Б	3.5 х 10(-8)	2.8 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	9.7 х 10(-9)	6.3 х 10(-9)	5.5 х 10(-9)
		П	3.5 х 10(-8)	2.8 х 10(-8)	1.7 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	9.2 х 10(-9)	7.6 х 10(-9)
		М	4.6 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)
Ag-111	7.45 сут	Б	4.8 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	8.8 х 10(-10)	4.8 х 10(-10)	4.0 х 10(-10)
		П	9.2 х 10(-9)	6.6 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
		М	9.9 х 10(-9)	7.1 х 10(-9)	3.8 х 10(-9)	2.7 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)
Ag-112	3.12 час	Б	9.8 х 10(-10)	6.4 х 10(-10)	2.8 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)	9.1 х 10(-11)	7.6 х 10(-11)
		П	1.7 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	5.1 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)
		М	1.8 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	5.4 х 10(-10)	3.4 х 10(-10)	2.1 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)
Cd-115	2.23 сут	Б	4.0 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.5 х 10(-10)	4.3 х 10(-10)	3.5 х 10(-10)
		П	6.7 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.8 х 10(-10)
		М	7.2 х 10(-9)	5.1 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)
In-115m	4.49 час	Б	2.8 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	8.4 х 10(-11)	5.1 х 10(-11)	2.8 х 10(-11)	2.4 х 10(-11)
		П	4.7 х 10(-10)	3.3 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)	1.1 х 10(-10)	7.2 х 10(-11)	59 х 10(-11)
Sn-121	1.13 сут	Б	7.7 х 10(-10)	5.0 х 10(-10)	2.2 х 10(-10)	1.3 х 10(-10)	7.0 х 10(-11)	6.0 х 10(-11)
		П	1.5 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	5.1 х 10(-10)	3.6 х 10(-10)	2.9 х 10(-10)	2.3 х 10(-10)
Sb-122	2.70 сут	Б	4.2 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	8.4 х 10(-10)	4.4 х 10(-10)	3.6 х 10(-10)
		П	8.3 х 10(-9)	5.7 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)
		М	8.8 х 10(-9)	6.1 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)
Sb-124	60.2 сут	Б	1.2 х 10(-8)	8.8 х 10(-9)	4.3 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)
		П	3.1 х 10(-8)	2.4 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	9.6 х 10(-9)	7.7 х 10(-9)	6.4 х 10(-9)
		М	3.9 х 10(-8)	3.1 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	8 6 х 10(-9)
Sb-125	2.77 лет	Б	8.7 х 10(-9)	6.8 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	2.3 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)
		П	2.0 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	1.0 х 10(-10)	6.8 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)
		М	4.2 х 10(-8)	3.8 х 10(-8)	2.4 х 10(-10)	1.6 х 10(-8)	1.4 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)
Sb-128	9.01 час	Б	2.1 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)	5.1 х 10(-10)	2.9 х 10(-10)	2.3 х 10(-10)
		П	3.3 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	5.0 х 10(-10)	4.0 х 10(-10)
		М	3.4 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)	5.2 х 10(-10)	4.2 х 10(-10)
Sb-128	0.173 час	Б	9.8 х 10(-11)	6.9 х 10(-11)	3.2 х 10(-11)	2.0 х 10(-11)	1.2 х 10(-11)	1.0 х 10(-11)
		П	1.3 х 10(-10)	9.2 х 10(-11)	4.3 х 10(-11)	2.7 х 10(-11)	1.7 х 10(-11)	1.4 х 10(-11)
		М	1.4 х 10(-10)	9.4 х 10(-11)	4.4 х 10(-11)	2.8 х 10(-11)	1.8 х 10(-11)	1.5 х 10(-11)
Sb-129	4.32 час	Б	1.1 х 10(-9)	8.2 х 10(-10)	3.8 х 10(-10)	2.3 х 10(-10)	1.3 х 10(-10)	1.0 х 10(-10)
		П	2.0 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	6.8 х 10(-10)	4.4 х 10(-10)	2.9 х 10(-10)	2.3 х 10(-10)
		М	2.1 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	7.2 х 10(-10)	4.6 х 10(-10)	3.0 х 10(-10)	2.5 х 10(-10)
Те-127	9.35 час	Б	4.3 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	8.5 х 10(-11)	4.5 х 10(-11)	3.9 х 10(-11)
		П	1.0 х 10(-9)	7.3 х 10(-10)	3.6 х 10(-10)	2.4 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)	1.3 х 10(-10)
		М	1.2 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	3.9 х 10(-10)	2.6 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)
Те-127m	109 сут	Б	2.1 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	6.5 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
		П	3.5 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	9.2 х 10(-9)	7.4 х 10(-9)
		М	4.1 х 10(-8)	3.3 х 10(-8)	2.0 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	1.2 х 10(-9)	9.8 х 10(-9)
Те-129m	33.6 сут	Б	2.0 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	5.8 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)
		П	3.5 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	9.8 х 10(-9)	8.0 х 10(-9)	6.6 х 10(-9)
		М	3.8 х 10(-8)	2.9 х 10(-8)	1.7 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	9.6 х 10(-9)	7.9 х 10(-9)
Te-131	0.417 час	Б	2.3 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)	9.9 х 10(-11)	5.3 х 10(-11)	3.3 х 10(-11)	2.3 х 10(-11)
		П	2.6 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)	8.1 х 10(-11)	5.2 х 10(-11)	3.5 х 10(-11)	2.8 х 10(-11)
		М	2.4 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)	7.4 х 10(-11)	4.9 х 10(-11)	3.3 х 10(-11)	2.8 х 10(-11)
Te-131m	1.25 сут	Б	8.7 х 10(-9)	7.6 х 10(-9)	3.9 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	8.6 х 10(-10)
		П	7.9 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.4 х 10(-9)
		М	7.0 х 10(-9)	5.1 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	9.1 х 10(-9)
Te-132	3.26 сут	Б	2.2 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	8.5 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)
		П	1.6 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	6.4 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)
		М	1.5 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	5.8 х 10(-9)	3.8 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)
I-129	1.57 х 10(7) лет	Б	7.2 х 10(-8)	8.6 х 10(-8)	6.1 х 10(-8)	6.7 х 10(-8)	4.6 х 10(-8)	3.6 х 10(-8)
		П	3.6 х 10(-8)	3.3 х 10(-8)	2.4 х 10(-8)	2.4 х 10(-8)	1.9 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)
		М	2.9 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	9.8 х 10(-9)
I-130	12.4 час	Б	8.2 х 10(-9)	7.4 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	6.7 х 10(-10)
		П	4.3 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	9.2 х 10(-10)	5.8 х 10(-10)	4.5 х 10(-10)
		М	3.3 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	5.1 х 10(-10)	4.1 х 10(-10)
I-131	8.04 сут	Б	7.2 х 10(-8)	7.1 х 10(-8)	3.7 х 10(-8)	1.9 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	7.4 х 10(-9)
		П	2.2 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	8.2 х 10(-9)	4.7 х 10(-9)	3.4 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)
		М	8.8 х 10(-9)	6.2 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)
I-133	20.8 час	Б	1.9 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	8.3 х 10(-9)	3.8 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
		П	6.6 х 10(-9)	4.4 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	7.4 х 10(-10)	5.5 х 10(-10)
		М	3.8 х 10(-9)	2.9 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	9.0 х 10(-10)	5.3 х 10(-10)	4.3 х 10(-10)
I-135	6.61 час	Б	4.1 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	4.8 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)
		П	2.2 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	7.8 х 10(-10)	4.7 х 10(-10)	3.0 х 10(-10)	2.4 х 10(-10)
		М	1.8 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	6.5 х 10(-10)	4.2 х 10(-10)	2.7 х 10(-10)	2.2 х 10(-10)
Cs-134	2.06 лет	Б	1.1 х 10(-8)	7.3 х 10(-9)	5.2 х 10(-9)	5.3 х 10(-9)	6.3 х 10(-9)	6.6 х 10(-9)
		П	3.2 х 10(-8)	2.6 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	9.1 х 10(-9)
		М	7.0 х 10(-8)	6.3 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	2.8 х 10(-8)	2.3 х 10(-8)	2.0 х 10(-8)
Cs-136	13.1 сут	Б	7.3 х 10(-9)	5.2 х 10(-9)	2.9 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)
		П	1.3 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	6.0 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)
		М	1.5 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	5.7 х 10(-9)	4.1 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	2.8 х 10(-9)
Cs-137	30.0 лет	Б	8.8 х 10(-9)	5.4 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	4.4 х 10(-9)	4.6 х 10(-9)
		П	3.6 х 10(-8)	2.9 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	1.3 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	9.7 х 10(-9)
		М	1.1 х 10(-7)	1.0 х 10(-7)	7.0 х 10(-8)	4,8 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	3.9 х 10(-9)
Ba-140	12.7 сут	Б	1.4 х 10(-8)	7.8 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)
		П	2.7 х 10(-8)	2.0 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	7.6 х 10(-9)	6.2 х 10(-9)	5.1 х 10(-9)
		М	2.9 х 10(-8)	2.2 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	8.6 х 10(-9)	7.1 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)
La- 140	1.68 сут	Б	5.8 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	6.9 х 10(-10)	5.7 х 10(-10)
		П	8.8 х 10(-9)	6.3 х 10(-9)	3.1 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)
La-141	3.93 час	Б	8.6 х 10(-10)	5.5 х 10(-10)	2.3 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	7.5 х 10(-11)	6.3 х 10(-11)
		П	1.4 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)	4.3 х 10(-10)	2.8 х 10(-10)	1.8 х 10(-10)	1.5 х 10(-10)
Ce-141	32.5 сут	Б	1.1 х 10(-8)	7.3 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)
		П	1.4 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	6.3 х 10(-9)	4.6 х 10(-9)	4.1 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)
		М	1.6 х 10(-8)	1.2 х 10(-8)	7.1 х 10(-9)	5.3 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)	3.8 х 10(-9)
Ce-143	1.38 сут	Б	3.6 х 10(-9)	2.3 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	6.2 х 10(-9)	3.3 х 10(-10)	2.7 х 10(-10)
		П	5.6 х 10(-9)	3.9 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)	7.5 х 10(-10)
		М	5.9 х 10(-9)	4.1 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)
Ce-144	284 сут	Б	3.6 х 10(-7)	2.7 х 10(-7)	1.4 х 10(-7)	7.8 х 10(-8)	4.8 х 10(-8)	4.0 х 10(-8)
		П	1.9 х 10(-7)	1.6 х 10(-7)	8.8 х 10(-8)	5.5 х 10(-8)	4.1 х 10(-8)	3.6 х 10(-8)
		М	2.1 х 10(-7)	1.8 х 10(-7)	1.1 х 10(-7)	7.3 х 10(-8)	5.8 х 10(-8)	5.3 х 10(-8)
Pr-142	19.1 час	П	5.3 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	6.2 х 10(-10)	5.2 х 10(-10)
		М	5.5 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	6.6 х 10(-10)	5.5 х 10(-10)
Pr-143	13.6 сут	П	1.2 х 10(-8)	8.4 х 10(-9)	4.6 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	2.7 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)
		М	1.3 х 10(-8)	9.2 х 10(-9)	5.1 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)
Pr-144	0.288 час	П	1.9 х 10(-10)	1.2 х 10(-10)	5.0 х 10(-11)	3.2 х 10(-11)	2.1 х 10(-11)	1.8 х 10(-11)
		М	1.9 х 10(-10)	1.2 х 10(-10)	5.2 х 10(-11)	3.4 х 10(-11)	2.1 х 10(-11)	1.8 х 10(-11)
Pr-145	5.98 час	П	1.6 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	4.7 х 10(-10)	3.0 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	1.6 х 10(-10)
		М	1.6 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	4.9 х 10(-10)	3.2 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)
Nd-147	1.0 сут	П	1.1 х 10(-8)	8.0 х 10(-9)	4.5 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)
		М	1.2 х 10(-8)	8.6 х 10(-9)	4.9 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	3.0 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)
Pm-147	2.62 лет	П	2.1 х 10(-8)	1.8 х 10(-8)	1.1 х 10(-8)	7.0 х 10(-9)	5.7 х 10(-9)	5.0 х 10(-9)
		М	1.9 х 10(-8)	1.6 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	6.8 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)	4.9 х 10(-9)
Pm-149	2.21 сут	П	5.0 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)	6.7 х 10(-10)
		М	5.3 х 10(-9)	3.6 х 10(-9)	1.8 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.0 х 10(-10)	7.3 х 10(-10)
Pm-151	1.18 сут	П	3.3 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	8.3 х 10(-10)	5.3 х 10(-10)	4.3 х 10(-10)
		М	3.4 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	5.7 х 10(-10)	4.6 х 10(-10)
Sm-151	90.0 лет	П	1.1 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	6.7 х 10(-9)	4.5 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)
Sm-153	1.95 сут	П	4.2 х 10(-9)	2.9 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	1.0 х 10(-9)	7.9 х 10(-10)	6.3 х 10(-10)
Eu-152	13.3 лет	П	1.1 х 10(-7)	1.0 х 10(-7)	7.0 х 10(-8)	4.9 х 10(-8)	4.3 х 10(-8)	4.2 х 10(-8)
Eu-154	8.80 лет	П	1.6 х 10(-7)	1.5 х 10(-7)	9.7 х 10(-8)	6.5 х 10(-8)	5.6 х 10(-8)	5.3 х 10(-8)
Eu-155	4.96 лет	П	2.6 х 10(-8)	2.3 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	9.2 х 10(-9)	7.6 х 10(-9)	6.9 х 10(-9)
Eu-156	15.2 сут	П	1.9 х 10(-8)	1.4 х 10(-8)	7.7 х 10(-9)	5.3 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	3.4 х 10(-9)
Eu-157	15.1 час	П	2.5 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	8.9 х 10(-10)	5.9 х 10(-10)	3.5 х 10(-10)	2.9 х 10(-10)
Tb-160	72.3 сут	П	3.2 х 10(-8)	2.5 х 10(-8)	1.5 х 10(-8)	1.0 х 10(-8)	8.6 х 10(-9)	7.0 х 10(-9)
Tb-161	6.91 сут	П	6.6 х 10(-9)	4.7 х 10(-9)	2.6 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)
Bi-210	5.01 сут	Б	1.1 х 10(-8)	6.9 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	1.1 х 10(-9)
		П	3.9 х 10(-7)	3.0 х 10(-7)	1.9 х 10(-7)	1.3 х 10(-7)	1.1 х 10(-7)	9.3 х 10(-8)
Bi-210m	3.00 х 10(6) лет	Б	4.1 х 10(-7)	2.6 х 10(-7)	1.3 х 10(-7)	8.3 х 10(-8)	5.6 х 10(-8)	4.6 х 10(-8)
		П	1.5 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	7.0 х 10(-6)	4.8 х 10(-6)	4.1 х 10(-6)	3.4 х 10(-6)
Po-210	138 сут	Б	7.3 х 10(-6)	4.8 х 10(-6)	2.2 х 10(-6)	1.3 х 10(-6)	7.6 х 10(-7)	6.0 х 10(-7)
		П	1.5 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	6.6 х 10(-6)	4.6 х 10(-6)	4.0 х 10(-6)	3.3 х 10(-6)
		М	1.8 х 10(-5)	1.4 х 10(-5)	8.6 х 10(-6)	5.9 х 10(-6)	5.1 х 10(-6)	4.3 х 10(-6)
Ra-226	1.60 х 10(3) лет	Б	2.6 х 10(-6)	9.4 х 10(-7)	5.5 х 10(-7)	7.2 х 10(-7)	1.3 х 10(-6)	3.6 х 10(-7)
		П	1.5 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	7.0 х 10(-6)	4.9 х 10(-6)	4.5 х 10(-6)	3.5 х 10(-6)
		М	3.4 х 10(-5)	2.9 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.2 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	9.5 х 10(-6)
Ra-228	5.75 лет	Б	1.7 х 10(-5)	5.7 х 10(-6)	3.1 х 10(-6)	3.6 х 10(-6)	4.6 х 10(-6)	9.0 х 10(-7)
		П	1.5 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	6.3 х 10(-6)	4.6 х 10(-6)	4.4 х 10(-6)	2.6 х 10(-6)
		М	4.9 х 10(-5)	4.8 х 10(-5)	3.2 х 10(-5)	2.0 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)
Th-232	1.40 х 10(10) лет	Б	2.3 х 10(-4)	2.2 х 10(-4)	1.6 х 10(-4)	1.3 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)
		П	8.3 х 10(-5)	8.1 х 10(-5)	6.3 х 10(-10)	5.0 х 10(-5)	4.7 х 10(-5)	4.5 х 10(-5)
		М	5.4 х 10(-5)	5.0 х 10(-5)	3.7 х 10(-10)	2.6 х 10(-5)	2.5 х 10(-5)	2.5 х 10(-5)
U-233	1.58 х 10(5) лет	Б	2.2 х 10(-6)	1.4 х 10(-6)	9.1 х 10(-7)	8.2 х 10(-7)	8.5 х 10(-7)	5.7 х 10(-7)
		П	1.5 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	7.1 х 10(-6)	4.9 х 10(-6)	4.3 х 10(-6)	3.5 х 10(-6)
		М	3.4 х 10(-5)	2.9 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.2 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	9.5 х 10(-6)
U-234	2.44 х 10(5) лет	Б	2.1 х 10(-6)	1.4 х 10(-6)	9.0 х 10(-7)	8.0 х 10(-7)	8.2 х 10(-7)	5.6 х 10(-7)
		П	1.5 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	7.0 х 10(-6)	4.8 х 10(-6)	4.2 х 10(-6)	3.5 х 10(-6)
		М	3.3 х 10(-5)	2.9 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.2 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	9.4 х 10(-6)
U-235	7.04 х 10(8) лет	Б	2.0 х 10(-6)	1.3 х 10(-6)	8.5 х 10(-7)	7.5 х 10(-7)	7.7 х 10(-7)	5.2 х 10(-7)
		П	1.3 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	6.3 х 10(-6)	4.3 х 10(-6)	3.7 х 10(-6)	3.1 х 10(-6)
		М	3.3 х 10(-5)	2.6 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	9.2 х 10(-6)	8.5 х 10(-6)
U-237	6.75 сут	Б	1.8 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)	6.6 х 10(-10)	4.2 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	1.8 х 10(-10)
		П	7.8 х 10(-9)	5.7 х 10(-9)	3.3 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)
		М	8.7 х 10(-9)	6.4 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	2.7 х 10(-9)	2.4 х 10(-9)	1.9 х 10(-9)
U-238	4.47 х 10(9) лет	Б	1.9 х 10(-6)	1.3 х 10(-6)	8.2 х 10(-7)	7.3 х 10(-7)	7.4 х 10(-7)	5.0 х 10(-7)
		П	1.2 х 10(-5)	9.4 х 10(-6)	5.9 х 10(-6)	4.0 х 10(-6)	3.4 х 10(-6)	2.9 х 10(-6)
		М	2.9 х 10(-5)	2.5 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	8.7 х 10(-6)	8.0 х 10(-6)
Np-238	2.12 сут	Б	9.0 х 10(-9)	7.9 х 10(-9)	4.8 х 10(-9)	3.7 х 10(-9)	3.3 х 10(-9)	3.5 х 10(-9)
		П	7.3 х 10(-9)	5.8 х 10(-9)	3.4 х 10(-9)	2.5 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)
		М	8.1 х 10(-9)	6.2 х 10(-9)	3.2 х 10(-9)	2.1 х 10(-9)	1.7 х 10(-9)	1.5 х 10(-9)
Np-239	2.36 сут	Б	2.6 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	6.3 х 10(-10)	3.8 х 10(-10)	2.1 х 10(-10)	1.7 х 10(-10)
		П	5.9 х 10(-9)	4.2 х 10(-9)	2.0 х 10(-9)	1.4 х 10(-9)	1.2 х 10(-9)	9.3 х 10(-10)
		М	5.6 х 10(-9)	4.0 х 10(-9)	2.2 х 10(-9)	1.6 х 10(-9)	1.3 х 10(-9)	1.0 х 10(-10)
Pu-238	87.7 лет	Б	2.0 х 10(-4)	1.9 х 10(-4)	1.4 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)	1.0 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)
		П	7.7 х 10(-5)	7.4 х 10(-5)	5.6 х 10(-5)	4.4 х 10(-5)	4.3 х 10(-5)	4.6 х 10(-5)
		М	4.5 х 10(-5)	4.0 х 10(-5)	2.7 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)
Pu-239	2.41 х 10(4) лет	Б	2.1 х 10(-4)	2.0 х 10(-4)	1.5 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)
		П	8.0 х 10(-5)	7.7 х 10(-5)	6.0 х 10(-5)	4.8 х 10(-5)	4.7 х 10(-5)	5.0 х 10(-5)
		М	4.3 х 10(-5)	3.9 х 10(-5)	2.1 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)
Pu-240	6.54 х 10(3) лет	Б	2.1 х 10(-4)	2.0 х 10(-4)	1.5 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)
		П	8.0 х 10(-5)	7.7 х 10(-5)	6.0 х 10(-5)	4.8 х 10(-5)	4.7 х 10(-5)	5.0 х 10(-5)
		М	4.3 х 10(-5)	3.9 х 10(-5)	2.7 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)
Pu-241	14.4 лет	Б	2.8 х 10(-6)	2.9 х 10(-6)	2.6 х 10(-6)	2.4 х 10(-6)	2.2 х 10(-6)	2.3 х 10(-6)
		П	9.1 х 10(-7)	9.7 х 10(-7)	9.2 х 10(-7)	8.3 х 10(-7)	8.6 х 10(-7)	9.0 х 10(-7)
		М	2.2 х 10(-7)	2.3 х 10(-7)	2.0 х 10(-7)	1.7 х 10(-7)	1.7 х 10(-7)	1.7 х 10(-7)
Pu-242	3.76 х 10(5) лет	Б	2.0 х 10(-4)	1.9 х 10(-4)	1.4 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)	1.1 х 10(-4)
		П	7.6 х 10(-5)	7.3 х 10(-5)	5.7 х 10(-5)	4.5 х 10(-5)	4.5 х 10(-5)	4.7 х 10(-5)
		М	4.0 х 10(-5)	3.6 х 10(-5)	2.5 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)	1.5 х 10(-5)
Pu-243	4.95 час	Б	2.7 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	8.8 х 10(-11)	5.7 х 10(-11)	3.5 х 10(-11)	3.2 х 10(-11)
		П	5.6 х 10(-10)	3.9 х 10(-10)	1.9 х 10(-10)	1.3 х 10(-10)	8.7 х 10(-11)	8.3 х 10(-11)
		М	6.0 х 10(-10)	4.1 х 10(-10)	2.0 х 10(-10)	1.4 х 10(-10)	9.2 х 10(-11)	8.6 х 10(-11)
Am-241	4.32 х 10(2) лет	Б	1.8 х 10(-4)	1.8 х 10(-4)	1.2 х 10(-4)	1.0 х 10(-4)	9.2 х 10(-5)	9.6 х 10(-5)
		П	7.3 х 10(-5)	6.9 х 10(-5)	5.1 х 10(-5)	4.0 х 10(-5)	4.0 х 10(-5)	4.2 х 10(-5)
		М	4.6 х 10(-5)	4.0 х 10(-5)	2.7 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.6 х 10(-5)
Cm-242	163 сут	Б	2.7 х 10(-5)	2.1 х 10(-5)	1.0 х 10(-5)	6.1 х 10(-6)	4.0 х 10(-6)	3.3 х 10(-6)
		П	2.2 х 10(-5)	1.8 х 10(-5)	1.1 х 10(-5)	7.3 х 10(-6)	6.4 х 10(-6)	5.2 х 10(-6)
		М	2.4 х 10(-5)	1.9 х 10(-5)	1.2 х 10(-5)	8.2 х 10(-6)	7.3 х 10(-6)	5.9 х 10(-6)
Cm-244	18.1 лет	Б	1.5 х 10(-4)	1.3 х 10(-4)	8.3 х 10(-5)	6.1 х 10(-5)	5.3 х 10(-5)	5.7 х 10(-5)
		П	6.2 х 10(-5)	5.7 х 10(-5)	3.7 х 10(-5)	2.7 х 10(-5)	2.6 х 10(-5)	2.7 х 10(-5)
		М	4.4 х 10(-5)	3.8 х 10(-5)	2.5 х 10(-5)	1.7 х 10(-5)	1.5 х 10(-5)	1.3 х 10(-5)

_____________________________

* International Basic Safety Standards for Protection against Ionizing Radiation and for Safety of Radiation Sources, IAEA, Vienna, 1996.

Приложение 4.4

Перечень
медицинских противопоказаний для работников объектов использования атомной энергии*

1. Врожденные аномалии органов с выраженной недостаточностью их функций.

2. Органические заболевания центральной нервной системы со стойкими выраженными нарушениями ее функций.

3. Хронические психические заболевания и приравненные к ним состояния; пограничные психические расстройства, требующие динамического наблюдение психиатра.

4. Эпилепсия и синкопальные состояния.

5. Наркомания, токсикомания, хронический алкоголизм.

6. Болезни эндокринной системы с выраженными нарушениями функций.

7. Злокачественные новообразования (после радикального лечения и достижения стойкой ремиссии вопрос допуска к работе решается индивидуально).

8. Все злокачественные заболевания крови.

9. Доброкачественные новообразования, препятствующие ношению спецодежды и туалету кожных покровов.

10. Предопухолевые заболевания (вопрос допуска к работе решается индивидуально).

11. Наличие стойких последствий после перенесенной острой и хронической лучевой болезни (при полном клиническом восстановлении вопрос допуска к работе решается индивидуально).

12. Гипертоническая болезнь с кризовым течением и (или) признаками недостаточности кровообращения.

13. Болезни сердца с недостаточностью кровообращения.

14. Хронические болезни бронхо-легочной системы с дыхательной недостаточностью и (или) с наличием бронхоспастического компонента.

15. Активные формы туберкулеза любой локализации.

16. Язвенная болезнь желудка, 12-перстной кишки с хроническим рецидивирующим течением и наклонностью к кровотечениям.

17. Циррозы печени и активные хронические гепатиты.

18. Хронические заболевания желчевыводящей системы с частыми или тяжелыми приступами.

19. Хронические панкреатиты и колиты с частыми обострениями.

20. Хронические болезни почек с явлениями почечной недостаточности. Мочекаменная болезнь с частыми приступами или осложнениями.

21. Болезни соединительной ткани.

22. Заболевания периферических сосудов с выраженными признаками недостаточности кровообращения и трофическими расстройствами.

23. Хронические гнойные заболевания придаточных пазух носа, хронические средние гнойные отиты с частыми обострениями.

24. Глаукома декомпенсированная.

25. Острота зрения с коррекцией ниже 0,5 Д на одном глазу и 0,2 Д на другом. Рефракция скиаскопически: прогрессирующая близорукость при нормальном глазном дне до 10,0 Д, дальнозоркость до 10,0 Д, дальнозоркость до 8,0 Д, астигматизм не более 3,0 Д.

26. Катаракта с прогрессирующим значительным снижением зрения.

27. Заболевания зрительного нерва и сетчатки.

28. Анофтальм.

29. Болезни нервно-мышечной системы и опорно-двигательного аппарата со стойкими нарушениями функций, мешающие выполнению обязанностей по профессии.

30. Хронические заболевания кожи, в том числе грибковые, препятствующие гигиеническим процедурам, ношению спецодежды и затрудняющие дезактивацию.

31. Стойкие изменения состава периферической крови (подтвержденные при клиническом обследовании с последующим индивидуальным решением): содержание гемоглобина менее 130 г/л для мужчин и 120 г/л для женщин; лейкоцитов менее 4.5 х 10(9)/л и более 9.0 х 10(9)/л; тромбоцитов - менее 180 х 10(9)/л и более 350 х 10(9)/л.

32. Беременность и период лактации. Привычное невынашивание и аномалии плода в анамнезе у женщин, планирующих деторождение.

33. Нарушение менструальной функции, сопровождающееся маточными кровотечениями.

34. Хронические воспалительные заболевания матки и придатков с частыми обострениями (после проведения лечения вопрос допуска к работе решается индивидуально).

_____________________________

* Выдержка из Постановления Правительства Российской Федерации от 01.03.1997 г. "О перечне медицинских противопоказаний и перечне должностей, на которые распространяются данные противопоказания, а также требованиях к проведению медицинских осмотров и психофизиологических обследований работников объектов использования атомной энергии".

Приложение 4.5

Рекомендации
по применению препаратов стабильного йода населением для защиты щитовидной железы и организма от радиоактивных изотопов йода*

1. При авариях ядерного реактора происходит выброс в окружающую среду значительных количеств радиоизотопов йода. При попадании в организм радиоизотопы йода избирательно накапливаются в щитовидной железе, вызывая ее поражение (нарушение йодфиксирующей функции, некробиотические и атрофические изменения, бластомогенное действие).

Особую радиобиологическую опасность представляют 131-135 I.

Радиоактивные изотопы йода могут поступать в организм через органы пищеварения, дыхания, раневые и ожоговые поверхности кожи.

В ранний период после аварии опасность представляет ингаляционное поступление радиоизотопов йода.

Наибольшее практическое значение имеет алиментарное поступление радиоактивного йода при употреблении молока и молочных продуктов от животных, выпасаемых на загрязненных радиоактивным йодом пастбищах, а также поверхностно загрязненных овощей, фруктов.

2. Для защиты организма от накопления радиоактивных изотопов йода в критическом органе - щитовидной железе и теле применяются препараты стабильного йода. Препараты стабильного йода вызывают блокаду щитовидной железы, снижают накопление радиоизотопов йода в щитовидной железе и ее облучение.

В Российской Федерации рекомендован и применяется йодистый калий. Своевременный прием йодистого калия обеспечивает снижение дозы облучения щитовидной железы на 97-99% и в десятки раз - всего организма. Разработаны стабилизированные таблетки йодистого калия, дозы его применения: 0,125 г для взрослых и детей старше 2 лет. Срок хранения таблетки 4 года.

Для расширения арсенала средств защиты щитовидной железы от радиоизотопов йода в дополнение к йодиду калия рекомендуются другие препараты йода: раствор Люголя и 5% настойка йода, оказывающих равное с йодистым калием защитное действие при поступлении внутрь радиойода. Указанные препараты доступны для населения, так как почти всегда имеются в домашних аптечках.

Более широкий набор препаратов йода для защиты щитовидной железы от радиоизотопов йода позволит в чрезвычайных условиях оперативно осуществить необходимые меры по обеспечению радиационной безопасности населения, находящегося в зоне радиоактивного выброса или употребляющего загрязненные радиоактивным йодом молоко и другие продукты питания. При отсутствии йодида калия раствор Люголя и настойка йода могут его заменить.

3. Йодистый калий применяют в следующих дозах (в одном из предлагаемых вариантов):

взрослым и детям от 2 лет и старше по 1 таблетке по 0,125 г, детям до 2 лет - по 1 таблетке по 0,040 г на прием внутрь ежедневно; беременным женщинам - по 1 таблетке по 0,125 г с одновременным приемом перхлората калия 0,75 г (3 таблетки по 0,25 г).

5% настойка йода применяется взрослым и подросткам старше 14 лет по 44 капли 1 раз в день или по 20-22 капли 2 раза в день после еды на 1/2 стакана молока или воды. Детям от 5 лет и старше 5% настойка йода применяется в 2 раза меньшем количестве, чем взрослых, т.е. по 20-22 капли 1 раз в день или по 10-11 капель 2 раза в день на 1/2 стакана молока или воды. Детям до 5 лет настойку йода внутрь не назначают.

Настойка йода может применяться путем нанесения на кожу. Защитный эффект нанесения настойки йода на кожу сопоставим с ее приемом внутрь в тех же дозах. Настойка йода наносится тампоном в виде полос на предплечье, голени. Этот способ защиты особенно приемлем у детей младшего возраста (моложе 5 лет) поскольку перорально настойка йода у них не применяется. Для исключения ожогов кожи целесообразно использовать не 5%-ную, а 2,5% настойку йода. Детям от 2-х до 5 лет настойку йода наносят из расчета 20-22 капли в день, детям до 2-х лет - в половинной дозе, т.е. 10-11 капель в день.

Раствор Люголя применяется взрослым и подросткам старше 14 лет по 22 капли 1 раз в день или по 10-11 капель 2 раза в день после еды на 1/2 стакана молока или воды. Детям от 5 лет и старше раствор Люголя применяется в 2 раза меньшем количестве, чем для взрослых, т.е. по 10-11 капель 1 раз в день или по 5-6 капель 2 раза в день на 1/2 стакана молока или воды. Детям до 5 лет раствор Люголя не назначается.

Препараты йода применяются до исчезновения угрозы поступления в организм радиоактивных изотопов йода.

4. Для осуществления своевременной защиты населения от радиоактивных изотопов йода лечебно-профилактические учреждения создают запас йодида калия на все обслуживаемое население из расчета приема его в течение 7 дней. Предполагается, что за это время будет принято решение либо об эвакуации населения, либо исключено поступление радиойода в организм людей.

Обеспечение населения йодистым калием, раствором Люголя и 2,5%-5% настойкой йода производится через аптечную сеть, для чего в аптеках создается необходимый запас препаратов йода.

Часть запасов йодистого калия медучреждение передает в детские дошкольные учреждения, интернаты, больницы, родильные дома и т.д., где они оперативно могут быть применены.

5. Прием препаратов йода осуществляется населением самостоятельно согласно рекомендациям по их применению, для чего необходимо размножить в необходимом количестве памятки, которые можно получить в любой аптеке, а перечисленные выше учреждения обеспечить ими заранее.

Предлагаемые препараты стабильного йода не представляют опасности для организма в рекомендуемых дозах для защиты организма от радиоактивных изотопов йода, не оказывают побочного действия. Однако следует избегать передозировок.

Поэтому органами здравоохранения проводится разъяснительная работа через печать, радио, телевидение о показаниях к применению препаратов, порядка их применения, хранения и о поведении населения.

6. Йодная профилактика начинается немедленно при угрозе загрязнения воздуха и территории в результате аварии ядерных реакторов, утечки или выбросов промпредприятиями в атмосферу продуктов, содержащих радиоизотопы йода.

После изучения радиационной обстановки специально созданной комиссией принимается решение о продолжении или отмене йодной профилактики.

_____________________________

* (Утверждено Зам. министра здравоохранения РФ 31 марта 1993 г. N 32-015/87 от 01.04.93 г.)

Рекомендации предназначены для начальников МСЧ предприятий Минатома России, начальников медицинской службы гражданской обороны РФ, руководителей органов здравоохранения.

Приложение 4.6.

Краткая характеристика СИЗ и условий их применения

Обеспечение спасателей и медицинского персонала эффективными комплектами средств индивидуальной защиты (СИЗ) является необходимым условием, без которого невозможно осуществить спасение пострадавших и оказание им первой медицинской и первой врачебной помощи без риска поражения самих спасателей и медицинских работников.

Основными вредными факторами, определяющими необходимость применения средств индивидуальной защиты (СИЗ) в условиях радиационных аварий, являются поступление радиоактивных веществ внутрь организма людей и радиоактивное загрязнение кожных покровов, обусловленное радиоактивным загрязнением местности, поверхностей различных объектов и воздуха. Одновременно может возникнуть необходимость защиты людей от токсичных веществ, недостатка кислорода, высокой температуры и других факторов нерадиационной природы, сопровождающих радиационную аварию.

В условиях высоких уровней загрязнения поверхностей бета-активными радионуклидами применение дополнительных СИЗ должно также существенно снизить бета-облучение кожных покровов людей и хрусталика глаз. Это достигается при суммарной поверхностной плотности защитных материалов 0,5-0,6 г/см2.

Применением СИЗ нельзя обеспечить защиту человека от внешнего гамма-излучения. Эта задача решается только применением защитных инженерных сооружений (укрытий, убежищ, защитных экранов), использованием механизмов для дистанционного проведения работ и строгим ограничением времени нахождения персонала или населения в местах с высокими уровнями мощности дозы гамма-излучения.

К средствам индивидуальной защиты, применяемым в условиях радиационных аварий и при ликвидации их последствий, относятся:

- спецодежда основная (комбинезоны, костюмы, халаты, шапочки, носки) из хлопчатобумажных и смешанных тканей и дополнительная (фартуки, нарукавники, полухалаты, полукомбинезоны из пленочных и прорезиненных материалов);

- СИЗ органов дыхания (респираторы, фильтрующие противогазы, изолирующие дыхательные аппараты, пневмомаски, пневмошлемы, пневмокуртки и др.);

- изолирующие костюмы;

- спецобувь (основная и дополнительная);

- средства защиты рук (резиновые, пленочные, хлопчатобумажные перчатки или рукавицы);

- средства защиты глаз (защитные очки, щитки и др.);

- предохранительные приспособления (ручные захваты, пояса и др.).

При организации индивидуальной защиты следует учитывать, что наряду с защитным эффектом некоторые виды СИЗ оказывают нежелательное воздействие на функциональные системы организма человека, затрудняя его теплообмен с окружающей средой или создавая трудности, проявляющиеся в сопротивлении дыханию, давлении лицевых частей СИЗ на мягкие ткани головы, ограничении поля зрения и слуха либо ухудшении разборчивости речи и т.п. Эти факторы имеют особенно большое значение при выполнении работ с использованием СИЗ в неблагоприятных микроклиматических условиях окружающей среды и при выполнении тяжелых работ в противогазах или изолирующих костюмах. Необходимо учитывать, что использование противогазов существенно повышает тяжесть выполняемых работ. Такие работы требуют предварительных тренировок персонала и строгого соблюдения режима труда и отдыха.

Работы в особо неблагоприятных микроклиматических условиях окружающей среды должны проводиться с использованием СИЗ, обеспечивающих теплоизоляцию или теплозащиту организма человека.

Независимо от типа аварии основной комплект спецодежды, в котором спасатели и персонал медицинских бригад направляются в район аварии, включает:

- костюм или комбинезон со шлемом из х/б или смешанных тканей;

- специальный костюм краткосрочного использования из нетканного полотна;

- белье нательное хлопчатобумажное;

- подшлемник или шапочка хлопчатобумажные;

- ботинки или сапоги кожаные;

- носки хлопчатобумажные;

- куртка х/б на утепленной подкладке;

- спальный мешок;

- полотенце.

В холодное время года и при выезде в северные или горные районы дополнительно:

- куртка и брюки утепленные;

- перчатки или рукавицы утепленные;

- сапоги утепленные;

- носки утепленные;

- шапка утепленная.

В дополнение к основному комплекту спецодежды в зависимости от типа аварии в комплект СИЗ включаются перечисленные ниже дополнительные средства индивидуальной защиты.

Для спасателей:

- противогаз изолирующий типа ИП-4, ИП-5;

- респиратор "Лепесток-А или "Лепесток-Апан (при их отсутствии "Лепесток-200"); в зимнее время или при выполнении тяжелых работ клапанный респиратор, например Ф-62Ш;

- респиратор универсальный РМ-2 (при наличии в воздухе паров радиоактивного йода);

- щиток-экран индивидуальный;

- защитный комплект КР-1У или КЗМ-1 или КЗИМ;

- перчатки резиновые технические в комплекте с перчатками-вкладышами хлопчатобумажными. На случай необходимости действия в завалах кроме того:

- каска защитная шахтерская с шахтерской лампой и аккумулятором;

- шахтный самоспасатель ШС-7М.

Для медицинского персонала:

- респиратор РМ-2, "Лепесток-А или "Лепесток-Апан (при их отсутствии "Лепесток-200");

- пленочный полухалат с капюшоном;

- пленочные бахилы;

- перчатки резиновые в комплекте со вкладышами.

Для населения, эвакуируемого из опасной зоны:

- респиратор "Лепесток-А или "Лепесток-Апан (при их отсутствии "Лепесток-200");

- пленочный плащ с капюшоном;

- пленочные бахилы;

- пленочные перчатки.

Загрязненные в ходе аварии радиоактивными или другими вредными веществами спецодежда и другие СИЗ после аварии в зависимости от местных условий и характера загрязнения либо направляются на дезактивацию либо рассматриваются как радиоактивные отходы.

Средства индивидуальной защиты, которые использовались различными группами специалистов в период проведения работ по ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС, включали:

- спецодежду повседневного (различные комбинезоны) и кратковременного (пленочная или из прорезиненных тканей) использования;

- средства защиты органов дыхания (противоаэрозольные и универсальные респираторы, армейские и промышленные фильтрующие противогазы, изолирующие дыхательные аппараты, шланговые СИЗ и др.);

- средства индивидуальной защиты сварщика (пневмомаска ПТС, пневмополумаска ППМ-1, пневмошлем ПШС, пневмокуртка ПКС, пневмокостюм ПКС-Т);

- изолирующие костюмы И-20 с автономной системой подачи воздуха и И-22 с автономной системой жизнеобеспечения;

- изолирующие костюмы (пневмокостюмы, костюмы КЗМ, Л-1 и др.);

- фильтрующие автономные СИЗ (АПК-1, АПШ, АПШ-С);

- автономные источники воздухоснабжения (АИВ-1 и АИВ-3).

- спецобувь (основная и дополнительная).

- средства защиты рук (защитные перчатки, рукавицы и др.).

Приложение 4.7.

Пример организации санитарно-пропускного режима в приемном отделении медицинского учреждения

В случае тяжелого состояния пораженного его направляют в кабинет интенсивной терапии (помещение Г), минуя смотровую палату (помещение В).

Приложение 4.8.

Схема
организации радиационного контроля в окружающей среде на протяжении различных фаз аварии*

Показатели и методы контроля	Ранняя	Промежуточная	Поздняя
1	2	3	4
1. Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе непрерывного контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия
1.1. Мощность экспозиционной дозы гамма- или бета+гамма-излучений (на высоте 1-1,5 м над почвой)	Определение обязательно на всех фазах аварии
1.2. Мощность поглощенной в воздухе дозы гамма- или бета+гамма-излучений на высоте 1-1,5 м над почвой)	Определение обязательно на всех фазах аварии
1.3. Концентрация радиоактивных веществ в воде (по суммарной альфа- и бета-активности)	Определение обязательно при наличии жидких сбросов		Определение не обязательно
Средства контроля по п. 1.1-1.3	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия. Схема размещения станций и объем контроля могут быть изменены.
Методы определений по п. 1.1-1.3	Методы определений не отличаются от методов, применяемых в ходе нормальной деятельности предприятия
2. Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе периодического (систематического) контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия)
2.1. Концентрация радиоактивных веществ в атмосферном воздухе на уровне земли (по суммарной альфа- и бета-активности летучих продуктов и аэрозоля)	Определение обязательно на всех фазах аварии		Определение обязательно при наличии долгоживущих радиологически значимых нуклидов
2.2. Концентрация радионуклида в атмосферном воздухе на уровне земли	Определение обязательно Перечень радионуклидов устанавливается по сценарию аварии.	Определение обязательно. Перечень радионуклидов устанавливается повторно в соответствии с их вкладом в суммарную активность и радиологической значимостью.	Определение не обязательно
2.3. Концентрация радионуклидов в воде	Определение обязательно (в источниках водоснабжения населения, в который может произойти жидкий сброс). Перечень радионуклидов устанавливается по сценарию аварии.	Определение обязательно (в источниках водоснабжения, в которые может произойти жидкий сброс или которые размещены на территории зоны аварийного воздействия при выбросе в атмосферу). Перечень радионуклидов устанавливается повторно.	Определение обязательно (в открытых водоемах являющихся источниками водоснабжения) в случае жидких сбросов. Определение не обязательно в случае выброса в атмосферу. (Осуществляется по программе исследовательского контроля).
Средства контроля по п. 2.1-2.3	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия	1. Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия. Схема размещения станций и объем контроля могут быть изменены. 2. Мобильные лаборатории с временной фиксацией местоположения, оснащенные средствами отбора проб воздуха и воды и измерения их активности. 3. Мобильные отряды, осуществляющие отбор проб.
Методы определений по п. 2.1-2.3	Методы определений могут не отличаться от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия. Может возникнуть необходимость измерения проб только в стационарных лабораториях из-за высокого и переменного радиационного фона в местах размещения станций контроля. Периодичность отбора проб должна быть сокращена до пределов, определяемых необходимостью оценки динамики изменения концентрации и чувствительностью метода определения. Выбранные для анализа образцы должны быть представительными для территории, входящей в прогнозируемую или реальную зону аварийного воздействия.		Методы определений могут не отличаться от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия.
2.4 Экспозиционная доза гамма- или бета+гамма-излучения	Определение обязательно на всех фазах аварии
2.5. Поглощенная (в воздухе, тканях) доза гамма- или бета+гамма-излучений	Определение обязательно		Определение не обязательно
Средства контроля по пп. 2.4, 2.5	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия. Схема размещения станций и объем контроля могут быть изменены.
Методы определения по пп. 2.4, 2.5	Методы определений не отличаются от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия. Периодичность контроля может быть сокращена (в условиях продолжительного выброса).
	Определение обязательно на всех фазах аварии
2.6. Интенсивность радиоактивных выпадений	Перечень радионуклидов устанавливается по сценарию аварии	Перечень радионуклидов устанавливается повторно, исходя из вклада отдельных радионуклидов в суммарную активность и их радиологической значимости.
Средства контроля	Средства контроля те же, что и в ходе нормальной деятельности предприятия. Схема размещения станций и объем контроля могут быть изменены.
Методы определений	Методы определений не отличаются от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия. Периодичность контроля может быть сокращена.
2.7. Плотность потока бета-частиц с поверхности земли	Определение обязательно		Определение не обязательно
Средства контроля	Дополнительно к средствам контроля, применяемым в ходе нормальной деятельности предприятия, могут быть использованы специальные мобильные лаборатории с другим оснащением, контроль может перейти в исследовательский. Схема размещения станций и объем контроля могут быть изменены.
	Методы определений не отличаются от методов принятых в ходе нормальной деятельности предприятия.
Методы определений		Может быть осуществлен отказ от снятия показания в фиксированных точках и заменен непрерывными измерениями в ходе передвижения мобильной лаборатории.
3. Показатели радиационной обстановки, определяемые в системе исследовательского контроля (по отношению к типам контроля в ходе нормальной деятельности предприятия)
3.1. Мощность экспозиционной дозы гамма- или бета+гамма-излучений (применительно ко всей территории зоны наблюдения)	Контроль не осуществляется если ранняя фаза скоротечна. Определение в зоне предполагаемого аварийного воздействия желательно при продолжительном выбросе.	Определение обязательно во всей зоне аварийного воздействия.	Определение обязательно, включая территорию за пределами аварийного воздействия.
Средства контроля	Средства контроля, применяемые в ходе нормальной деятельности, могут быть дополнены другими, с иным приборным оснащением. Схема размещения (маршруты движения) пунктов измерений могут быть изменены. Объем контроля может значительно возрасти.
	Могут быть применены транспортные средства, экранированные от излучений.
	Методы определений могут не отличаться от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия.
Методы определений	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких часов.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких суток.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких недель или месяцев.
3.2. Плотность потока бета-частиц с поверхности земли (применительно к территории всей зоны наблюдения)	Контроль не осуществляется, если ранняя фаза скоротечна. Определение в зоне предполагаемого аварийного воздействия желательно при продолжительном выбросе.	Определение желательно во всей зоне аварийного воздействия.	Определение обязательно, включая территорию за пределами зоны аварийного воздействия.
Средства контроля	Средства контроля могут отличаться от применяемых в ходе нормальной деятельности. Схемы размещения пунктов измерений (маршрута движения) могут быть изменены. Объем контроля может значительно возрасти.
	Могут быть применены транспортные средства, экранированные от излучений.
Методы определений	Методы определений могут не отличаться от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия.
	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких часов (при продолжительном выбросе)	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких суток.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких недель или месяцев.
3.3. Концентрация радионуклидов в почве (на ее основе - плотность над неактивного загрязнения территории отдельными радионуклидами) - применительно к территории зоны наблюдения.	Контроль возможен только при продолжительных выбросах на территории предполагаемой зоны применения чрезвычайно экстренных мер. Перечень радионуклидов устанавливается по сценарию аварии.	Определение обязательно, преимущественно в зоне применения экстренных мер. Перечень радионуклидов устанавливается повторно исходя из вклада радионуклидов в суммарную активность и их радиологической значимости.	Определение обязательно в зоне аварийного воздействия и вне ее пределов.
Средства контроля	Средства контроля, аналогичные применяемым в ходе нормальной деятельности предприятия, могут быть дополнены средствами воздушной съемки (мобильными лабораториями на основе авиационных средств).
Методы определений	Методы контроля, принятые в ходе нормальной деятельности предприятия, могут быть дополнены воздушной съемкой распределения полей мощности экспозиционной дозы гамма-излучения
3.4. Концентрация радионуклидов в воде	Контроль возможен в гидрографической сети, вмещающей жидкие сбросы. Перечень радионуклидов устанавливается по сценарию аварии.	Определение обязательно во всех поверхностных водоемах и источниках питьевого водоснабжения в зоне аварийного воздействия при сбросах в водоемы и выбросах в атмосферу Перечень радионуклидов устанавливается повторно.	Определение обязательно в основных источниках питьевого и хозяйственного водоснабжения в зоне аварийного воздействия при сбросах в водоемы и выбросах в атмосферу. Перечень радионуклидов устанавливается повторно.
Средства контроля	Средства контроля аналогичные средствам, применяемым в ходе нормальной деятельности предприятия.
	Методы определений не отличаются от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия.
Методы определений	Возможны только разовые определения.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких суток	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких недель или месяцев.
3.5. Концентрация радионуклидов в продовольственных продуктах, сельскохозяйственной продовольственной и фуражной продукции	Определение возможно только при продолжительных выбросах в атмосферу на территории предполагаемой зоны применения чрезвычайно экстренных мер.	Определение обязательно на территории предполагаемой зоны аварийного воздействия. Перечень радионуклидов устанавливается повторно исходя из вклада радионуклидов в суммарную активность и их радиологической значимости.	Определение обязательно на территории зоны аварийного воздействия и за ее пределами. Перечень радионуклидов устанавливается дополнительно.
3.6. Концентрация радионуклидов в местной продукции непродовольственного назначения	Контроль не проводится.		Определение по необходимости, если использование продукции представляет потенциальные пути внешнего и внутреннего облучения населения.
Средства контроля по пп. 3.5, 3.6	Средства контроля, аналогичные средствам в ходе нормальной деятельности предприятия, могут быть дополнены стационарными пунктами контроля (с сокращенными возможностями стационарных лабораторий) в определенных местах производства, сосредоточения, распределения и обработки продовольственной и сельскохозяйственной продукции.
Методы определений по пп. 3.5, 3.6	Методы определений не отличаются от принятых в ходе нормальной деятельности предприятия. При относительном постоянстве радионуклидного состава загрязнения данного вида продукции измерение концентраций отдельных радионуклидов (на протяжении периода относительного постоянства состава загрязнения) может быть заменено измерением суммарной активности по альфа-, бета- или гамма-излучению.
	Возможны только разовые экспрессные определения.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких суток.	Периодичность контроля может быть сокращена до нескольких недель или месяцев.
3.7. Мощность экспозиционной дозы гама-излучения (а также концентрация радиоактивного вещества в воздухе) вблизи траектории перемещения облака выброса и внутри него.	Определение желательно, если продолжительность выброса в атмосферу достаточна для осуществления контроля.
Средства контроля	Мобильные лаборатории на базе винтовых (нескоростных) самолетов или вертолетов.
Методы определения	Инструментальные: на основе: 1) интенсиметров излучений с большим временным разрешением и регистрацией показаний; 2) отбора проб воздуха и измерения активности проб на гамма-спектрометрах или радиометрах; 3) быстродействующих гамма-спектрометров.

_____________________________

* В ходе начальной фозы аварии целью радиоционного контроля является получение информац о возможности выброса в атмосферу или жидкого сброса в водоем. На этой фазе аварии средства контроля в большенстве случаев не в состоянии дать информацию о возможности выброса из-за отсутствия ощутимых изменений в радиоционной обстановке или из-за быстротечности этой фозы. Информация может быть получена с помощью средств технологического контроля

Г.Н. Романов. Ликвидация последствий радиоционных аварий Справочное руководство. Издат., М 1993.

Приложение 4.9

Переносные и мобильные средства радиационного контроля

Таблица 1

Краткая характеристика переносных радиометрических и дозиметрических приборов

Контролируемый параметр	Тип прибора	Диапазон измерения	Примечание
	ДРГ-01Т1	1 мкЗв/ч - 1 Зв/ч	Контроль радиационной обстановки в районе аварии
		0,05 - 3,0 МэВ
	ДБГ-06Т	0,10 - 999,9 мкЗв/ч
		0,05 - 3,0 МэВ
	ДРБП-01	0,1 - 100 мкЗв/ч
	ДРБП-02	0,1 - 100000 мкЗв/ч
	МКС-01Р1	10(-2) - 3 х 10(8) мкЗв/ч
		0,125 - 1,25 МэВ
Мощность дозы гамма-излучения	ДКС-04	10(-4) - 1 Р/ч
		0,5 - 3,0 МэВ
	ДКС-90	0,1 - 10(6) мкЗв/ч
	РЗС-10Н	0,005 - 5 х 10(3) мкЗв/ч
		0,0059 МэВ - 3,0 МэВ
	ИМЭД-1	0,01 - 1000 мкЗв/ч
		6 - 120 кэВ
	МКС-05Н "Инспектор"	0,1 - 999,9 мкЗв/ч
		0,06 - 3,0 МэВ
	МКС-06Н "Инспектор"	0,1 - 1000 мкЗв/ч
		60 кэВ - 3 МэВ
	МКС-01Р-02	0,01 - 3 х 10(3) мкЗв/ч
		0,03 - 3,0 МэВ
	S2010	10-5 - 10(-2) Р/ч	Am-241 (линии 26,4 и 60,0 кэВ)
		0,004 - 0,14 МэВ
	ДРГ-01Т1	1 мкЗв/ч - 1 Зв/ч
		0,05 - 3,0 МэВ
	ДБГ-06Т	0,10 - 999,9 мкЗв/ч
		0,05 - 3,0 МэВ
	РЗС-10Н	0,005 - 5 x10(3) мкЗв/ч
		0,0059 МэВ - 3,0 МэВ
	Виолинист III	Am-241(26,4 и 60,0 кэВ)	Возможен контроль пл. загрязнения Pu-239
		Pu-239 (линия 18,6 кэВ)
			5,5 x 10(3)-2,2 x 10(6) Бк/м2
	ДКС-04	10(-4) - 1 Р/ч
		0,5 - 3,0 МэВ
Мощность дозы рентгеновского излучения	ДРБП-01	0,1 - 100 мкЗв/ч
	ДРБП-02	0,1 - 100000 мкЗв/ч
	ДКС-90	0,1 - 10(6) мкЗв/ч
	МКС-01Р1	0,1 - 10(4) мкЗв/ч
		0,04 - 10 МэВ
	ИМЭД-1	0,01 - 1000 мкЗв/ч
		6 - 120 кэВ
	МКС-05Н "Инспектор"	0,1 - 999,9 мкЗв/ч
		0,06 - 3,0 МэВ
	МКС-01Р-02	0,01 - 3 x 10(3) мкЗв/ч
		0,03 - 3,0 МэВ
Мощность дозы нейтронного излучения	МКС-01Р1	1 - 10(4) мкЗв/ч
		10(-3) - 14 МэВ
	МКС-01Р-02	0,01 - 3 x 10(3) мкЗв/ч
		10 - 14 МэВ
	РИА-01В		Контроль поверхностного загрязнения объектов в районе аварии
	МКС-01Р1	1 - 3 x 10(4) 1/мин x см2
	МКС-01Р-02	1 - 5 x 10(4) 1/мин x см2
	ДРБП-01
	ДРБП-02
Плотность потока альфа-частиц	СЕГ-09Т
	РЗС-10Н	0,2 - 2 x 10(3) част/мин x см2
	Альфа-1
	РРА-01
	МКС-06Н "Инспектор"	1 - 10000 част/мин x см2
	SNIP SILENA
	АФА-РСП-20
	АФА-РМП-20
	РУБ-01П	13 - 1,3 x 10(3) Бк
	РКС-08П
	МКС-01Р1	1 - 10(5) 1/мин x см2
	МКС-01Р-02	1 - 10(5) 1/мин x см2
	SILENA
	РУБ-02Е
Плотность потока бета-частиц	РЗС-10Н	0,2 - 2 x 10(4) част/мин x см2
	ИМЭД-1	0,1 - 10000 част/мин x см2
		40 - 4000 кэВ
	МКС-05Н "Инспектор"	1 - 9999 1/мин x см2
		0,14 - 3,0 МэВ
	МКС-06Н "Инспектор"	1 - 10000 част/мин x см2
		40 кэВ - 3 МэВ
	ДРБП-01
	ДРБП-02
	NTA-1024		вода
	УРС-20		вода
	МКС-05Н "Инспектор"	0,1 - 999,9 кБк/кг	вода, почва, продукты питания, загрязненность поверхности
	РИС-05Р		вода, почва, продукты питания
	РУБ-01П	1,9 - 3,7 х 10(3) Бк/л	вода, почва, продукты, газ
	РКС-08П	3,7 - 3,7 х 10(3) Бк/л	вода, почва, продукты питания
	РЖС-05	1,85 х 10(3) - 3,7 х 10(7) Бк/л	вода, воздух
	РЗС-10Н	37 - 3,7 х 10(4) Бк/кг	вода, почва, загрязненные поверхности
	ПРТ-1		вода, воздух, газ
	ПК-1 (ИЭМ)		воздух, газ
Содержание радионуклидов в продуктах питания и объектах окружающей среды	РГА-01П	1 х 10(2) - 1 х 10(9) Бк/м3	воздух, газ
	РИА-01В		воздух, газ
	"Туман"		воздух
	ИБФ		воздух
	MSPS-40Ge		воздух
	"ALADIN"		воздух
	ПВП-01		воздух
	ПЛЭРК-4		почва, вода, почва, воздух, продукты
	СЕГ-09Т		почва
	СЕГ-08Т		почва
	SI-204G/ F"SNIP"		почва
	РУБ-02Е		почва
	МКС-01Р1		почва, загрязненность поверхности
	S2010		почва
	СКАТ-77		почва
	АСГ-3		почва
	ППВ-02		газ
	МКС-06Н		загрязненность поверхностей
	ТД-01Ц	0,2 - 6,0 МэВ	Диапазон измерений для всех типов комплектов 10(-4) - 10(2) Зв
	ТЛД-500
	КДТ-02	0,06 - 1,25 МэВ
	ДТГ-4
	ДТУ-01
Индивидуальные дозы внешнего облучения	ДКС-10 "Регион"	0,05 - 6,0 МэВ
	АК ИДК-201	0,02 - 10 МэВ
	"Гнейс"
	"Харшоу"
	Stephen 600 Series Dosemeters
	Victoreen Model 2800M	Диапазон доз 0,1 мЗв - 50 Зв
Индивидуальные дозы внутреннего облучения	СИЧ2
	СИЧ 2.2М
	СИЧ "Колибри"

Краткое описание передвижных лабораторий радиационного контроля

Для оперативной оценки радиационной обстановки и дозиметрического контроля используются передвижные лаборатории радиационной разведки ПЛПП-01Т (ПЛЭРК-1), передвижной лаборатории экспрессного радиометрического и гамма-спектрометрического анализа радиоактивного загрязнения окружающей среды ПЛЭРК-4 (ПЛРСА-01Т), передвижная лаборатория радиационной разведки и пробоотбора ПЛРРПО-01Т (ПЛЭРК-2) и подвижный кабинет контроля внутреннего облучения ПЛЭРК-3. Основные их технические характеристики и возможности приведены ниже

Основные технические характеристики и возможности передвижных лабораторий:

радиационной разведки ПЛЭРК-1; радиационной разведки и пробоотбора ПЛЭРК-2;

экспрессного радиометрического и гамма-спектрометрического анализа радиоактивного загрязнения окружающей среды ПЛЭРК-4.

Передвижная лаборатория радиационной разведки ПЛПП-01Т (ПЛЭРК-1)

Оперативная и высокоточная оценка масштабов заражения территории при радиационных авариях и инцидентах, связанных с поступлением или выбросом радионуклидов в окружающую среду, с автоматическим картированием и зонированием. Автономная работа на местности с отсутствием явных ориентиров. Мониторинг любых контролируемых территорий.

Состав основной аппаратуры

Дозиметрическая автомобильная установки ДКГ-02Т - измерение мощности эквивалентной дозы фотонного излучения окружающей среды (от 0,10 мкЗв/ч до 9,9 мЗв/ч) и мощности поглощенной дозы фотонного излучения в ткани (от 10 до 999 мГр/ч) при проведении экспрессной автомобильной гамма-съемки территории, загрязненной радиоактивными веществами с точным определением координат и автоматическим зонированием территории. Поиск локальных источников излучения на местности. Спутниковая топопривязка. Документированное представление результатов измерений. Возможность установки на вертолете, бронетранспортере и других транспортных средствах.

В составе лаборатории ПЛЭРК-1 предусмотрена возможность использования переносного сцинтилляционного гамма-спектрометра СЕГ-09Т для оценки энергетических распределений флюенса и дозы действующего на загрязненной территории гамма-излучения, переносного полупроводникового гамма-спектрометра СЕГ-08Т для экспрессного без отбора проб непосредственно на местности определения нуклидного состава и плотности загрязнения территории в диапазоне от 200 до 4 х 10(6) Бк/м2, а также энерго-селективного радиометра-спектрометра РИГ-ЭС-05Т для выборочного обследования внутреннего загрязнения населения.

Состав вспомогательной аппаратуры и оборудования

Носимые дозиметры ДРГ-01Т1, ДБГ-06Т., ДРГ-ПТ "Рудник".

Радиометр-дозиметр МКС-01Р-01.

Тсрмолюминесцентные дозиметры ДТГ.

Аппаратура сигнализации и связи, в том числе антенна спутниковой связи, автомобильная радиостанция и специальные сигнальные средства автомобиля.

Электроагрегат бензиновый типа АБ-05-0/230.

Комплект реперных знаков для указания зон загрязнения.

Ремонтная аппаратура и оборудование.

Средства обеспечения и жизнедеятельности персонала.

Передвижная лаборатория радиационной разведки и пробоотбора ПЛРРПО-01Т (ПЛЭРК-2)

Передвижная лаборатория радиационной разведки и пробоотбора ЛРРПО-01T (ПЛЭРК-2) входит в состав комплекса передвижных лабораторий экспрессного радиационного контроля и предназначена для оперативного получения информации о радиационной обстановке при авариях и инцидентах, связанных с радиоактивным загрязнением окружающей среды.

Лаборатория ПЛЭРК-2 может применяться также и в задачах радиационного мониторинга.

Лаборатория ПЛЭРК-2 осуществляет измерения мощности эквивалентной и поглощенной дозы с помощью автомобильной дозиметрической установки гамма-съемки местности нового поколения ДРГ-01Т (ДРГ-01Т1). Лаборатория укомплектована дозиметрами ДРГ-01Т1, ДРГ-11Т "Рудник", ДБГ-06Т и радиометром-дозиметром МКС-01Р-01, устройствами для отбора проб внешней среды, фуража и продуктов питания.

Лаборатория ПЛЭРК-2 размещена на автомобиле повышенной проходимости типа УАЗ-3962 и оснащена средствами для обеспечения работы и жизнедеятельности персонала.

Лаборатория ПЛЭРК-2 предназначена для использования в центрах экстренной медицинской помощи, в подразделениях Госсаннадзора, службами радиационной безопасности предприятий атомной энергетики и промышленности, а также специализированными формированиями гражданской обороны.

Лаборатория ПЛЭРК-2 эксплуатируется при температуре воздуха от минус 40 до плюс 40°С, относительной влажности до 100% при плюс 25°С и атмосферном давлении от 84,0 до 106,7 кПа (группа условий эксплуатации и климатическое исполнение лаборатории - У2 по ГОСТ 15150-69).

Обслуживающий персонал - 2 человека - водитель и дозиметрист.

Передвижная лаборатория экспрессного радиометрического и гамма-спектрометрического анализа радиоактивною загрязнения окружающей среды ПЛЭРК-4 (ПЛРСА-01Т)

Оперативное получение информации об уровнях и радионуклидном составе радиоактивного загрязнения окружающей среды при радиационных авариях и инцидентах. Может применяться в задачах мониторинга при контроле загрязненности продуктов питания, воды, воздуха, почвы, растительности и др.

Состав основной аппаратуры

Полупроводниковый гамма-спектрометр СЕГ-06Т - определение нуклидного состава и удельной активности при анализе проб продуктов питания, воды, воздуха, почвы, растительности и др. в диапазоне до 2 х 10(7) Бк/кг (Бк/л).

Переносной полупроводниковый гамма-спектрометр СЕГ-08Т - экспрессное без отбора проб непосредственно на местности определение нуклидного состава и плотности загрязнения территории в диапазоне от 200 до 4 х 10(6) Бк/м2.

Переносной сцинтилляционный гамма спектрометр СЕГ-09Т - для оценки энергетических распределений флюенса и дозы действующего на загрязненной территории гамма-излучения.

Радиометр РУБ-02Т - для измерения удельной (объемной) активности бета-излучающих нуклидов в пробах в диапазоне от 1,8 х 10(2) до 1,0 х 10(8) Бк/кг.

Состав вспомогательной аппаратуры

Аварийный сигнализатор - дозиметр ДКС-01Т.

Устройство для отбора проб воздуха окружающей среды (может быть использована штатная фильтро-вентиляционная установка автомобиля).

Радиостанция.

Комплект "Сирена" и проблесковых маячков.

Дозиметры серийные ДРГ-01Т1, ДБГ-06Т.

Радиометр-дозиметр МКС-01Р.

Комплекс приспособлений для отбора, обработки и приготовления проб к радиометрическому и спектрометрическому анализу.

Электроагрегат бензиновый типа АБ-1В-220 (возможна замена на аналогичный импортный фирмы "Хонда" и др.).

Комплект индивидуальных дозиметров для персонала.

Комплект электронной ремонтной аппаратуры, ЗИП основной аппаратуры.

Средства обеспечения и жизнедеятельности персонала.

Передвижная радиологическая лаборатория на базе автомобиля УАЗ-3962 (2206):

Сцинтилляционная гамма-спектрометрия.

Гамма-съемка местности с координатной привязкой.

Радиометрия.

Бета-спектрометрия.

Газо-аэрозольный пробоотборник.

Дозиметрия и радиометрия гамма-излучений.

Пробоотборники воды и почвы.

Приложение 4.10

Рекомендации
по проведению дозиметрического обследования щитовидной железы у населения в случае радиационной аварии*.

Определение содержания радиоактивного йода в щитовидной железе (ЩЖ) на момент времени t после аварии, Щ(t) включает в себя:

- организацию измерений;

- проведение измерений;

- запись результатов измерений;

- расчет содержания радиойода в ЩЖ и дозы внутреннего облучения ЩЖ.

Так как определение значения Щ(t) является важным, но все же недостаточным элементом нахождения адекватного значения дозы (D_i), то дозиметрическое обследование населения должно в обязательном порядке сопровождаться опросом каждого обследуемого лица (или родителей обследуемого ребенка).

Необходимый для последующего расчета D_i объем информации может быть собран путем получения ответов от обследуемого лица (или его родственников) на следующие вопросы:

1. Где и в какие сроки в период аварии Вы были до начала измерения?

2. Где и в какие сроки Вы предполагаете быть после измерения?

3. Употребляли ли Вы молоко (молочные продукты) до аварии?

4. Употребляли ли Вы молоко (молочные продукты) в период аварии?

5. Какое молоко Вы употребляли? Из магазина? От соседской коровы (козы)? От своей коровы (козы)?

6. В каком количестве (л/сутки) Вы употребляли молоко из магазина, соседской коровы (козы) и своей коровы (козы)?

7. Выпасалась ли корова (коза), молоко от которой Вы употребляли до аварии?

8. Когда начался после зимнего периода выпас коровы (козы) молоко которой Вы употребляли?

9. Прекращали ли Вы употребление молока после начала аварии?

10. Когда Вы прекратили употребление молока после начала аварии?

11. Применяли ли Вы йодную профилактику после начала аварии?

12. В какие дни после аварии Вы применяли йодную профилактику?

Организация измерений

При организации дозиметрического обследования ЩЖ у населения необходимо учитывать, что максимальное содержание в ЩЖ, например, йода-131 достигается спустя приблизительно 30 часов после его однократного кратковременного поступления в организм, а при его ежедневном поступлении с молоком (что наиболее характерно для сельских жителей) максимум содержания приходится на 5-6 сутки после однократного загрязнения пастбищ. Учитывая, что эффективный период полувыведения йода-131 из ЩЖ человека любого возраста превышает 4,5 суток имеется некоторое время на подготовку бригад для проведения широкомасштабного дозиметрического обследования ЩЖ у населения и проведения необходимого объема предварительных исследований радиационной обстановки с целью составления адекватного плана обследования неэвакуированных в эти первые дни жителей пострадавших территорий.

Дозиметрическое обследование эвакуируемого в первые дни после аварии сельского населения, потребляющего молоко, как правило, до момента эвакуации, целесообразно проводить уже в местах нового местожительства.

Дозиметрическое обследование эвакуируемого в первые дни после аварии городского населения можно начинать перед эвакуацией только на вторые сутки после предполагаемого начала поступления радиойода в организм с последующим продолжением измерений в местах нового размещения эвакуированных лиц. Измерения в первые сутки после начала поступления радиойода в организм нецелесообразны.

Перед проведением дозиметрического обследования населения должны быть осуществлены следующие мероприятия.

1. Организован стационарный пункт спектрометрического обследования отдельных лиц или групп лиц.

2. Определены (с запасом) территории (пункты) обследования.

3. Организованы мобильные бригады из расчета пропускной способности одного прибора не более 150 чел./сут. Для каждой из них намечается территория обследования.

4. Каждая группа должна быть снабжена проверенным радиометрическим или дозиметрическим оборудованием с коллимированными датчиками, отградуированными по основной гамма-линии йода-131 (364 кэВ).

5. Результаты расчета значений Щ_i, полученных на основании измерений значения мощности дозы гамма-излучения от ЩЖ, должны сопоставляться с соответствующими результатами, полученными на спектрометрической установке при выборочном дозиметрическом обследовании ЩЖ у отдельных лиц (или групп лиц).

6. Со всеми бригадами должна быть проведена подготовка на предмет правильного и единообразного проведения измерений, фиксации результатов измерений и опроса обследуемых лиц (или их родственников).

7. Определен пункт сдачи результатов измерений и данных персонального опроса, в качестве которого может служить, например, стационарный пункт спектрометрического обследования. В доаварийный период им должны проводиться подготовительные мероприятия, связанные с формированием бригад, обучением членов бригад, определением места (или мест) сосредоточения необходимого числа измерительных приборов и периодичности их градуировки и поверки, а также с формализацией процедуры определения зон действия бригад и т.д.

_____________________________

* Гаврилин Ю.А., Хрущ В.Т., Шинкарев С.М. Условия проведения широкомасштабного дозиметрического обследования щитовидной железы у населения, пострадавшего в результате ядерной катастрофы типа аварии на ЧАЭС, журнал АНРИ, научно-информационный журнал по радиационной экологии, М., 1995, N 1, с. 27-34.

Проведение измерений

Пропускная способность дозиметрической группы, осуществляющей измерения с помощью одного прибора в сочетании с проведением персонального опроса обследуемого лица, относительно невелика. Поэтому, перед началом обследования, на основании данных радиационной разведки, каждой мобильной группе должен быть указан пункт (пункты) проведения измерений, характеризующихся наименьшим уровнем загрязнения местности (или мощности экспозиционной дозы). В пределах действия группы число таких пунктов может варьировать.

При выборе конкретного места проведения измерений необходимо ориентироваться на кирпичные и железобетонные здания и сооружения с наибольшей толщиной стен, обеспечивающих наилучшую экранировку от внешнего излучения. Из тех же соображений выбирается комната (желательно с тамбуром) в подвальном помещении или на среднем этаже. Если выбранная комната имеет окно, то измерительный прибор должен быть размещен, по возможности, подальше от него, но не рядом с печкой, (особенно если ее топили местными дровами).

При проведении измерений в комнате может находиться, помимо проводящих обследование специалистов мобильной группы, только один обследуемый человек.

Члены мобильной группы должны проводить измерения в чистых халатах. В идеале, каждый обследуемый человек перед началом измерений должен был бы пройти полную санитарную обработку. На практике такие условия обычно трудно реализуемы. При невозможности полной санобработки, необходимо, в обязательном порядке, обеспечить тщательную помывку шеи.

Перед измерениями обязательно следует снимать загрязненную одежду.

Внимание! Качество помывки (полной или частичной) проверяется в области шеи (спереди и сзади) путем взятия мазков и их последующего оперативного измерения. При необходимости проводится повторная помывка обследуемого лица.

Измерения значений мощности дозы над ЩЖ (Р_щ+ф) и мощности дозы фонового гамма-излучения (Р_ф), желательно проводить коллимированным датчиком в положении "сидя" для обследуемого лица и только после проведения измерений (с помощью этого же датчика) мазков, взятых с передней и с задней стороны шеи в области размещения датчика при измерении значений Р_щ+ф и Р_п+ф, (см. ниже). При этом, если после первой помывки активности мазков, взятых спереди шеи над ЩЖ (М_1) и сзади шеи (М_2) будут достоверно различаться, то обследуемое лицо должно быть направлено на вторичную помывку с соответствующей рекомендацией более тщательной санобработки шеи спереди, если М_1>М_2 или сзади, если М_2>М_1. После вторичной санобработки проводится вторая серия измерений значений M_1 и М_2. Если и после этого окажется, что М_1>M_2 (или наоборот), то обследуемое лицо необходимо направить на еще одну дополнительную контролируемую помывку и только затем приступить к измерениям значений Р_щ+ф и Р_п+ф (без третьей серии измерений значений M_1 и М_2).

Длина коллиматора должна составлять 5 см.

При измерении значения Р_щ+ф торец коллиматора должен быть легко прижат к основанию передней стороны шеи через тонкий лист чистой бумаги (для исключения возможного загрязнения торца) так, чтобы продольная ось коллиматора была сориентирована перпендикулярно продольной оси шеи и пересекала ее на расстоянии "_" 3 см от верхнего уровня ключиц.

Наибольшие неопределенности получаемых результатов связаны, как правило, с измерением фонового значения Р_ф. Способов его измерения предложено достаточно много и практически все они в той или иной степени были реализованы при дозиметрическом обследовании ЩЖ в период аварии на ЧАЭС:

1. Измерение над печенью.

2. Измерение над предплечьем.

3. Измерение в области бедра.

4. Измерение в области гипотетического расположения шеи при отсутствии обследуемого лица.

5. Измерение, аналогичное измерению значения Р_щ+ф на "чистом" человеке.

Кроме перечисленных основных вариантов измерения значений Р_ф при аварии на ЧАЭС было отмечено очень много случаев (в основном, в Белоруссии), когда значения Р_ф, вообще не указывались.

Естественно, что такое разнообразие способов учета фона негативно сказалось, в целом, на качестве результатов дозиметрического обследования населения.

Для исключения подобного многообразия необходимо унифицировать способ измерения фона. Рекомендуется использовать условия измерения, максимально приближенные к условиям определения значений Р_щ+ф. С этой целью датчик размещают у основания шеи, но только с задней стороны, напротив области его размещения при измерении Р_щ+ф. При этом, с учетом "подсветки" Рп=Р_щ/К датчика (при фоновом измерении) гамма-излучением йода-131, содержащимся в ЩЖ, выражение (2) для расчета его содержания принимает вид:

                              Р   - Р

                               щ+ф   п + ф

     Щ (t) = f х Р (t) = f х -------------- = f' х (P + P ) - (Р + Р )

      i           щ               1-1/К              щ   ф      п   ф

               Kf

     где f' = -----  и Р  = К x Р .

               K-1      щ        п

Значение К определяется экспериментально для каждого типа прибора (детектора) и ожидаемого диапазона размеров шеи у обследуемых лиц.

Зависимость К от размеров шеи можно представить в графическом виде, как зависимость от длины ее окружности, которая легко определяется с помощью гибкого матерчатого сантиметра или же путем использования бечевки и линейки.

Предложенный способ определения содержания радиойода в ЩЖ в полевых условиях позволяет более адекватно и относительно просто учесть одновременно как фон внешнего излучения, так и фоновое излучение за счет внутреннего и внешнего загрязнения тела.

Запись результатов измерений

Запись необходимых сведений и результатов измерений должна осуществляться по единой форме. Фактически, такая форма записей представляет собой карту дозиметрического обследования, которая должна составляться отдельно на каждого обследуемого человека.

Ответы на вопросы должны представляться в формализованной форме для обеспечения возможности компьютерной обработки данных. В упомянутой методике, помимо образца формализованных ответов на вопросы, предполагается также, для основных типов существующих радиометрических и дозиметрических приборов, привести графическую зависимость значений "К" от размеров шеи (по результатам соответствуют фантомных градуировок).

Расчет содержания радиойода в ЩЖ, и дозы внутреннего облучения ЩЖ

Измерители не должны рассчитывать значения доз во время проведения измерений. Эти значения определяются высококвалифицированными специалистами после конкретизации соответствующих значений "F" и "f" (что может быть непростой задачей) и с учетом данных персонального опроса.

Дополнительные рекомендации членам бригад

Перечень необходимых для правильного расчета дозы облучения ЩЖ минимума вопросов, задаваемых обследуемому лицу, содержит только те из них, ответы на которые связаны с результатами реализованных (или нереализованных) профилактических мероприятий (эвакуация населения из особо загрязненных мест жительства, перевод скота на стойловое содержание, запрет на употребление загрязненного молока, применение мер, направленных на блокирование радиойода). Поэтому, получая информацию, свидетельствующую об отсутствии необходимых профилактических мер, члены мобильных бригад должны сообщать об этом в постоянно действующий центр сбора и анализа данных и давать определенные рекомендации обследуемым лицам. Но для этого они должны обладать необходимым минимумом знаний об эффективности и целесообразных сроках проведения тех или иных профилактических мер.

Своевременная и оперативная эвакуация жителей из особо загрязненных мест, является, естественно, наиболее кардинальным и эффективным средством предотвращения переоблучения населения (и, в частности, за счет предотвращения поступления радиойода). Однако, с учетом больших материальных затрат, а также психологических последствий, к эвакуации прибегают только тогда, когда отсутствует уверенность в том, что другие защитные меры не могут дать положительного результата.

Если же подобная уверенность имеется, то реализуются, в том числе, мероприятия, связанные с ограничением поступления радиойода в ЩЖ жителей загрязненных районов. Прежде всего, оперативно организуют мероприятия, связанные с прекращением поступления в торговую сеть молока (и молочных продуктов) из загрязненных районов и с интенсивным оповещением сельского населения о необходимости прекращения выпаса молочного скота и (или) употребления молока местного производства.

Одновременно, для блокирования перехода в ЩЖ радиойода, успевшего поступить или поступающего (несмотря на все уже предпринятые усилия) в организм через органы дыхания и пищеварения, организуется также раздача населению блокирующих препаратов (например, йодистого калия), в результате правильного употребления которых существенно уменьшается переход радиойода из крови в ЩЖ.

Начало проведения даже регулярных защитных мероприятий спустя одну неделю после однократного загрязнения местности потенциально может снизить уровень облучения ЩЖ не более, чем в два раза (в среднем для детей, подростков и взрослых лиц). Более поздняя профилактика уже теряет практический смысл.

Если реализуется длительное загрязнение местности, то начинать проведение защитных мероприятий, в принципе, никогда не поздно, но их эффективность, естественно, будет сильно зависеть от соотношения сроков (и динамики) загрязнения местности и начала (и регулярности) проведения профилактики. В общем же случае, чем позже (по отношению к началу загрязнения местности) защитные мероприятия начинаются, тем меньшую эффективность они имеют.

Форма записей результатов измерений и необходимых сведений

	Порядковый номер
Место проведения измерения	Мощность дозы на улице (Н=1 м)
Область	Мощность дозы на месте измерения (Н=1 м)
Район	Тип использованного прибора
Населенный пункт	Внимание! Единицы измерения записывать только те, которые указаны в использованном приборе
Название учреждения	Перевод одних единиц измерения в другие не допустим

Фамилия

Имя

Отчество

Дата рождения

Номер измерения	Дата и время проведения измер.	Результаты измерения мазков				Результат измерения (спереди шеи, у ее основания) Р_щ+Ф	Результат измерения сзади шеи, Р_п+ф	Длина окружности шеи (см)	К	Р - Р Щ+Ф П+Ф Р = ----------- 1-1/К
		Первая серия измер.		Вторая серия измер.
		М_1	М_2	М_1	М_2
1
_
n

Перечень вопросов, ответы на которые используются для расчета значений D, (см. по тексту рекомендаций)

       D  =F х f х P

        i

Вопросы                         Ответы

1.

2.

3.

12.

Фамилии, имена и отчества лиц, проводивших измерения и опрос                     Подпись

1.

2.

Адрес организации (ий), в которой (ых) работают члены измерительной бригады. Контактный (ые) телефон (ы).

5. Организация лечебно-профилактических мероприятий

(5.1) Возникновение масштабной радиационной аварии требует комплексного решения вопросов медицинского и радиационно-гигиенического обеспечения. Принимаемые решения основываются на заблаговременном планировании и определяют ответственность, оперативность, объем и приоритетность мероприятий различных этапов.*

В начальном периоде аварии (1-2 сутки) следует выделять различные приоритеты в выполнении лечебно-профилактических мероприятий для четырех категорий лиц:

- персонал аварийного объекта - выявление острых лучевых поражений, йодная профилактика, радиопротекторы;

- участники ликвидации последствий аварии работающие в зоне возможного ущерба здоровью - защитные меры для безопасных условий работы, йодная профилактика, радиопротекторы;

- лица из населения (свидетели аварии) с высокой вероятностью вовлечения в аварию** - эвакуация, йодная профилактика, и другие защитные мероприятия;

- население территорий оказавшихся в зоне аварии - йодная профилактика и другие защитные мероприятия.

(5.2) Лечебно-профилактические мероприятия для персонала аварийного предприятия включают:

- само и взаимопомощь, эвакуацию из зон опасных для жизни;

- первую медицинскую помощь на здравпункте;

- первую врачебную с элементами квалифицированной помощи в медико-санитарной части (МСЧ) обслуживающее предприятие, или, при необходимости, - в территориальном лечебно-профилактическом учреждении (ЛПУ);

- специализированную помощь в специализированном стационаре***.

Лиц нуждающихся в специализированной медицинской помощи необходимо доставить в специализированную клинику в течение первых суток при транспортабельном состоянии пациентов.

(5.3) Лечебно профилактические мероприятия для участников ликвидации аварии осуществляют в соответствии с инструкциями для данных служб (пожарные, охрана МВД, спасатели МЧС, аварийные бригады предприятия, формирования МО и др.). Решение о назначении радиопротекторов или других препаратов принимает медицинский персонал здравпункта, МСЧ, специализированной медицинской радиологической бригады (СМБ).

Документированное информационное обеспечение медицинской службы осуществляет служба радиационной безопасности (РБ) предприятия, с учетом конкретной обстановки и прогноза.

(5.4) Лечебно-профилактические мероприятия среди населения в начальной фазе развития радиационной аварии проводят в едином комплексе с защитными мерами.

Если защитные меры проведены в должном объеме и своевременно, то детерминированных эффектов облучения среди населения не будет, а вероятность возникновения отдаленных последствий - минимальная.

(5.5) Основными задачами, решаемыми местными и территориальными органами управления здравоохранения, МСЧ и другими ЛПУ в отношении населения, проживающего на территориях, подвергшихся радиационному загрязнению, являются:

- обеспечение противорадиационной защиты госпитализированных больных и медицинского персонала, а при необходимости - своевременной и организованной эвакуации и размещения медицинского учреждения в районе временной дислокации; проведение йодной профилактики больным и персоналу медицинского учреждения;

- участие в организации и проведении йодной профилактики населению;

- организация амбулаторной и выездной форм медицинского обслуживания населения в сложившихся условиях;

- организация медицинского наблюдения и обслуживание лиц, участвующих в ликвидации последствий аварии;

- медицинское обслуживание населения в процессе самой эвакуации и в местах временного размещения;

- организация и проведение массового обследования населения совместно со специализированными медицинскими бригадами, направляемыми в район аварии;

- организация и проведение санитарно-просветительской работы;

- ведение регистра первичных медицинских данных по состоянию здоровья наблюдаемого контингента.

(5.6) Лечебно-профилактические мероприятия во время последующих фаз радиационной аварии планируются на основе уточненных данных о сложившейся радиационной обстановке и оценок дозовых нагрузок.

Классификация радиационных аварий для решения задач медицины катастроф на основе анализа различных типов и классов радиационных аварий представлена в Приложении 5.1.

_____________________________

* Медицинскую помощь персоналу аварийного объекта, как правило, осуществляют на трех этапах: здравпункт - МСЧ - специализированный стационар.

** Население, пребывающее в пределах СЗЗ предприятия (объекта).

*** Специализированные медицинские мероприятия при поступлении радиоактивных веществ внутрь организма начинаются на этапе здравпункта, специализированного приемного отделения ЦМСЧ/МСЧ.

5.1. Организация оказания медицинской помощи в МСЧ предприятия

5.1.1. Основные задачи

(5.7) Медицинское обслуживание предприятий ядерно-топливного цикла (ЯТЦ), включая уранодобывающую промышленность, обогатительные фабрики, заводы по переработке облученного топлива, АЭС и др., осуществляют МСЧ Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем (ФУ "Медбиоэкстрем") при МЗ РФ. В их структуру входят здравпункты, стационары, поликлиники, станции скорой помощи, центры Госсанэпиднадзора (ЦГСЭН), включая промсанлаборатории (ПСЛ). Последние осуществляют текущий санитарный надзор за деятельностью предприятия.

(5.8) Сразу после аварии (1-3 сутки) МСЧ решают следующие задачи:

- уточнение оперативной информации о характере и масштабе радиационной аварии;

- информирование органов управления здравоохранения, территориальных центров медицины катастроф (ТЦМК), ФУ "Медбиоэкстрем" о предполагаемом характере медицинских последствий, принятых решениях и действиях со стороны МСЧ (Рис. 5.1);

- предварительный прогноз доз облучения персонала аварийного предприятия и населения, находящегося на медицинском обслуживании МСЧ;

- оценка степени тяжести пострадавших, подготовка и направление больных в специализированный стационар, организация наблюдения за лицами с возможным лучевым поражением;

- организация и проведение лечения по жизненным показаниям, начало патогенетического лечения; ограничение нахождения медперсонала в зоне аварии; назначение и контроль применения радиозащитных и других необходимых средств персоналу объекта;

- участие в принятии решения о проведении йодной профилактики, укрытии и эвакуации населения и лиц, находящихся на медицинском обслуживании МСЧ; медицинское сопровождение при осуществлении этих защитных мер;

- проведение амбулаторного наблюдения и лечения, психологическая поддержка населения;

- оценка возможностей МСЧ и расчет потребностей в дополнительных силах и средствах.

(5.9) В случае необходимости, МСЧ с помощью ТЦМК может привлечь дополнительные медицинские силы:

- территориального и регионального уровня*;

- федерального уровня: СМБ ФУ "Медбиоэкстрем", ВЦМК "Защита", других министерств и ведомств, функционально входящих в ВСМК.

(5.10) Особенность реализации вышеперечисленных задач заключается в необходимости быстрого и практически одновременного их выполнения, что так же требует привлечения специалистов по поддержке принятия решений.

(5.11) МСЧ, обслуживающая радиационно-опасный объект должна заранее иметь в аварийных планах возможные сценарии аварий для оценки структуры и числа пораженных из персонала и населения, планировать создание запаса соответствующих радиозащитных средств, в соответствии с наиболее неблагоприятным прогнозом по численности вовлеченных лиц [1].

(5.12) Администрация предприятия должна определить места (помещения) для сбора пострадавших, оказания им первой медицинской помощи, и места для формирования эвакуационных потоков. Требованиями к таким эвакуационным пунктам являются: расположение на некотором удалении от основных зданий; возможность для оказания первой медицинской помощи; свободный подход и подъезд автотранспорта (с учетом вероятной радиационной обстановки).

(5.13.) Необходимо своевременное оповещение, эффективное и доступное персоналу объекта и, при необходимости, людям на прилегающей территории, об изменении мест сбора и направлений движения лиц, нуждающихся в оказании медицинской помощи. Администрация предприятия (аварийный штаб) должна информировать об этом руководство МСЧ.

Незнание направления движения и мест сбора удлиняет время нахождения людей на загрязненных участках и может привести к дополнительному облучению.

5.1.2. Организация проведения медицинской сортировки и лечебно-эвакуационных мероприятий.

(5.14) Первая медицинская помощь пострадавшим осуществляется в порядке само- и взаимопомощи, а также специально подготовленным персоналом предприятия и аварийно-спасательных бригад.

(5.15) Дежурный персонал здравпункта в случае аварии не должен оставлять рабочее место. Только после прибытия бригады скорой помощи, он может при необходимости приступить к оказанию экстренной медицинской помощи. Следует так организовать работу, чтобы персонал здравпункта не был облучен в дозах, представляющих прямую угрозу для его здоровья.

(5.16) После специальной санитарной обработки в санпропускнике предприятия лиц, нуждающихся в оказании медицинской помощи, направляют в здравпункт.

Если санпропускник не может быть использован из-за разрушения, радиоактивного загрязнения или по другим причинам, санобработку проводят в здравпункте, либо в ближайшем к месту аварии заранее подготовленном месте, либо в специализированном приемном отделении МСЧ.

(5.17) Пострадавшим проводят частичную или полную санитарную обработку, переодевают. При радиоактивном загрязнении раны специальную обработку выполняют в здравпункте предприятия, раневые поверхности закрывают стерильным перевязочным материалом; первичную хирургическую обработку - в специализированном приемном отделении, либо в операционной МСЧ, в зависимости от тяжести травмы и степени радиоактивного загрязнения раны.

(5.18). На здравпункте предприятия (в приспособленном помещении, месте) прибывшие специалисты МСЧ оказывают пострадавшим только первую медицинскую и врачебную помощь и обязательно назначают соответствующие радиозащитные средства.** При проведении первичной медицинской сортировки регистрируют общее число пострадавших, особо выделяя больных с ожогами и травмами, заполняют эвакуационные медицинские карточки.

(5.19) При значительном числе пораженных определяют очередность их направления в стационар: [2]

- пострадавших с тяжелыми лучевыми или комбинированными поражениями эвакуируют машинами скорой помощи;

- пострадавшие с умеренной и средней тяжести первичной реакцией на внешнее облучение не нуждается в медицинском сопровождении, и могут быть вывезены обычным транспортом.

(5.20) В здравпункте, специализированном приемном отделении МСЧ у пострадавших собирают, упаковывают и маркируют индивидуальные дозиметры, одежду, перчатки, обувь, монеты, ключи, часы и отправляют в специализированные учреждения для уточнения дозовых нагрузок специальными методами.

Специализированное приемное отделение

(5.21) В соответствии с поступающей информацией об аварии в стационаре МСЧ развертывают специальное приемное отделение и организуют прием пострадавших, с учетом возможности их экстренной госпитализации.

(5.22) В специализированном приемном отделении проводятся следующие мероприятия:

- оказание неотложной медицинской помощи пострадавшим (п. 5.18);

- Разделение потоков лиц с радиоактивным загрязнением и лиц, прошедших дозиметрический контроль и санитарную обработку;

- общее медицинское и радиометрическое обследование;

- продолжение профилактики инкорпорации радионуклидов (раздел 5.5.);

- продолжение первичной медицинской сортировки (Приложение 5.2) и регистрации;

- определение степени внутренней и наружной контаминации пострадавших с помощью прямой радиометрии, биофизических методов, счетчика излучения человека (СИЧ) (таблица 5.2.).

Стационар МСЧ

(5.23) Проявления и выраженность клинических симптомов лучевого поражения зависят от вида, мощности дозы и распределения дозы по телу облученного (Приложения 5.2, 5.3). В стационаре МСЧ проводят сортировку пострадавших оказывают квалифицированную (с элементами специализированной) медицинскую помощь.

(5.24) Вопрос о направлении больных в специализированную клинику решают в стационаре МСЧ после получения информации о числе пораженных и вовлеченных в аварию, о характере и тяжести предполагаемых лучевых поражений, на основе данных первичной медицинской сортировки. [2]

(5.25) В специализированную клинику в первую очередь направляют пострадавших с острой лучевой болезнью (ОЛБ) средней - крайне тяжелой степени тяжести или с комбинированным поражением, как наиболее нуждающихся в специализированном лечении.

При невозможности госпитализации большого числа лиц, облученных в дозе менее 2 Гр, можно ограничиться только амбулаторным клинико-лабораторным наблюдением в течение не менее 2-х месяцев [1].

Транспортировку больных из стационара МСЧ в специализированную клинику проводят в первые-вторые сутки, при большом количестве пострадавших в течение первой недели до периода разгара ОЛБ.

Вместе с пострадавшим в специализированную клинику направляют медицинскую карту и карту предварительного медицинского и гигиенического расследования (Приложение 5.4.).

Нетранспортабельных больных (коллапс, шок, неукротимая рвота и пр.) эвакуируют в специализированную клинику после стабилизации состояния пациентов.

(5.26) При угрозе эвакуации МСЧ, нетранспортабельных больных до стабилизации их состояния переводят в убежище, где должны быть созданы соответствующие условия для лечения. При входе в убежище организуется работа санпропускника.

(5.27) При авариях с числом вовлеченных лиц от 1 до 10 человек, в специализированную клинику госпитализируют всех.

5.1.3. Проведение лечебно-профилактических мероприятий среди лиц, привлекаемых к ликвидации последствий аварии (Участники ЛПА).

(5.28) Уже в первые дни после крупномасштабной радиационной аварии формируется большой и постоянно растущий контингент участников ЛПА, требующий регистрации и соответствующего наблюдения.

(5.29) Как правило, участников ЛПА размещают вне зоны опасного радиоактивного загрязнения. Организация медицинского обслуживания требует приспособленные для этих целей помещения и привлечение сменного медицинского персонала.

(5.30) Состояние здоровья участников ЛПА контролируют в динамике и регистрируют в документах медицинских учреждений с выдачей на руки копий результатов исследований и заключений.

(5.31) Особенностью организации работы местных медицинских учреждений в этих условиях будет усиление противоэпидемических мероприятий в связи с прибытием и размещением больших групп участников ЛПА, живущих, как правило, в приспособленных помещениях или в полевых условиях.

_____________________________

* травматологические, ожоговые, токсикологические, санитарно-гигиенические бригады, дополнительные бригады скорой медицинской помощи с использованием консультативной помощи радиологов и гематологов.

** При радиационной аварии помимо воздействия основных факторов аварии (радиационный фактор), возможно возникновение сочетанных и комбинированных поражений у лиц вовлеченных в аварию. Так наличие травм, ожогов, химических отравлений особенно с нарушением целостности кожных покровов и осложненных травматическим, токсическим или ожоговым шоком приводят к значительным трудностям в определении последовательности и объема оказания медицинской помощи и специальных радиационно-гигиенических мероприятий, особенно в первые сутки после аварии. Ниже представлена схема (алгоритм) действия в первые часы после возникновения аварии по выполнению мероприятий медицинской помощи.

1. Экстренная помощь:

1.1 Экстренная эвакуация. При неблагоприятном развитии аварийной ситуации и появлении факторов непосредственно угрожающих жизни: взрыв, пожар, задымление, разрушение конструкций помещения (установки) немедленно выполняется экстренная эвакуация (персонал, другие вовлеченные лица) из зоны аварии, с соблюдением правил переноски пострадавших и последующим оказанием неотложной медицинской помощи вне зоны аварии на безопасном удалении.

1.2. Медицинская помощь по жизненным показаниям:

- устранение асфиксии всех видов: удаление из ротовой полости инородных предметов и субстанций, препятствующих дыханию - открыть рот пострадавшего, повернув голову на бок, пальцами, обернутыми материалом, очистить ротовую полость;

- остановка кровотечения, - наложить импровизированный (или стандартный) жгут выше места кровотечения, пальцевое прижатие артерии, вены выше раны или с помощью марлевого (по возможности стерильного) тампона непосредственно в ране;

- противошоковые мероприятия;

- прекращение или ограничение воздействия радиоактивных веществ на кожу и слизистые - санобработка открытых кожных покровов струей прохладной (30°С) воды, снятие загрязненной одежды.

2. Неотложная помощь:

- Медицинская помощь по жизненным показаниям (см. выше), включая непрямой массаж сердца и искусственное дыхание.

- Освобождение пострадавших из под обломков, завалов. Извлечь, освободить, откопать пострадавших, при недостаточности и невозможности ручного пособия - использовать соответствующие инструменты, если возможно, предварительно наложить жгут на пораженную конечность, принять меры по обезболиванию, охлаждению пораженного сегмента

- При проникающих ранениях грудной клетки - наложить окклюзионную повязку (ликвидировать подсасывание воздуха внутрь грудной клетки).

- Специальная обработка области раны, ожога для предотвращения поступления радионуклидов в организм. Дезактивация раны (ожога) путем обильного 10-15 минутного промывания водой и орошением раствором соответствующего комплексона (см. табл. 5.2). При отсутствии артериального кровотечении наложить эластичный бинт, жгут выше области раны для создания венозного застоя (артерию не пережимать! - должна быть пульсация артерии ниже жгута) с целью усиления венозного кровотечения из раны.

- Выполнить иммобилизацию конечностей при переломах, повреждении суставов, ранениях и ожогах; выполнить бинтование и охлаждение конечностей после сдавливающего воздействия.

- Переодеть в чистую одежду, согреть.

- Выполнение специальных медицинских программ при пероральном или ингаляционном поступлении (см. таблица 5.2.)

5.2. Организация оказания медицинской помощи населению.

(5.32) В зону крупномасштабной радиационной аварии может быть вовлечено большое число административно-территориальных образований (города, районы, области), население которых находится на медицинском обслуживании местных, включая МСЧ и территориальных ЛПУ (ЦРБ, областные больницы).

Это обусловливает необходимость организации профилактических медицинских осмотров, лабораторных исследований и дозиметрического обследования большого количества людей.

На рис. 5.2 представлена возможная схема организации работы лабораторно-диагностического комплекса для массового обследования населения с привлечением СМБ.

(5.33) Территориальные органы управления здравоохранения и близлежащие к зоне аварии ЛПУ должны быть информированы о факте аварии, об изменениях радиационной обстановки, о характере и объеме проводимых защитных мероприятий.

Планирование и организация медицинской помощи населению базируется на информации о состоянии и развитии радиационной обстановки как в зоне аварии, так и в конкретных населенных пунктах.

Как правило, в ближайшие часы после возникновения аварии не удается получить достаточно полную информацию. Поэтому первоначально необходимо достоверно установить (документальное подтверждение) сам факт и действующие факторы аварии, объект, где она произошла, время ее возникновения, метеоусловия и их прогноз, населенные пункты, население которых может быть вовлечено в аварию.

(5.34) При возникновении аварии прогноз медицинских последствий основывается на предварительной оценке доз облучения населения. Местные и территориальные органы управления здравоохранения взаимодействуют с территориальными органами ВСМК. В последующем, все медицинские мероприятия, местные и территориальные медицинские учреждения, осуществляют в соответствии с общим планом проведения защитных мероприятий и ликвидации последствий аварии.

(5.35) В случае радиационной аварии с выбросом радиоактивных изотопов йода местные и территориальные ЛПУ участвуют в организации и проведении йодной профилактики (Приложение 4.5).

(5.36) Если на территории или в населенном пункте, введена защитная мера "укрытие", то для уменьшения обращаемости в ЛПУ, до решения вопроса о дальнейших мерах по защите, рекомендуется расширять показания для госпитализации, задерживать выписку больных из стационара для проведения госпитальной реабилитации.

(5.37). Особенностью работы поликлинического звена медицинского учреждения в этих условиях может являться переход от обычного режима по обращаемости и диспансерному наблюдению, к помощи на дому. В этом случае необходимо предусмотреть обеспечение безопасных условий работы медицинского персонала (время нахождения на открытой местности, использование СИЗ, йодная профилактика и т.д.).

(5.38) При введении защитной меры "укрытие" необходимо организовать противорадиационную защиту медицинского учреждения.

(5.39) Основными задачами ЛПУ являются организация эвакуации самого медицинского учреждения и обеспечение медицинской помощи населению в процессе его эвакуации и в местах временного размещения. Непосредственно перед началом эвакуации следует подтвердить безопасность планировавшихся до аварии путей эвакуации и соответствие пункта назначения условиям "чистой" зоны.

(5.40) Особенностью оказания медицинской помощи населению в случае его эвакуации является потеря собственной госпитальной базы в населенном пункте, подлежащем эвакуации. В этих условиях следует предусматривать возможность организации медицинской помощи в выездных условиях, в приспособленных помещениях, выделяемых в местах временного размещения.

Отягчающим обстоятельством может являться ухудшение связи между разобщенными подразделениями местного медицинского учреждения и сложность организации его работы в этих условиях, что требует предусмотреть мобильную связь между подразделениями.

(5.41) Организация медицинской помощи эвакуируемому населению конкретна в складывающихся условиях аварийной ситуации. Она зависит от радиационной обстановки в населенных пунктах и на маршрутах эвакуации, подготовленности медицинского персонала, согласованности действий различных медицинских учреждений между собой и с органами управления здравоохранения, территориальными органами МЧС и администрацией территории.

(5.42) При эвакуации населения возможен повышенный травматизм и обострение различных соматических заболеваний.

Медицинский персонал на всех этапах эвакуации должен быть готов к оказанию неотложной помощи, дезинтоксикационной терапии и другим видам лечения на маршруте эвакуации и вне госпитальной базы. Для оказания медицинской помощи при проведении эвакуации должны быть предусмотрены специальные медицинские укладки.

(5.43) Эвакуация является стрессовой ситуацией и может привести к возникновению психотических и острых психических расстройств. Поэтому при проведении данной защитной меры необходимо предусматривать организацию психиатрической помощи, в том числе и на маршрутах эвакуации населения (Приложение 5.5).

(5.44) Отягчающим обстоятельством является эвакуация больных из инфекционных и психиатрических стационаров. В этом случае необходимо предусматривать выделение специального санитарного транспорта.

(5.45) Планирование путей эвакуации населения и ЛПУ должно быть достаточно гибким и определяться в зависимости от результатов радиационной разведки, проводимой на маршруте специальными подразделениями.

(5.46) Во время эвакуации возможно радиоактивное загрязнение транспорта в том числе и санитарного, что может привести к невозможности его въезда в незагрязненные районы. В связи с этим необходимо до начала эвакуации установить место специальной санитарной обработки, переодевания и перемещения людей и больных на незагрязненный транспорт; выделение медицинского персонала и санитарного транспорта от ЛПУ населенного пункта временной дислокации (эвакуация "на себя").

(5.47) Во всех случаях необходимо четкое ведение и хранение медицинских документов, их передача по назначению при перемещениях медицинского учреждения или эвакуированных лиц.

5.3. Специализированная медицинская бригада (СМБ)

(5.48) СМБ формируются на базе специализированных научных и клинических центров, специализированных МСЧ, крупных территориальных ЛПУ и предназначены для консультативной помощи и усиления медицинских учреждений, занятых оказанием помощи при радиационных авариях.

(5.49) Бригада организует и планирует свою работу во взаимодействии с территориальными органами управления здравоохранения, с МСЧ, с территориальными органами МЧС России, аварийно-спасательными формированиями, местными органами исполнительной власти и другими службами, участвующими в ликвидации последствий радиационных аварий.

(5.50) В состав Бригады входят специалисты по радиационной медицине и гигиене, физики-дозиметристы. При необходимости в состав СМБ могут быть включены врачи и лаборанты гематологи, эндокринологи и другие врачи и специалисты. Состав Бригады при необходимости может быть увеличен (уменьшен), могут формироваться несколько бригад и т.п.

(5.51) Основные задачи СМБ:

- организация в ЛПУ медицинской помощи и подготовка пострадавших при радиационной аварии к эвакуации в специализированную клинику (проведение первичной сортировки пострадавших, оказание им экстренной медицинской помощи и установление очередности эвакуации пораженных в специализированные лечебные центры, оценка поступления радиоактивных веществ внутрь организма и проведение соответствующих медицинских мероприятий);

- участие в организации индивидуального дозиметрического контроля персонала ЛПУ, контроля радиоактивной загрязненности поверхностей санпропускника и помещений ЛПУ;

- участие в подготовке предложений по эвакуации ЛПУ и населения;

- участие в медицинском обеспечении участников ЛПА;

- участие в организации и проведении массового обследования населения для выявления лиц, подлежащих специализированному наблюдению;

- подготовка информации с места аварии о сложившейся обстановке.

(5.52) В Приложении 5.6 представлен рекомендуемый список медикаментов для "аварийной укладки" СМБ.

5.4 Организация медицинской помощи в специализированной клинике.

Принципы современного лечения лучевой патологии.

Основные задачи

(5.53) Специализированная клиника решает следующие задачи:

- направляет на место аварии специализированную медицинскую бригаду в составе специалистов, имеющих опыт диагностики и лечения, больных с лучевой патологией. Эта бригада, как правило, завершает проведение медицинской сортировки, формирует потоки больных на госпитализацию в специализированную клинику или, в случае необходимости, в другие стационары, а также оказывает консультативную помощь органам местного здравоохранения в принятии решений по медицинскому обслуживанию населения;

- проводит оценку (реконструкцию) пространственно-временного распределения доз излучения средствами и методами прямой и косвенной физической дозиметрии, а также на основе анализа клинических и биологических проявлений реакции на облучение, данных лабораторных исследований периферической крови и костного мозга, цитогенетических и других исследований;

- осуществляет лечение больных по оптимальным схемам различных типов радиационного воздействия и их сочетаний, в том числе и местных лучевых поражений; продолжает проводить декорпорацию радионуклидов;

- проводит клиническую и лабораторную оценку возможного одновременного воздействия на пострадавших радиационного и радиационно-химического факторов (аварии на радиохимическом производстве, при перевозках делящихся материалов, аварии с гексафторидами металлов);

- осуществляет наблюдение и коррекцию общесоматических расстройств у подвергшихся действию ионизирующего излучения;

- в последующем проводит экспертизу трудоспособности и устанавливает возможную связь заболеваний с радиационным воздействием.

(5.54) Специализированная клиника должна быть постоянно готова к оказанию медицинской помощи в полном объеме [1]. При крупномасштабной радиационной аварии это требование может быть выполнено при условии, если:

- персонал клиники заранее обучен и тренирован в интенсивной нештатной работе;

- число отделений и коек, набор клинико-лабораторных и инструментально-диагностических исследований достаточны для проведения обследования и лечения пострадавших, в том числе с сочетанными и комбинированными поражениями с обширными ожогами, требующими интенсивного и трудоемкого хирургического лечения на всех его этапах;

- имеется возможность группировать пострадавших с приблизительно одинаковым типом и степенью тяжести поражения по отделениям клиники, что позволяет наиболее удачно организовать работу медицинского персонала и последовательно направлять максимальные усилия на лечение той или иной группы больных в данное время;

- постоянно имеется запас необходимых лекарственных средств;

- помещения клиники оборудованы для эффективной организации санитарно-пропускного режима и соблюдения необходимых радиационно-гигиенических требований, а персонал обеспечен средствами индивидуальной защиты, индивидуальными дозиметрами.

Принципы лечения.

(5.55) Современные принципы лечения ОЛБ в специализированном стационаре схематически представлены в таблице 5.1 [3].

Таблица 5.1.

Схема
лечебных мероприятий при ОЛБ различной степени тяжести.

амбулаторное наблюдение	Не менее 2 месяцев					ТАКМ, HLA-идент				симптоматическая	терапия
		G-CSF или GM-CSF				Комбинация ГРФ:1L-3 + GM-CSF
						Профилактика аутоиммунных осложнений - стероиды, иммунодепрессанты			"Экспериментальные методы терапии"
						Аппаратная дезинтоксикация*. Профилактика ДВС-синдрома: свежезамороженная плазма + гепарин
				Полное парентеральное питание; коррекция метаболизма, содержания электролитов; дезинтоксикационная терапия					Симптоматическая" противоинфекционная и заместительная терапия, дезинтоксикация, наркотики
		Превентивное назначение антибиотиков широкого спектра действия, антифунгозных препаратов, противовирусных препаратов, иммуноглобулинов. Лечение инфекционных осложнении миелодепрессии. Адекватная терапия компонентами крови: тромбомассой, эритромассой
		Изоляция, энтеральная стерилизация
		Госпитализация
0	I	II	III		IV
Степень тяжести ОЛБ
0	1	2	4		6		10	15			20
Дозы облучения, Гр

_____________________________

* - при сочетании с распространенными поражениями кожи (бета-облучение) с поражением подкожной клетчатки и мышц и т.д. (гамма-, n°-облучение) дезинтоксикация может понадобиться при лечении пораженных с любой степенью ОЛБ или даже только при местном лучевом поражении (МЛП).

Сокращения: ТАКМ, HLA-идент. - трансплантация аллогенного костного мозга идентичного по антигенам гистосовместимости системы HLA; ГРФ - гемопоэтические ростовые факторы: Г-КСФ - гранулоцитарные колонии стимулирующий фактор (G-CSF), ГМ-КСФ - гранулоцитарно-макрофагальные колонии стимулирующий фактор (GM-CSF), ИЛ-3 - интерлейкин-3 (IL-3); ДВС-синдром - синдром диссеминированного внутрисосудистого свертывания.

(5.56) При легкой степени ОЛБ (доза общего внешнего облучения до 2 Гр) и при невозможности госпитализации достаточно 2-х месячного клинико-лабораторного амбулаторного наблюдения больных по месту жительства для контроля состояния их здоровья и верификации дозы облучения различными методами. Около 20-25% из этой когорты лиц вследствие несовершенства методов и ошибок дозиметрии или индивидуальных особенностей, могут продемонстрировать снижение содержания в крови нейтрофильных гранулоцитов и тромбоцитов, что потребует обязательной госпитализации и лечения. Возможны интеркурентные инфекционные осложнения.

(5.57) Раннее обязательное лечение пациентов проводят при ОЛБ II-IV степени, т.е. при облучении свыше 2 Гр. Всех больных госпитализируют и изолируют, обеспечив асептический режим пребывания.

(5.58) У всех госпитализированных обязательны проведение профилактики и лечения экзо- и эндогенных инфекционных и геморрагических осложнений: селективная деконтаминация кишечника и целенаправленные назначения антибиотиков широкого спектра действия, противовирусных и антигрибковых препаратов, регулярные введения иммуноглобулинов, адекватная заместительная терапия компонентами крови. По показаниям базовую терапию расширяют и при ОЛБ с тяжелыми проявлениями поражения слизистых желудочно-кишечного тракта (ЖКТ) проводят полное адекватное парентеральное питание, активную коррекцию метаболических и водно-электролитных расстройств, дезинтоксикационную терапию, лечат синдром диссеминированного внутрисосудистого свертывания, ауто- и изоиммунизацию.

(5.59) При местных лучевых поражениях (МЛП) проводят профилактику и лечение инфекционных и геморрагических осложнений, применяют дезагреганты и антикоагулянты, средства улучшающие кровоснабжение и уменьшающие отек, используют различные стимуляторы и ростовые факторы. Хороший эффект достигается использованием аэрозольных препаратов (лиоксанол, лиоксазоль).

Возникшие пузыри не вскрывают, а изолируют стерильными повязками, как и раневые поверхности после отторжения их покрышки; эрозии и язвы лечат противоожоговой мазью.

В большинстве случаев оперативные вмешательства проводят до развития (или после) стихания проявлений костномозгового синдрома ОЛБ, т.к. ранние ампутации, некротомии или некрэктомии уменьшают интоксикацию, способствуют выздоровлению [4]. Раневые дефекты закрывают с помощью кожной аутопластики, свободной или на сосудистой ножке. Наилучший эффект дает микрохирургическая техника пластических операций.

(5.60) Для сокращения общего времени цитопении при ОЛБ II-III ст. применяют гемопоэтические ростовые факторы: гранулоцитарные либо гранулоцитарно-макрофагальные колонии стимулирующие факторы (Г-КСФ, ГМ-КСФ). При ничтожном числе оставшихся жизнеспособными родоначальных кроветворных клеток для ускорения дифференциации и пролиферации клеток-предшественниц показано сочетание Интерлейкина-3 (ИЛ-3) и Г-КСФ или ГМ-КСФ (возможно с HLA-идентичной пересадкой костного мозга, но только при равномерном гамма-облучении в диапазоне доз от 10 до 15 Гр) [3].

(5.61) Опыт лечения ОЛБ с применением современных средств поддерживающей и заместительной терапии показывает возможность достаточно долгого сохранения жизни, что обеспечивает выживание пациентов при облучении в дозах до 8 и даже 10 Гр, т.е. с возможностью восстановления собственного кроветворения. Использование ростковых факторов в дополнение к базовой терапии увеличивает общую эффективность лечения.

(5.62) Применение трансплантаций костного мозга из-за серьезных, вплоть до смертельных, иммунологических осложнений и большой токсичности иммунодепрессантов необходимых при аллогенных пересадках ограничено. Однако за рубежом все еще существуют рекомендации введения пересадок костного мозга в комплекс терапии при внешнем облучении в дозах свыше 6 Гр. При этом для снижения степени выраженности иммунологических эффектов при не полностью HLA-совместимых пересадках рекомендуют использовать дополнительную иммуносупрессию циклофосфаном [3].

(5.63) Превышение дозы 15 Гр скорее всего приведет к смерти практически во всех случаях из-за обширных ожогов, тяжелого поражения слизистых желудочно-кишечного тракта (ЖКТ), бронхолегочной системы и т.д. Тем не менее, эти больные требуют полноценного лечения и ухода с акцентом на применение средств симптоматической терапии.

5.5. Медицинская помощь при внутреннем облучении.

(5.64) Первые мероприятия по ограничению поступления радионуклидов в организм должны начинаться непосредственно на месте происшествия, в санпропускнике с использованием само- и взаимопомощи, в здравпункте в следующей последовательности:

1) срочный вывод пострадавших из зоны загрязнения;

2) наложение жгута проксимальнее локализации загрязненной радионуклидами раны для усиления венозного кровотечения;

3) срочное последовательное снятие загрязненной радионуклидами одежды по заранее определенному порядку (наиболее загрязненную сначала);

4) полный или частичный обмыв тела, ограничение распространения активности по телу и поступления нуклида внутрь, герметизация повязкой (заклеивание) зоны наиболее высокой по уровню загрязнения и др.;

5) полоскание рта, носа, промывание глаз (после отбора мазков), с обязательным сбором промывных вод в специальные четко маркированные закрытые емкости для радиометрического исследования.

(5.65) Дальнейшие медицинские мероприятия проводятся на здравпункте (фельдшер совместно с бригадой скорой помощи) или приемном отделении центра экстренной медицинской помощи. Врач скорой помощи и персонал приемного отделения продолжают проведение мероприятий начатых на месте происшествия ( здравпункте) по неотложным жизненным показаниям.

Все мероприятия по санитарной обработке и первой помощи (удаление радиоактивных веществ с кожных покровов и слизистых, промывание желудка, очистительная клизма) должны проводиться под дозиметрическим контролем.

(5.66) Специальную санитарную обработку радиоактивно загрязненных кожных покровов проводят до уровня радиоактивного несмываемого загрязнения. Применяют дезактивирующие средства: "Защита", "деконтамин", паста 116, соответствующие комплексены с последующим обильным обмыванием под душем. Последовательность смывания идет от менее к более загрязненным участкам тела. Последние в дальнейшем изолируются с помощью фиксирующей повязки. Глаза, полость рта промываются обильно проточной водой и 2% раствором питьевой соды, затем снова водой.

(5.67) При поступлении радиоактивных веществ в желудочно-кишечный тракт используют средства, предупреждающие или ограничивающие их всасывание. С учетом характера радионуклида в первые сутки рекомендуется применение:

- сернокислого магния 20 г в 1 стакане воды (при поступлении продуктов деления);

- 2 г ферроцина в 200 мл воды однократно (при поступлении радиоактивного цезия);

- 30 г активированного угля в 2-3 стаканах воды (при поступлении плутония).

- далее выполняется промывание желудка через зонд и повторное введении указанных препаратов.

Для промывания желудка используют до 5-10 л воды комнатной температуры (18-20°С) порциями по 300-500 мл. У пострадавших в состоянии комы резко замедляется резорбция радионуклидов из желудочно-кишечного тракта, что может способствовать депонированию значительного количества не всосавшихся радионуклидов или токсических веществ. При тяжелом бессознательном состоянии больных, промывание желудка производится повторно в первые сутки после инкорпорации радионуклидов. У больного в коматозном состоянии с отсутствием кашлевого и ларингиального рефлексов промывание желудка производят после предварительной интубации трахеи.

После промывания выполняются очистительные клизмы; пробы всех полученных промывных вод оставляются после измерения их количества с указанием срока отбора для последующего биофизического анализа. Чрезвычайно важны для последующей оценки пробы первой порции кала и мочи, с указанием времени прошедшего с момента аварии.

(5.68) Резорбция радионуклидов через поврежденный кожный покров в зависимости от вида и характера травмы увеличивается в следующем порядке: колотые раны > резаные раны > рваные раны > ссадины > ожоги химические > ожоги термические [5]. Наибольшей резорбцией обладают радионуклиды щелочных, щелочноземельных, галогенов, фосфора, кобальта и других легко метаболизируемых элементов, находящихся в ионной форме. Всасывание растворимых солеи указанных нуклидов через раны составляет 50-100% за 24 часа. Однако, большая часть радиоактивного изотопа всасывается уже в первые 30-60 минут. За этот срок резорбируется до 80-85% цезия-137, 60-80% йода-131, 30-35% стронция-90 (для колотых ран). Трансплутониевые элементы всасываются в меньшем количестве. Так, азотнокислых солей плутония всасывается 3-16%, америция и других трансплутониевых элементов - 10-18% в сутки. Уровень всасывания хлоридов выше: за тот же срок всасывается до 20% плутония и 50% америция. Комплексные соединения характеризуются еще более высокой резорбцией, а резорбция металлического плутония крайне низка. При ожогах возможно увеличение всасывания радионуклидов в 1,5-3 раза по сравнению с неповрежденной кожей (не отслоившийся эпидермис при ожогах I-II ст.), при нарушении целостности эпидермиса (II-III ст. ожогов) резорбция приближается к уровню всасывания через раны. Химические ожоги кожи, вызываемые кислотами и щелочами, могут сопровождаться более глубоким проникновением радиоактивных веществ в кожу и значительным всасыванием в организм.

К мероприятиям, предотвращающим поступление радионуклидов из раны в организм следует отнести усиление венозного кровотечения из раны (венозная гиперемия), что обеспечивает удаление радиоактивного вещества из раны в повязку. Применение эластического бинта (предпочтительно использовать жгут с дозированным давлением) оправдано в случае попадания в рану легкорезорбируемых долгоживущих радионуклидов. Использование венозной гиперемии допустимо при оказании только первой медицинской помощи. Данная процедура обладает и частично обеззараживающим эффектом.

В большинстве случаев, учитывая возможный характер аварии, состояние пострадавшего и предполагаемые условия работы на месте (специализированное приемное отделение МСЧ), должна быть произведена частичная дезактивация раны путем 3-5 минутного промывания области травмы стерильным раствором соответствующего комплексона (см. таблицу 5.2.) либо стандартным дезинфицирующим раствором.

Применение перевязочного материала, тампонов может уменьшить всасывание радиоактивных нуклидов в рану. Однако, повязка не предупреждает их резорбцию через раневую поверхность, а лишь снижает ее величину за счет адсорбции части изотопов на повязке. В первые 5 минут после наложения повязки или тампонирования обеспечивается удаление 25-60% радиоактивности.

При тяжелых, потенциально опасных для жизни травмах и состояниях, риск от возможного поступления радионуклидов значительно меньше риска несвоевременного оказания специализированной помощи. Очередность выполнения дезактивациейных мероприятий может быть отсрочена по отношению к неотложным медицинским мероприятиям, особенно по жизненным показаниям.

(5.69) При ингаляционном поступлении радионуклидов неотложная помощь включает аналогичные мероприятия с учетом, что ингалированные радиоактивные вещества частично попадают в желудочно-кишечный тракт из носоглотки с мокротой и слюной. При предположении о возможном поступлении радионуклидов необходимо провести ингаляцию раствора комплексона (при поступлении плутония, америция, железа и др. - пентацин 0,5 г повторно) с помощью ультразвукового ингалятора. При поступлении значительных количеств плутония решается вопрос о целесообразности бронхопульмонального лаважа, и длительно назначаются комплексоны ингаляционно и парентерально.

(5.70) Лечебные и профилактические мероприятия в специализированном стационаре (первые 2-3 месяца) включают:

- завершение в полном объеме дозиметрических исследований и расчет формирования доз в критических органах;

- лечебные манипуляции, в том числе хирургические, по клиническим или дозиметрическим показаниям в сроки, соответствующие возможному периоду формирования заболевания, или по контрольным измерениям в соответствии с характером поступивших радионуклидов;

- клиническую оценку синдрома, сроков его формирования, дальнейшего течения и прогноза;

- выдачу соответствующих экспертно-трудовых рекомендаций для каждого пострадавшего.

(5.71) Главным принципом в случае острых поступлений радиоактивных веществ являются неотложный характер медицинской помощи, сочетающей, по показаниям, симптоматическую и этиотропную терапию [6, 7].

Так же как и в случаях внешнего облучения, ведение пострадавших осуществляют поэтапно: от места аварии до специализированного стационара. Мероприятия на этапах оказания помощи должны учитывать конкретные особенности каждой ситуации и своеобразие поведения данного радионуклида [1].

(5.72) Применение срочной этиотропной терапии на первом этапе осуществляется в отсутствие точных сведений об уровне депонирования радионуклидов, получение которых требует значительного времени. Одновременно предусматривается поэтапное уточнение экспозиции, отбор биопроб для последующего их измерения и ретроспективного уточнения количества инкорпорированных радионуклидов. Особую роль играет первичная медицинская сортировка в спецприемном отделении.

(5.73) Помимо сочетания внешнего и внутреннего облучения, возможна комбинация радиационных и химических факторов в аварийной ситуации, что предопределяет особенности клинической картины поражения, а также специфических мероприятий по диагностике, медицинской сортировке и лечению.

При прогнозировании клинических последствий сочетанных радиационных и комбинированных поражений в результате радиационной аварии следует учитывать следующие положения:

- взаимное отягощение действия повреждающих факторов (радиационного, химического и др.);

- для каждого конкретного радионуклида определяющее значение имеют время, концентрация, пути поступления (ингаляционный, через кожу, рот, парентеральный, смешанный), химическая форма (вид соединений), физическое состояние (дисперсность аэрозоля, растворимость и др.);

- широкий интервал доз внутреннего облучения и токсических доз среди участников аварии;

- необходимость быстрого выделения ведущего фактора (который может не являться радиационным) и соответствующих воздействию приоритетных мероприятий при состояниях, угрожающих жизни пострадавшего.

(5.74) Ниже приводится радиационно-токсикологическая характеристика аварий сопровождающихся возможностью внутреннего облучения с тяжелыми медико-биологическими последствиями для вовлеченных лиц.

1. Аварийный выброс в воздушную среду химически активных соединений радионуклидов и стабильных изотопов (гексафторид урана [ГФУ] и др.), быстро гидролизующихся в воздухе при соприкосновении с кожей и слизистыми оболочками пострадавших. Для соединений подобного типа характерно перкутантное или ингаляционное поступление внутрь организма в зависимости от применения СИЗ и физических условий протекания аварии. Различная токсикологическая значимость химического соединения (носитель: фтор, диметил, диэтил и др.) и собственно радионуклида предопределяет механизмы реализации повреждения и прогноз радиационного и химического воздействия. Так радиационное воздействие природного (низкообогащенного) ГФУ пренебрежимо мало по сравнению с сильнейшим токсическим эффектом фтора и его соединений. Воздействие ГФУ(235 U), имеет самостоятельное радиационное значение, но реализация радиационных эффектов отсрочена во времени и ведущим является токсикологическое значение фтора. Тем не менее, при оказании медицинской помощи следует учитывать необходимость проведения специфических мероприятий по деконтаминации и декорпорации, а так же соблюдать определенные правила медицинского и радиационно-гигиенического сопровождения пациентов с высокой вероятностью внутреннего поступления.

Таким образом, в первые часы (первые сутки) определяющую роль будут играть быстро наступающие эффекты химического поражения (в связи с различием резорбции металла и анионов с кожных покровов обычно незащищенных в аварийных ситуациях). Если пострадавшие переживут их повреждающий эффект, то возможно развитие лучевой болезни с реализацией радиационных эффектов в критических системах специфических для различных нуклидов и их соединений.

2. При выбросе в окружающую среду продуктов деления ядерного топлива и радиоактивных отходов для всей группы вовлеченных лиц ведущую роль в реализации радиационных эффектов играет внешнее облучение. Для отдельных лиц инкорпорация радионуклидов в результате ингаляционного поступления может иметь ведущее значение.

3. При утечке радиоактивных газов или парогазовой смеси внешнее облучение может сопровождаться дополнительным облучением верхних дыхательных путей и кожи.

4. Наколы, обсыпание, обливание, заглатывание радионуклидов, как правило является результатом нарушения техники безопасности со стороны отдельных лиц. В этом случае возможно облучение критических органов вплоть до острых радиационных эффектов.

(5.75). Основные клинические проявления, обусловленные острым однократным поступлением некоторых радионуклидов внутрь организма человека, методы контроля и специфической терапии представлены в таблице 5.2.

Таблица 5.2.

Основные клинические проявления, обусловленные острым однократным поступлением некоторых радионуклидов внутрь организма человека, методы контроля и программы специализированной терапии

Радионуклид, период полураспада	Состояние радионуклида в соединении (способ поступления)	Критический орган	Основные клинические проявления (однократное поступление > 50 ПГП)	Мониторинг	Методы специализированной терапии
1	2	3	4	5	6
Тритий (12,3 лет)	Р	Все тело	ОЛБ - МС, геморрагический синдром, неврологические проявления	Измерение активности проб мочи, пота, слюны (в жидком сцинтилляторе)	Водная нагрузка, мочегонные, форсированный диурез
Железо-55 (2.7 лет)	Р (пероральное )	КМ, селезенка	Гипоплазия костного мозга	Измерение активности промывных вод, мочи (радиохимический анализ)	Промывание желудка, адсорбенты, десфераль - 5-10 г внутрь, водная нагрузка, десфераль - 4,0 г/сут в/в
	HP (ингаляционное)	Легкие	Интерстициальные поражения легких	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Бронхопульмональный лаваж* (дефероксамин 1%-ный р-р), муколитики
Железо-59 (44, 53 сут)	Р (пероральное)	Толстая кишка (нижний отдел)	Дефекты слизистых толстой кишки, денудация	Измерение активности проб мочи, крови	Промывание желудка, адсорбенты, десфераль - 5-10 г внутрь, водная нагрузка, десфераль- 4,0 г/сут в/в
	HP (ингаляционное)	Легкие	Интерстициальные поражения легких	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Бронхопульмональный лаваж* (дефероксамин 1%-ный р-р), муколитики
Кобальт-58 (70,8 сут)	Р (пероральное)	М, толстая кишка	Преходящая лейкопения, дефекты слизистых толстой кишки, денудация	Измерение активности всего тела, легких (СИЧ), проб мочи	Промывание желудка, адсорбенты
Кобальт-60 (5,27 лет)	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Бронхопульмональный лаваж*, отхаркивающие, муколитики
Стронций -89 (50.5 сут)	Р (пероральное)	КМ, ТК, слизистые рта, кость	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых полости рта, толстой кишки	Измерение активности проб мочи (радиохимический анализ)	Промывание желудка, сорбенты, слабительное, водная нагрузка, мочегонное, препараты кальция (per os, в/в), альгинат натрия
Стронций-90 (29 лет)	HP (ингаляционное)	Легкие, ВДП	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Бронхопульмональный лаваж*, отхаркивающие, муколитики, препараты кальция (per os, в/в), альгинат натрия
Иттрий-91 (58.51 сут)	Р (пероральное)	КМ, ТК, слизистые рта, костные ткани	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых полости рта, толстой кишки	Измерение активности проб мочи (радиохимический анализ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, форсированный диурез (100 мл/час); повторные в/в введения пентацина 5% 5-10 мл
	HP (ингаляционное)	Легкие, ВДП	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Отхаркивающие, муколитики, УЗ ингаляции р-ра пентацина (0,5 г), бронхопульмональный лаваж* с раствором пентацина
Цирконий-95 (63.98 сут)	Р (пероральное)	КМ, ТК	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых толстой кишки	Измерение активности всего тела, легких (СИЧ), проб мочи	Промывание желудка, сорбенты, слабительное, водная нагрузка, мочегонные
	HP (ингаляционное)	Легкие, ВДП	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Бронхопульмональный лаваж*, отхаркивающие, муколитики
Рутений-106 (368.2 сут)	Р (пероральное)	КМ, ТК	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых толстой кишки	Измерение активности всего тела (СИЧ), проб мочи	Промывание желудка, сорбенты, слабительное, водная нагрузка, мочегонное
	HP (ингаляционное)	Легкие, ВДП	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Бронхопульмональный лаваж*, отхаркивающие, муколитики
Иод-129 (1.57 х 10(7)лет)	Р (пероральное)	Щитовидная железа	Тиреоидит, гипотиреоз, образование узлов	Измерение активности проб мочи (радиохимический анализ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, прием йода (0,125 KJ) 7 сут
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, в отдаленные сроки - пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Прием стабильного йода (0,125 KJ) 7 сут, отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции
Иод-131 (8,04 сут)	Р (пероральное)	Щитовидная железа	Тиреоидит, тиреонекроз; в отдаленные сроки -гипотиреоз	Измерение активности всего тела(СИЧ), ЩЖ, проб мочи	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, прием стабильного йода (0,125 KJ) 7 сут
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, в отдаленные сроки -пневмосклероз	Измерение активности всего тела, легких (СИЧ), промывных вод после диагностического лаважа легких	Прием стабильного йода (0,125 KJ) 7 сут, отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции
Цезий-134 (2.062 лет) Цезий-137 (30 лет)	Р (пероральное)	М, слизистые, мышцы, нервная система, печень	Гипоплазия костного мозга, цитопения периферической крови, дисферментопатия печени и мышечной системы	Измерение активности всего тела (СИЧ), проб мочи	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, прием ферроцина до 3-4 г/сут, форсированный диурез (100 мл/час), парентеральное введение растворов солей калия
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, в отдаленные сроки - пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ), промывных вод после диагностического лаважа легких	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный лаваж*
Церий-144 (284,3 сут)	Р (пероральное)	КМ, слизистые ОФЗ, ТК	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых ротоглотки, толстой кишки	Измерение активности всего тела (СИЧ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, форсированный диурез (100 мл/час)
Полоний-210 (138,4 сут)	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный лаваж*
	Р (ингаляционное)	Почки, органы РЭС, КМ	Геморрагический синдром, гепатит, токсическая нефропатия, острая почечная и печеночная дистрофия, лимфопения	Измерение активности проб мочи (радиохимический анализ )	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, форсированный диурез (100 мл/час), повторные в/в введения унитиола (оксатиола) 5% 5-10 мл. 4 раза в сутки
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный*, введение унитиола, оксатиола
Радий-226 (1600 лет)	Р (пероральное, ингаляционное)	КМ	Гипоплазия КМ	Измерение активности всего тела (СИЧ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, форсированный диурез (100 мл /час), препараты кальция (per os, в/в), альгинат натрия
Торий-232 (1.405 x 10(10) лет)	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхпульмональный лаваж*, препараты кальция (per os, в/в), альгинат натрия
	Р (пероральное)	КМ	Гипоплазия костного мозга, гепатоз	Измерение активности биопроб (радиохимический анализ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, поддержание РН мочи = 8 (в/в бикарбонат натрия), форсированный диурез (100 мл/час)
Нептуний-237 (2. 14 x 10(9) лет)	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный лаваж*
	Р (пероральное)	КМ, нисходящий отдел ТК	Гипоплазия костного мозга, дефекты слизистых ОФЗ, толстой кишки, денудация	Измерения активности биопроб (моча и др.)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, поддержание РН мочи = 8 (в/в бикарбонат натрия), форсированный диурез (100 мл/час)
	HP (ингаляционное)	КМ, нисходящий отдел ТК	ИП, пневмосклероз	Измерения активности биопроб (бронхиальные смывы и др.)	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный лаваж*
Уран-234 (2.45 x 10(5) лет) Уран-235 (7,04 x 10(8) лет) уран обогащенный	Р (пероральное)	Почки, КМ	Токсическая нефропатия (нефротический синдром), ОПН, умеренная гипоплазия костного мозга	Измерения активности биопроб (мочи и др.)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, поддержание РН мочи = 8 (в/в бикарбонат натрия), форсированный диурез (100 мл/час), повторно в/в введение пентафацина по схеме, гемосорбция и гемодиализ при ОПН
Уран-238 (4.47 x 10(9) лет)	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности промывных вод после диагностического лаважа легких	Отхаркивающие, муколитики, лечебные ингаляции, бронхопульмональный лаваж*
Плутоний-238 (87.7 лет.) Плутоний-239 (2.41 х 10(4) лет) Плутоний-241 (14.4 лет)	Р (пероральное)	КМ, печень, кость	Гипоплазия костного мозга, остеодисплазии, нарушения функций печени по типу гепатита	Альфа-радиометрия биосубстратов (моча и др.) после радиохимического анализа; измерение активности легких, скелета, печени (СИЧ) для плутония-241 - измерение в жидком сцинтилляторе после радиохимического анализа	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, поддержание РН мочи = 8 (бикарбонат натрия в/в), форсированный диурез (100 мл/час,); повторные в/в ведения пентацина 5%-ный раствор - 5-10 мл
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерения активности легких (СИЧ) и биопроб (бронхиальные смывы и др.)	Отхаркивающие, муколитики, УЗ ингаляции р-ра пентацина, бронхопульмональный лаваж* р-ром пентацина
Америций-241 (433 лет)	Р (пероральное, ингаляционное, раневое)	КМ	Гипоплазия костного мозга и лимфоузлов	Альфа-радиометрия биосубстратов (после радиохимического анализа), загрязненных поверхностей и ран	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное, поддержание РН мочи = 8 (бикарбонат натрия в/в), форсированный диурез (100 мл/час, р-р соды), пентацин
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, бронхопульмональный лаваж*
Кюрий-242 (162,8 сут)	Р (пероральное)	Печень, КМ	Гипоплазия М, нарушения функций печени	Измерение активности всего тела (СИЧ), мочи	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, бронхопульмональный лаваж*
Калифорний-252 (2,638 лет)	Р (пероральное)	КМ	Гипоплазия М	Измерение активности всего тела (СИЧ)	Промывание желудка, адсорбенты, слабительное
	HP (ингаляционное)	Легкие	ИП, пневмосклероз	Измерение активности легких (СИЧ)	Отхаркивающие, муколитики, бронхопульмональный лаваж*

_____________________________

* Медицинская процедура "бронхопульмональный лаваж" является сложной и тяжелой для пациента манипуляцией. Данная процедура выполняемая по радиологическим показаниям может иметь высокую эффективность и предотвратить реализацию внутреннего облучения в эффектах поражения легочной ткани. Определение показаний к процедуре основывается на дозиметрическом прогнозе. Прогнозируемая доза на легкие близкая к пороговой (облучение в дозе 7-8 Зв при высокой мощности дозы) для развития ИП и его фатального исхода (РДСВ - респираторный дисстрес синдром взрослых, вторичная инфекция и др.) является абсолютным показанием для выполнения процедуры.

(5.76) Для определения показаний и проведения деконтаминации и декорпорации как специализированной медицинской помощи на первом этапе необходимо оценить:

1) максимально возможные количества веществ на рабочем месте, рабочую манипуляцию, при которой произошло поступление радионуклида, загрязнение одежды, перчаток, респиратора, характер аварии;

2) форму и физико-химическое состояние соединения (раствор, соли, порошок оксида металла и т.д.);

3) пути поступления (кожа, рана, дыхательные пути, пищеварительный тракт);

4) выполнявшиеся ранее мероприятия, способствующие скорейшему удалению радионуклидов: деконтаминация кожных покровов и слизистых; орошение раны, промывание желудка, очистительная клизма, введение стабильного изотопа, прием жидкости, адсорбента, комплексообразователя);

5) анализы образцов слизи из носа, мочи, кала, смыва со слизистых оболочек, промывных вод, крови (особое внимание обращают на быстровыводимые вещества;

6) результаты первого прямого измерения содержания гамма-излучающих изотопов в ране, на коже, в теле (СИЧ, "Плут" и др. приборы).

(5.77) По результатам полученной информации (п. 5.76.) принимается решение о необходимости декорпорации в условиях специализированного стационара, где дополнительно проводят:

1) измерение образцов выдыхаемого воздуха (тритий, торон, радон) - в случае поступления трития, тория, урана-232 и радия;

2) оценку поглощенной дозы в критическом органе - для определения показаний к этиотропной терапии (СИЧ, "Плут" и др. приборы);

3) определение количественных и качественных характеристик имевшего место поступления радиоактивных веществ (оценивается формирование дозовой нагрузки в основных органах, прогнозируются нестохастические эффекты и риски развития стохастических эффектов облучения - для решения вопроса о последующих лечебно-профилактических мероприятиях и ориентировочных экспертно-трудовых рекомендациях);

4) выполняется длительное динамическое наблюдение в отдаленном периоде.

5.6 Обеспечение радиационной безопасности медицинского персонала

(5.78) Медицинские работники, участвующие в качестве спасателей в работах по ликвидации последствий аварии, относятся к категории А (персонал) и на них распространяются соответствующие требования НРБ-96.

(5.79) На всех этапах оказания помощи медицинские формирования должны приступать к работе только после получения информации о радиационной обстановке. Исключением является только оказание медицинской помощи по жизненным показаниям.

(5.80) Для предотвращения радиоактивного загрязнения и попадания радиоизотопов внутрь при радиационных авариях с выбросом нуклидов в окружающую среду персонал должен быть обеспечен и обучен обращению с СИЗ и обязан их использовать [2].

(5.81) Проникающее излучение от поврежденного реактора или фрагментов активной зоны при их попадании в окружающую среду может представлять высокую опасность для жизни только при работах в непосредственной близи к источнику излучения.

Внешнее гамма-облучение медперсонала возможно от радиоактивного инородного тела, от гамма-излучающих изотопов на поверхности кожи пациентов или уже попавших внутрь (например от 131 I в щитовидной железе пациента).

Риск облучения сводится к минимальному, если проведена предварительная радиационная разведка с маркировкой территории и определение допустимого времени безопасного пребывания в зоне.

(5.82) Загрязнение альфа-, бета-излучающими изотопами рабочих поверхностей при соблюдении санитарно-гигиенических требований и использовании СИЗ во время работы и деконтаминации кожи и одежды после окончания работы для медицинского персонала не опасно.

(5.83) Контакты медработников с анализируемыми биологическими образцами, выделениями в любых объемах и продолжительностью работ, кроме щитовидной железы в первые 1,5 месяца после аварии (при аутопсии погибших в эти сроки щитовидная железа удаляется первой с обязательным дозиметрическим контролем) радиационной опасности практически не представляют.

5.7. Принципы планирования медико-санитарного обеспечения персонала и населения при радиационной аварии

(5.84) Готовность территориальных органов управления здравоохранения, территориальных ЛПУ, МСЧ, обслуживающих радиационно-опасные объекты, к работе в условиях радиационной аварии обеспечивается в соответствии с действующими нормативными и инструктивными документами путем выполнения комплекса подготовительных мероприятий.

План медико-санитарного обеспечения персонала и населения в случае радиационной аварии предусматривает порядок, ответственных исполнителей и сроки выполнения мероприятий по медицинскому обеспечению населения в случае радиационной аварии со стороны органов управления здравоохранения и медицинских учреждений.

План определяет характер и объем взаимодействия между органами управления здравоохранения административно-территориальных образований, ТЦМК, ЛПУ, ЦГСЭН, МСЧ, медицинской службой ГО.

(5.85) Основными критериями при подготовке Плана является:

- адекватность планируемой системы медико-санитарного обеспечения конкретному источнику радиационной опасности;

- реалистичность и объективность в оценке медицинских сил и средств;

(5.86) Этапы разработки плана представлены на рисунке 5.3.

Подготовка исходной информации имеет основное значение для планирования. Необходимо получение информации о возможных типах и классах аварий на объекте.

В аварийном плане могут быть представлены основные прогнозируемые сценарии развития аварийной ситуации, в условиях реальной аварии для принятия решения основное значение будет иметь реальная оперативная обстановка. При этом информация о факте аварии и оперативные прогнозы, полученные от предприятия или любого другого компетентного органа, определяют приоритетные задачи по медицинскому обеспечению.

(5.87) В Плане должны быть отражена информация по следующим вопросам:

- перечень органов управления здравоохранения, медицинских учреждений и формирований, ответственных за организацию и проведение необходимого объема мероприятий;

- схема оповещения органов и учреждений здравоохранения и населения;

- объем санитарно-гигиенических и лечебно-профилактических мероприятий, проводимых при том или ином масштабе (классе) радиационной аварии;

- инструкции по действиям медицинского персонала в аварийной ситуации;

- перечень необходимых запасов медицинского имущества, медикаментов и оборудования, в том числе приборов и техники, выделяемых для проведения радиационного контроля;

- размещения медицинских учреждений, маршрутов их эвакуации, пунктов сбора и мест проведения обследования и дозиметрического контроля населения;

- план проведения подготовки медицинского персонала;

- график проверки планов работы медицинских учреждений, систем связи и соответствующего оборудования.

(5.88) Исходными данными для разработки Плана являются:

- численность работающих на предприятии (объекте);

- количество населения (включая детей до 14 лет), обслуживаемого местной (территориальной) лечебной сетью в зоне возможной радиационной аварии;

- прогноз возможных медицинских последствий для данного района или области (размеры зоны аварии, дозовые нагрузки на население без учета проведения защитных мер, уровни загрязнения территории, необходимость в проведении йодной профилактики, укрытии и эвакуации населения);

- возможное количество пострадавших, нуждающихся в различных видах медицинской помощи;

- коммунальные и санитарные условия жизни населения;

- лечебные учреждения, их профиль, коечная емкость, наличие специализированных отделений;

- численность, состав и подготовленность персонала медицинских учреждений;

- специализированные (радиологические) медицинские бригады (СМБ), их численность, состав специалистов, оснащенность медикаментами и оборудованием;

- ЦГСЭН, их оснащенность;

- наличие и обеспеченность населения, больных и персонала медицинских учреждений убежищами, СИЗ;

- наличие и обеспеченность препаратами стабильного йода;

- принятые решения по размещению СИЗ, медикаментов, необходимого имущества и оборудования, их складированию и хранению;

- выделение населенных пунктов для эвакуируемого населения и медицинских учреждений, служебных зданий (помещений) для развертывания медицинских учреждений, жилой площади для медицинского персонала и членов их семей;

- наличие транспорта для эвакуации населения и медицинских учреждений;

- основные и запасные маршруты эвакуации, типы и состояние дорог;

- потребное и имеющиеся количество других медицинских сил и средств (медицинские формирования и учреждения МО, МВД, МЧС, санитарная авиация и др.);

- федеральные резервы;

- другие вопросы, влияющие на принятие решения руководителем территориального органа управления здравоохранения.

(5.89) Описание основных разделов плана медико-санитарного обеспечения населения при радиационной аварии на АЭС представлено в приложении 5.7.

(5.90) В первый момент после аварии (ближайшие часы), как правило, не удается получить достаточно полную информацию.

В таблице 5.3. приведена рекомендуемая форма (Карточка) первичного донесения о радиационной аварии, заполняемая медицинским учреждением, обслуживающим радиационно-опасное предприятие (в данном примере МСЧ АЭС) для передачи в вышестоящие органы управления здравоохранения. Карточка может заполняться поэтапно по мере получения и уточнения исходной информации.

Таблица 5.3

Карточка
первичного донесения о радиационной аварии на АЭС

 1. Дата и время получения информации __________________________________

 2. Характеристика аварии (масштаб, выброс РВ в окружающую среду) ______

 3. Дата и время возникновения аварии __________________________________

 4. Наименование АЭС: __________________________________________________

 5. Место нахождения АЭС (район, город, ближайший аэропорт) ____________

 6.  Последствия  аварии  (ориентировочное  число  пораженных,   наличие

 сопутствующих травм, размеры ЗРА,) ____________________________________

 7. Проводимые и планируемые мероприятия по ликвидации аварии __________

 8. Прогноз  развития   аварийной   ситуации  (загрязнение  значительных

 участков территории, распространение продуктов  выброса  в  направлении

 крупного населенного пункта и т.п.)

 _______________________________________________________________________

 9. Требуемая дополнительная помощь ____________________________________

 Сообщение передал: (Ф.И.О., должность) ________________________________

 Для связи: (телефон, факс) ____________________________________________

 Сообщение принял: (Ф.И.О., должность) _________________________________

 Меры (мероприятия), принятые лицом, получившим донесение: _____________

 Подпись лица, принявшего донесение: ___________________________________

Список литературы к главе 5.

1. Руководство по организации медицинской помощи при радиационных авариях. // А.К. Гуськова, А.В. Барабанова, Р.Д. Друтман, А.А. Моисеев. - М., Энергоатомиздат, 1989, - 88 с.

2. Оказание медицинской помощи пострадавшим при радиационных авариях и несчастных случаях. // Инструкция. - М., Минздрав РФ, 1992, - 101 с.

3. Селидовкин Г.Д. - Анализ современных подходов к лечению костномозгового синдрома острой лучевой болезни. // Пробл. гемат., 1995, N 2, с. 30-34.

4. Надежина Н.М., Гуськова А.К., Селидовкин Г.Д. и соавт. - Опыт организации медицинской помощи пострадавшим при аварии на Чернобыльской АЭС. // Сов. мед., 1990, N 10, с. 56-60.

5. Л.А. Ильин., Е.В. Иванов. // Радиоактивные вещества и кожа. М. Атомиздат, 1972.

6. Л.А. Ильин. // Основы защиты организма от воздействия радиоактивных веществ. М. Атомиздат, 1975.

7. Л.А. Ильин., Г.П. Архангельская // Радиоактивный йод в проблеме радиационной безопасности. М. Атомиздат, 1974.

Приложение 5.1

Классификация
радиационных аварий для решения задач медицины катастроф.

Приведенная в главе 2 универсальная шкала оценки тяжести и опасности радиационных аварий (INES), была разработана и рекомендована МАГАТЭ в основном для целей оповещения (в том числе через средства массовой информации) населения о глобальной оценке возможной тяжести и опасности случившегося события при авариях на предприятиях ядерной промышленности (АЭС и др.). Имеются и другие классификации радиационных аварий, например, технологическая классификация, рассматривающая возможные аварийные ситуации с точки зрения заложенных в проектных документах конструктивных, инженерных и других систем обеспечения радиационной безопасности предприятия. Для решения задач медицины катастроф такие классификации мало пригодны. Они могут лишь ориентировать на масштаб возможных последствий и на уровень вмешательства (объектовый, локальный, местный, региональный, федеральный), необходимый для их ликвидации.

Классификация радиационных аварий по признакам, позволяющим оперативно и эффективно решать задачи медицины катастроф (таб. 1, 2), которые прежде всего связаны с оказанием медицинской помощи пораженным, для каждого типа и класса радиационной аварии должна содержать, по нашему мнению, следующие сведения:

- профессиональную характеристику вовлеченных в аварию лиц (работники предприятия - "персонал"; члены аварийно-спасательных бригад; лица, привлеченные для ликвидации последствий аварии - "участники ликвидации последствий аварии "; лица из населения, оказавшиеся в момент аварии в ее очаге - "свидетели аварии"; остальное население, вовлеченное в сферу действия факторов радиационной аварии - "население");

- качественную и количественную характеристику прогноза возможных санитарных потерь среди вовлеченных в аварию лиц (число пораженных, характеристика возможных клинических эффектов, количественный прогноз их возможных исходов);

- перечень медицинских мероприятий, необходимых для оказания медицинской помощи пораженным;

- медицинские учреждения и формирования, привлекаемые для минимизации медицинских последствий.

Для удобства ориентации медицинских работников, участвующих в оказании помощи пораженным, возможных радиационных аварий можно условно разделить на две группы.

В первой группе радиационных аварий можно отнести достоверно установленные, быстро протекающие и ожидаемые события, сопровождаемые клиническими проявлениями воздействия ионизирующего излучения у вовлеченных в аварию лиц, либо высокой вероятностью их проявления. Такие радиационные аварии могут возникнуть на стационарных радиационно опасных объектах (предприятия и организации, использующие ядерные и радиационные технологии, включая АЭС), на радиационных исследовательских и терапевтических облучательских установках, при ядерных взрывах, при перемещении радиоактивных и делящихся материалов на транспортных средствах и т.д.

Аварии, отнесенные к первому типу могут различаться по тяжести предполагаемых медицинских последствий. Радиационные аварии с исследовательскими и терапевтическими установками являются разновидностью аварий на стационарных объектах без вовлечения населения, но с возможностью вовлечения нескольких (как правило, не более 5) оказавшихся рядом лиц, могущих подвергнуться острому лучевому воздействию.

Радиационные аварии первого типа на стационарных объектах разделяются по классам на локальные, местные и общие. Радиационные аварии этого типа при транспортировке при перемещении радиоактивных и делящихся материалов можно разделить по классам на "локальную простую" (вовлечен только персонал транспортного средства), "локальную осложненную" (вовлечен персонал транспортного средства и лица, участвующие в ликвидации последствий аварии) и местные - вовлечено население.

Ко второй группе радиационных аварий можно отнести события, достоверность которых устанавливается радиационно-гигиеническим или криминологическим расследованием, в связи с выявлением острого радиационного поражения (острой лучевой болезни - ОЛБ, местного лучевого поражения - МЛП и т.д.) у лиц, оказавшихся в сфере действия этой аварии. При втором типе аварии сам факт аварии может оставаться неизвестным от нескольких дней до выявления клинических проявлений воздействия ионизирующего излучения у вовлеченных лиц. Длительность скрытого периода зависит от степени тяжести реализованных лучевых поражений, количества и категории вовлеченных лиц, квалификации медицинского персонала. Такие аварии, как правило, связаны с нарушением правил радиационной безопасности персоналом, с хищением или случайными находками радионуклидных источников (РНИ), например, в результате случайного контакта лиц из населения с неизвестным предметом, бесцельно подобранным, похищенным или переданным третьими лицами радионуклидным источником (РНИ малого размера) с утерянным контролем со стороны ответственных лиц. Крайне редко может возникнуть вариант с умышленным использованием закрытых РНИ с целью нанесения ущерба третьим лицам.

Этот тип аварий можно также разделить по классам на локальные и местные.

Указанные в виде непосредственных клинических эффектов: ОЛБ, МЛП, ХЛБ, являясь детерминированными эффектами облучения, могут значительно различаться по клиническим проявлениям и конкретным лечебным мероприятиям при разных радиационных авариях. При этом предлагаемые сопоставления по степеней тяжести клинических проявлений общеприняты и наглядно демонстрируют критичность той или иной группы риска из числа вовлеченных в радиационную аварию лиц, как по абсолютной численности приведенных групп, так и по частоте, структуре и прогнозу предполагаемых клинических вариантов лучевых поражений.

Таблица 1

Классификация
радиационных аварий для решения задач медицины катастроф

Класс аварии	Вовлеченный в аварию контингент	Характеристика контингента			Возможные клинические радиационные эффекты	Прогноз исходов острых радиационных эффектов, %			Первоочередные медико-гигиенические мероприятия	Привлекаемые силы
		число вовлеченных	с острыми эффектами, %	без острых эффектов, %		благоприятный	относительный	не благоприятный
1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11
На стационарном радиационных объектах
Локальная	персонал	1-10	10-50	>50	ОЛБ 1-4	>50	<15<	<25	выявление ОЛБ и МЛП квалифицированная мед. помощь, направление в спец. клинику	Здрав, пункт, СМБ от МСЧ, санитарная авиация (СА), спец. клиника
					МЛП 1-4	>60	10	<10
	персонал	100-1000	до 5	>95	ОЛБ 1-4	>80	<1	<5	выявление ОЛБ и МЛП, сортировка, квалифицированная мед. помощь, направление в спец. клинику	Здрав. пункт, СМБ от МСЧ, территориального ЛПУ, СА, СМБ Федерального Уровня, спец. клиника
					МЛП 1-4	>50	5<35	<15
Местная	участники ликвидации последствий аварии	200-1000	0-1	99-100	ОЛБ 1-2	>90	<10	0-1	регистрация, наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед. помощи, медицинское наблюдение	Здрав. пункт, СМБ от МСЧ, поликлиника и лабораторная служба МСЧ
					МЛП 1-2	>90	<10	0-5
	лица из населения (свидетели аварии)	10-1000	0*	0-100**	ОЛБ 1-2**	100	0	0	сопровождение защитных мероприятий, йодная профилактика, мед. наблюдение, учет	МСЧ, территориальное ЛПУ, МЧС, ТЦМК, ВЦМК, СМБ Федерального уровня
					МЛП 1-**	100	0	0
	персонал	100-3000	1-3	>95	ОЛБ 1-4	>80	<15	<5	выявление ОЛБ и МЛП, сортировка, неотложное лечение, направление пострадавших в спец. клинику, организация наблюдения	Здрав. пункт, СМБ от МСЧ, территориального ЛПУ, СА, СМБ федерального уровня, спец. клиника, усиленные ЛПУ
					МЛП 1-4	>50	<35	<15
	участники ликвидации последствий аварии	1000-50000	0-0,25	99-100	ОЛБ 1-3	>90	<10	0-1	регистрация, наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед. помощи, рекреация	Здрав, пункт, СМБ от МСЧ, поликлиника и лабораторная служба МСЧ, усиленные ЛПУ
					МЛП 1-3	>90	<10	0-5
Общая	лица из населения (свидетели аварии)	10(3)-10(5)	0*	100*	ОЛБ 1**	100	0	0	сопровождение защитных мероприятий, йодная профилактика, мед. наблюдение, учет	МСЧ, территор. ЛПУ, ЦГСН, МЧС, ТЦМК, ВЦМК, СМБ федерального уровня министерств и ведомств
					МЛП 1-2**	100	0	0
	население	10(3)-10(6)	0*	100*	МЛП 1**	100	0	0	участие в организации защитных мероприятий, йодная профилактика, медицинское наблюдение и экспертиза, сопровождение эвакуации	ТЦМК, территориальные ЛПУ, МЧС, СМБ разных уровней, СМ Б министерств и ведомств, ВЦМК "Защита"
На транспортных объектах
Локальная, простая	персонал транспортного средства	1-10	10-50	>50	ОЛБ 1-2	>90	<10	0	лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	линейные бригады скорой помощи, территориальные ЛПУ, спасательно-аварийная бригада отправителя груза, мед. служба МПС, ГО
					МЛП 1-2	>80	<10	0
Локальная, осложненная	персонал транспортного средства	1-10	10-50	>50	ОЛБ 1-2	>90	<10	0	лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. Клинику	линейные бригады скорой помощи, территориальные ЛПУ, мед. службы МПС, ГО, ТЦМК, спасательно-аварийная бригада отправителя груза
					МЛП 1-4	>50	<25	<25
	участники ликвидации последствий аварии	10-100	0-10	90-100	ОЛБ 1	>95	<5	0	наблюдение за использованием средств инд. защиты, оказание мед. помощи; инд. дозиметрия, регистрация	сопровождающие тр. средство, санитарно-аварийные бригады отправителя, МЧС, ТЦМК, ЛПУ, СМБ федерального уровня
					МЛП 1-2	>95	<5	0
	персонал транспортного средства	1-10	0-50	>50	ОЛБ 1-3	>80	<10	<10	лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений, выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	линейные бригады скорой помощи, территор. ЛПУ, мед службы МПС, ГО, ТЦМК, спасательно-аварийная бригада отправителя груза
					МЛП 1-4	>50	<25	<25
Местная	участники ликвидации последствий аварии	100-500	0-5	95-100	ОЛБ 1-2	>95	<5	0	наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед помощи; инд. дозиметрия, регистрация	сопровождающие тр. средство, санитарно-аварийные бригады отправителя, МЧС, ТЦМК, ЛПУ, ВЦМК "Защита", СМБ федерального уровня
					МЛП 1-2	>95	<5	0
	население из числа свидетелей аварии	10-1000	0*	0-100	ОЛБ 1**	100	0*	0*	сопровождение эвакуации из зоны предполагаемого радиоактивного загрязнения (1,5 км с подветренной стороны), санитарная обработка, дезактивация, квалифицированная медицинская помощь, регистрация	сопровождающие тр. средство, органы МВД, местные органы власти, санитарная аварийная бригада отправителя, МЧС, териториальное ЛПУ, ТЦМК, ВЦМК "Защита", мед службы МПС, ГО министерств и ведомств
					МЛП 1**	100	0*	0*
	персонал транспортного средства	1-10	10-50	90-100	ОЛБ 1-3	>95	<5	0	лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений, выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец клинику	линейные бригады скорой помощи, территор. ЛПУ, мед службы МПС, ГО, ТЦМК, спасательно-аварийная бригада отправителя груза
					МЛП 1-4	>95	<5	0
	участники ликвидации последствий аварии	100-5000	0-1	95-100	ОЛБ 1-3	>95	<5	0	наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед помощи, инд. дозиметрия, регистрация	сопровождающие тр. средство, санитарно-аварийные бригады отправителя, МЧС, ТЦМК, ЛПУ, ВЦМК "Защита", СМБ федерального уровня
					МЛП 1-3	>95	<5	0
Общая (мало вероятное событие)	население из числа свидетелей аварии	10-1000	0*	0-100	ОЛБ 1**	100	0*	0*	сопровождение эвакуации из зоны предполагаемого радиоактивного загрязнения (1,5 км с подветренной стороны), санитарная обработка, дезактивация, квалифицированная медицинская помощь, регистрация	сопровождающие тр. средство, органы МВД, местные органы власти, санитарная аварийная бригада отправителя , МЧС, территориальное ЛПУ, ТЦМК, ВЦМК "Защита", мед. службы МПС, ГО министерств и ведомств
					МЛП 1-2**	100	0*	0*
	население	103-105	0*	0-100	МЛП 1**	100	0*	0*	сопровождение эвакуации из зоны радиоактивного загрязнения, организация питания и режима жизнедеятельности, экспертиза	органы МВД, местные органы власти, МЧС, ТЦМК, ВЦМК "Защита", территориальные ЛПУ, мед службы МПС, ГО, СМБ федерального уровня

_____________________________

* При соответствующем выполнении защитных, профилактических и эвакуационных мероприятий

** Возникновение болезни крайне маловероятно (единичные случаи среди лиц из приведенных подгрупп при не выполнении необходимых защитных, профилактических или эвакуационных мероприятий при радиационной аварии).

Таблица 2.

Радиационные аварии второй группы

1	2	3	4	5	6	7	8	9	10	11
1. Локальная простая	Персонал эсплуатирующми РНИ	1-5	80-20	20-80	ОЛБ-1 ст.	100	0	0	выявление и лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	бригады скорой медицинской помощи, территориальные ЛПУ, МЧС, ТЦМК, ВЦМК Защита", СА, спец. клиника
					МЛП 2-4 ст	>25	<50	<25
2. Локальная осложненная	2.1 Персонал эксплуатирующий РНИ	1-10	0-10	10-90	ОЛБ 1 2 ст	100	0	0	выявление и лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	бригады скорой медицинской помощи, территориальные ЛПУ, МЧС, ТЦМК, ВЦМК Защита", СА, спец. клиника
					МЛП 1-4 ст	>25	<50	<25
	2.2. Участники ЛПА	1-10*	0*	0*	ОЛБ 1 ст**	100	0	0	наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед. помощи; инд. дозиметрия, регистрация	ЦГСН, органы МВД, местные органы власти, МЧС, ТЦМК, ВЦМК "Защита", ЛПУ
					МЛП 1 ст**	100	0	0
	Лицо, разрушившее РНИ или имевшее с ним случайный контакт	1	0	100	ОЛБ 1 2 ст	50	50	0	выявление контактных лиц, санитарная обработка, лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	бригады скорой помощи, ЦГСН, МЧС, территориальные ЛПУ, ТЦМК, ВЦМК "Защита", спец. клиника
					МЛП 3-4 ст	0	0	100
3. Местная	Население (в случае нарушения целостности РНИ)	10-200*	99-100	0-1	ОЛБ (ХЛБ) 1-2*	100	0	0	выявление контактных лиц, санитарная обработка, лечение опасных для жизни комбинированных и сочетанных поражений; выявление ОЛБ и МЛП, направление в спец. клинику	бригады скорой помощи, ЦГСН, МЧС, территориальные ЛПУ, ТЦМК, ВЦМК "Защита", спец. клиника
					МЛП 1-2 ст* (хр.язва)	100	0	0
	Участники ЛПА	1-10*	0*	100	ОЛБ 1 ст.**	100	0	0	наблюдение за использованием радиопротекторов и средств инд. защиты, оказание мед. помощи; инд. дозиметрия, регистрация	ЦГСН, органы МВД, МЧС, ТЦМК, ВЦМК "Защита", ЛПУ
					МЛП 1 ст**	100	0	0

_____________________________

* При соответствующем выполнении защитных, профилактических и эвакуационных мероприятий

** Возникновение болезни крайне маловероятно (единичные случаи среди лиц из приведенных подгрупп при не выполнении необходимых защитных, профилактических или эвакуационных мероприятий при радиационной аварии)

Типизация радиационных аварий может основываться на опыте реально возникавших аварий. Большое значение для практической медицины представляет выделение основных сценариев протекания РА и типовых вариантов данного события в зависимости от масштаба явления, вовлеченного контингента, прогноза структуры и численности пострадавших. Подобная классификация РА имеет эпидемиологический, понятный практическим врачам принцип построения и не противоречит основным принципам классификации медицинских последствий радиационных аварий.

Медицинская классификация РА, представленная в таблицах 1-2, не претендует на абсолютно полный учет всех частных и биологически значимых характеристик РА. При этом основной принцип, положенный в основу предлагаемой классификации РА, подчеркивает, что определяющее значение для реализации аварийного воздействия ионизирующего облучения в тех или иных клинических эффектах имеет пространственное (в теле человека) и экспозиционное (мощность поглощенной дозы) распределение дозы ионизирующего излучения в тканях и органах человека. Помимо этого в предлагаемой классификации представляется важным выделить основные мероприятия медицинского противо-аварийного комплекса и приоритетные направления для выделяемых категорий вовлеченных лиц, а так же привлекаемые силы по медицинскому обеспечению Типологические варианты определены, исходя из обобщения наиболее часто встречающихся на практике. Так же учитывались особенности исходных состояний, прогнозы их развития, управляющие признаки для рассматриваемых ситуаций, критерии принятия приоритетных решений и механизмы их реализации. Собственно таблица представляет собой медицинские прогнозы смоделированных, наиболее ожидаемых ситуаций имеющих характер радиационной аварии. Представление в виде подробной таблицы дает возможность сравнительной оценки последствий основных типов и вариантов радиационных аварий и позволяет реально оценить значимость заблаговременного планирования и готовности медицинских учреждений к работе в условиях РА.

Приложение 5.2.

Критерии
для первичной сортировки пораженных лиц по проявлениям первичной реакции (ПР) на облучение.

На облучение организм отвечает неспецифическими проявлениями, отражающими степень интоксикации и выражающиеся следующими общими симптомами:

1. Диспептические: анорексия, тошнота, понос, дискинезия кишечника.

2. Нейромоторные: быстрая утомляемость, апатия, общая слабость.

3. Нейрососудистые: потливость, гипертермия, головные боли, артериальная гипотензия.

4. Проявления реакций отдельных тканей (гиперемия, жжение и т.п), слизистых, слюнных желез, кожи и т.д.

Выраженность ПР зависит от дозы облучения и мощности дозы: чем они выше, тем раньше, выраженнее, дольше и интенсивнее клинические проявления ПР, что позволяет использовать их в качестве тестов клинической дозиметрии для прогнозирования степени тяжести острой лучевой болезни (ОЛБ).

Наиболее существенным клиническим признаком является время появления и интенсивность тошноты и рвоты (табл. 1) при меньшей значимости других физикальных данных (табл. 2).

Таблица 1.

Время возникновения и интенсивность рвоты при ОЛБ различной степени тяжести.

Степень ОЛБ	Время появления		Интенсивность рвоты
	гамма-облучение малой мощности	гамма- и гамма-n°-облучение большой мощности
I	4-6 часов	2-4 часа	однократная
II	2-4 часа	1-2 часа	повторная
III	1-1,5 часа	30 минут - 1 час	многократная
IV	30-40 минут	10-20 минут	очень частая

Таблица 2

Общие симптомы ПР и прогноз тяжести ОЛБ.

Степень ОЛБ	Гипотония, АД, мм Hg	Тахикардия, ЧСС в 1 мин	Температура тела, °С	Состояние сознания
I	нет	нет	нормальная
II	до 100-110	до 100-120	37,1-37,6	ясное
III	до 80-100; м.б.коллапс	до 130-150	37,8-38,2
IV			выше 38,2; м.б.озноб	м.б.спутанным

Появление жидкого стула, из-за множества факторов модифицирующих возможность его появления, учитывают только в сочетании с многократной или очень частой ранней рвотой, предполагая вероятность развития крайне тяжелой степени ОЛБ с возможным возникновением кишечного синдрома.

При ОЛБ III степени слабость выражена умеренно, при ОЛБ IV - значительно. Тяжелая рвота, высокая лихорадка (ОЛБ IV ст.) могут сопровождаться выраженной головной болью, симптомами и признаками отека головного мозга. Соответственно, при меньших воздействиях, выраженность этих симптомов меньше.

Показательными симптомами являются первые ранние органные (сосудистые) реакции лучевого воздействия слизистых ротоносоглотки и кожи (табл. 3 и 4). Сроки их появления зависят от величины и мощности дозы излучения: например, через 6-8 часов при гамма-, гамма-нейтронном облучении большой мощности, или позже 10-12 часов и до конца суток, при гамма-(бета)-облучении малой мощности.

В зависимости от анатомических особенностей разных зон ротоносоглотки появляются начальные изменения слизистой: гиперемия, опалесценция ("жемчужный цвет"), отечность. Такие изменения легче и лучше определяются по слизистой полости рта. Лучевой сиалоаденит (>3-4 Гр): временное болезненное увеличение слюнных желез (1-3 дня), чаще околоушных (любых групп), может быть и наблюдаться с одной стороны, даже при внешнем воздействии, близком к равномерному.

Таблица 3

Ранние изменения слизистой полости рта и ориентировочные дозы предполагаемого внешнего облучения.

Анатомическая область	Доза, Гр
Язычок, лужки, мягкое небо, подъязычная область	5-6
Щеки, твердое небо, десна, глотка	6-7
Язык	8-10

В ответ на облучение на коже появляется первичная эритема: ярко-красно-розовая гиперемия. Появление застойной синюшно-красного цвета гиперемии, отеков подкожной клетчатки (при учете других признаков тяжелой или крайне тяжелой ПР) - обычно следствие местного или неравномерного облучения кистей, стоп, прилежащих и окружающих частей тела в дозе более 15-20 Гр. Ярко-бледный участок кожи, с поверхностью типа "лимонной корочки", окруженный бордюром отека мягких тканей и венозной гиперемии свидетельствует об очень большой дозе локального облучения - более 50-100 Гр.

Таблица 4

Ориентировочные уровни доз для возникновения первичной эритемы кожи.

Анатомическая область	Доза, Гр
Веки	> 2
Лицо, шея, верхняя часть груди	5-6
Живот, сгибательные поверхности рук и ног	6-7
Спина, разгибательные поверхности рук и ног	7-10

Степень тяжести костномозгового синдрома (КМС) ОЛБ при остром внешнем облучении можно оценить по лабораторным исследованиям крови. Хроническое, пролонгированное, фракционное воздействие на показателях крови в ранний период не сказывается.

Первичный лейкоцитоз (или лейкоцитоз первых часов, дня) показывает лишь перераспределение клеток крови в ответ на первичный аффект из-за интоксикации, но не постлучевую их гибель. Этот показатель имеет небольшую зависимость от дозы при значимом влиянии на него преморбидного состояния организма: при уровне более 16,0 х 10(9)/л можно предполагать КМС IV ст., что не исключает возможность его развития и при меньшем содержании лейкоцитов.

При оценке лучевого поражения из лабораторных тестов наибольшее значение имеет абсолютная лимфоцитопения (относительное их содержание не показательно, особенно при лейкоцитозе) через 18-24 часа после облучения, т.к. необходимо время для реализации постлучевой гибели клеток (табл. 5).

Таблица 5

Абсолютная лимфоцитопения через 18-24 часа после облучения

Степень МС	Число лимфоцитов, х 10(7) л
0	более 1,00
1	1,00-0,75
II	0,75-0,50
III	0,50-0,25
IV	менее 0,25

Таблица 6

Номограмма и коэффициенты для расчета дозы равномерного облучения по содержанию лимфоцитов в периферической крови.

Дни ОЛБ	а	b
1-й	2,44	17,45
2-й	1,39	9,97
3-й	1,04	7,26
4-й	0,88	5,66
5-й	0,83	4,81
6-й	0,81	4,41
7-й	0,83	4,42
8-й	0,95	4,08
9-й	0,98	4,05

С 1-2 дня ОЛБ содержание лимфоцитов в крови начинает закономерно уменьшаться и доза облучения может быть рассчитана по формуле: D = а - b х logY, где D - доза облучения (Гр), а и b - коэффициенты (табл. 6), Y - абсолютное содержание лимфоцитов (х 10(9)/л).

Приложение 5.3

Клинические эффекты воздействия ионизирующего излучения.

Разные варианты и сочетания лучевого поражения определяются видом излучения, временем внешнего облучения (кратковременное, однократное - "острое" или хроническое), его геометрией (равномерное или неравномерное), типом воздействия (внешнее или внутреннее, сочетанное или изолированное), мощностью дозы и возможным сочетанием с инкорпорацией радионуклидов. В конечном итоге определяющее значение для реализации тех или иных эффектов облучения имеет пространственное (в теле человека) распределение дозы ионизирующего излучения в тканях и органах человека.

Если доза внешнего или внутреннего воздействия превышает пороговые значения для повреждения процессов физиологической репарации, формируются непосредственные, так называемые детерминированные эффекты или развивается собственно лучевая болезнь.

Лучевая болезнь характеризуется совокупностью симптомов поражений органов и тканей человека (лучевые синдромы), которые имеют фазовое течение. По своей сути, они представляют проявления дефицита зрелых (дифференцированных с высокой функциональной активностью) клеток вследствие гибели родоначальных (стволовых) и активно делящихся (пролиферирующих) клеток, как наиболее чувствительных и радиопоражаемых. Синдромы возникают тем раньше и степень их клинических проявлений тем более значима, чем выше митотическая активность клеток облученных тканей. Костный мозг, слизистые желудочно-кишечного тракта, кожный эпителий отвечают на облучение раньше и выраженнее, чем медленно обновляющиеся ткани, например, мышечная.

Метаболизм инкорпорированных радионуклидов приводит к их накоплению в критических органах, облучение которых (при поступлении больших количеств) формирует органные поражения.

В зависимости от количества погибших родоначальных клеток и, следовательно, нарушения процессов восстановления лучевая болезнь завершается полным или неполным восстановлением, с отсутствием или формированием функциональных или тканевых дефектов.

Радиационные повреждающие факторы и варианты облучения.

При радиационных авариях человек может подвергнуться действию различных видов ионизирующих излучений:

- альфа-излучение к поражению тканей не приводит;

- бета-излучение может повреждать слизистые ЖКТ, эпителий бронхов, клетки альвеол, кожи;

- проникающие виды излучений (гамма-облучение, нейтронное, рентгеновское, электронное) приводят к облучению всего тела разной степени равномерности.

Анализ вариантов облучения при имевших место радиационных авариях показывает явное преобладание случаев облучения с неравномерным распределением поглощенных доз по телу и еще более частым, так называемым, локальным воздействием. Число лиц, вовлеченных в аварии (особенно если основным фактором является внешнее гамма- и бета-излучение), как правило, намного больше числа пораженных с ОЛБ. При авариях с гамма-нейтронным воздействием пораженных немного, но почти все они имеют тяжелые поражения мягких тканей.

Воздействие от небольшого по размерам источника характеризуется резкой неравномерностью распределения поглощенных доз по телу с наибольшим повреждением контактирующих с источником или близлежащих к нему фрагментов тела. На этих участках развивается местное лучевое поражение (МЛП).

Гамма-нейтронное (нейтронное) воздействие всегда неравномерное: повреждаются обращенные к источнику части тела (максимальная доза от нейтронного излучения формируется на глубине 1-2 см, и ослабляясь проникает до 8-10 см); возможен эффект самоэкранирования. При облучении от удаленных гамма-источников или от инертных радиоактивных газов, присутствующих в аварийном выбросе, распределение доз по телу достаточно равномерное.

Выброс радионуклидов (с паром, газом и т.п.), особенно в закрытом помещении, сопровождающий некоторые радиационные аварии, может привести к дополнительному повреждению слизистых и кожи. При отсутствии СИЗ, имеется вероятность поступления радионуклидов внутрь организма.

Аварийный выброс радиоактивных йодов в атмосферу может привести к их поступлению внутрь организма (ингаляционное, через кожу, пероральное) и накоплению его в щитовидной железе, что, в свою очередь, может привести к функциональным нарушениям и органическим поражением.

Общая характеристика и классификация лучевой болезни.

Облучение в дозе до 1 Гр как правило, не сопровождается развитием ОЛБ. У лиц, облученных в дозе 0,5-0,75 Гр при длительном и тщательном наблюдении могут быть обнаружены минимальные лабораторные признаки: снижение числа нейтрофилов и тромбоцитов до нижней границы нормы через 6-7 недель после острого облучения. Облучение в дозе более 0,5 Гр (в редких случаях больше 0,25 Гр) может быть подтверждено выявлением нестабильных и стабильных хромосомных аберраций в культуре лимфоцитов периферической крови. Ни во время обнаружения, ни в отдаленный период эти проявления, выявленные в указанном диапазоне доз, на соматическом статусе облученных не сказываются.

После относительно равномерного облучения в дозе от 1 до 10 Гр развивается, т.н. костномозговая или типичная форма ОЛБ. В ее основе лежит недостаточность костного мозга, проявляющаяся инфекционными осложнениями, кровоточивостью, анемией. Для лиц облученных в дозе от 6 до 10 Гр выделяют переходную форму ОЛБ: от костномозговой к кишечной. При облучении в дозе больше 10 Гр развивается кишечная, токсемическая или сосудистая, церебральная формы ОЛБ, названные по данным экспериментальных исследований и нескольким клиническим наблюдениям, по ведущей причине смерти: поражение кишечника, токсемия и сердечно-сосудистые расстройства, отек головного мозга.

При делении ОЛБ по формам не учитывается ее полисиндромность: например, выраженные изменения слизистой ротоносоглотки, наблюдаемые при костномозговой форме, или поражение кожи и глубокая костномозговая аплазия при кишечной. Поэтому ОЛБ удобнее характеризовать тяжестью отдельных синдромов, проявления которых при неравномерном облучении могут значимо отличаться от общей совокупности.

Классификация по степени тяжести ОЛБ от близкого к равномерному облучению построена на принципе вероятности выживания пациента (табл. 1).

Таблица 1

Классификация ОЛБ по прогнозу для выживания.

ОЛБ	Доза, Гр	Вероятность выживания
I ст.	1-2	выживание гарантировано
II ст.	2-4	современное лечение должно обеспечить выживание всех больных
III ст.	4-6	современное лечение должно привести к выживанию большинства больных
IV ст.	6-10	выживание маловероятно, но современное лечение может привести к выживанию части больных
	>10-12	выживание мало вероятно

В течении ОЛБ и ее синдромов выделяют первичную реакцию на облучение, латентную фазу, период разгара клинических проявлений и исход: прогрессирование, стабилизация, восстановление и т.д.

Латентный период характеризуется кажущимся клиническим благополучием при продолжающейся гибели родоначальных и делящихся клеток. Развившийся дефицит зрелых клеток органов и тканей и связанные с этим осложнения формируют период разгара заболевания. Репарация клеток и тканей восстанавливает структуру тканей и органов, и функции организма, приводит к клиническому выздоровлению и функциональной компенсации. При очень больших дозах облучения отсроченное и слишком позднее восстановление (до несоизмеримых с возможностью выживания пациента сроков) приводит к гибели.

Выраженность и продолжительность фаз ОЛБ и ее синдромов определяются величиной дозы. Чем больше доза, тем отчетливее, ярче и продолжительнее клиническая картина, короче латентный период. Клиническая манифестация начальных реакций определяется видом излучения и мощностью дозы радиационного воздействия. В случаях интенсивного гамма- или гамма-нейтрон кого облучения может быть обнаружена уже через несколько десятков минут-часов, а при фракционном и пролонгированном гамма-облучении - только к середине-концу первых суток (день "О") или даже позже (табл. 2).

Таблица 2

Общая характеристика ОЛБ.

Признак	Степень тяжести ОЛБ
	легкая	средняя	тяжелая	крайне тяжелая
Продолжительность первичной реакции	может отсутствовать	4-6, до 10 часов	> 12 часов до 1-1,5 суток	Более 2-х суток
Латентный период		до 2 нед.	1 (2) нед.	до 1 нед., может отсутствовать
Цитопения в крови	на 4-5 нед.	на 3-4 нед.	с 2-3 нед.	с 1 ,5-2 нед
Минимальное число лейкоцитов (х 10(9)/л)	2-1,5	< 1,0	<< 1,0	Единичные в препарате
Минимальное число тромбоцитов (х 10(9)/л)	50-40	< 30,0	<< 30,0	0-10,0

Краткая характеристика основных синдромов ОЛБ.

1. Костномозговой синдром (КМС).

Облучение в первую очередь приводит к недостаточности костного мозга: развивается КМС ОЛБ или ХЛБ (ОЛБ возникает после кратковременного внешнего общего облучения в дозах более 1 Гр, хроническая лучевая болезнь от внешнего облучения возникает при воздействии в дозах более 1 Гр/год).

При КМС ОЛБ зависимое от дозы облучения дефицит нейтрофилов и тромбоцитов в крови, как правило, сопровождается инфекционными и геморрагическими осложнениями.

Крайне тяжелый КМС (IV ст.) проявляется выраженным первичным лейкоцитозом (обычно более 16,0 x 10(9)/л), глубокой абсолютной лимфоцито- и ретикулоцитопенией, отсутствием или минимальной выраженностью преходящего абортивного подъема числа нейтрофилов. При этом наблюдается глубокий агранулоцитоз (начиная с 8-10 суток от менее 0,1 x 10(9)/л до нахождения в нескольких стеклах-препаратах единичных лимфоцитов); критическая тромбоцитопения (от менее 30,0 x 10(9)/л до нуля) - с конца 1-ой недели болезни с высокой вероятностью тяжелых проявлений кровоточивости. В большинстве случаев больные погибают без каких-либо признаков роста (восстановления) содержания нейтрофилов и тромбоцитов, но в единичных наблюдениях их число начинает медленно увеличиваться через 1,5-2,5 месяца после облучения. Восстановление костномозговых клеток не превышает в исходе 1/2-1/3 нормального при выраженной очаговой жировой аплазии.

При КМС III ст. глубокая миелодепрессия менее продолжительна: 3-4 недели. Прослеживается четкая дозово-временная зависимость степени лимфоцито- и ретикулоцитопении. В крови может быть столь же высокий или меньший первичный лейкоцитоз, затем переходящий в фазу первого снижения (содержание на 7-8 дни - 0,5-1,5 x 10(9)/л). Агранулоцитоз выявляется с 8 до 20 дня, критическая тромбоцитопения - с 12-16 дня. Восстановление уровней нейтрофилов и тромбоцитов отмечается с 22-24 дня. Частота возникновения цитопенических осложнений очень высока - до 100% случаев. Выраженный геморрагический синдром требует обязательной коррекции (трансфузии тромбоцитарной массы). Репарация кроветворения достигает 1/2 до 3/4 нормального.

Подавление функций костного мозга при КМС II ст. характеризуется меньшей степенью и большей отсроченностью максимальной выраженности цитопении. Отмечается четкая дозово-временная зависимость лимфоцито- и ретикулоцитопении. Первичный лейкоцитоз может отсутствовать или быть не очень выраженным; минимальное содержание нейтрофилов в период первого снижения на 8-9 день достигает значений 2,0-2,5 x 10(9)/л; имеется абортивный подъем; агранулоцитоз развивается с 20-30 дня (у примерно четверти пострадавших, облученных в дозе около 2 Гр, агранулоцитоз может не развиться). Наименьшее содержание числа тромбоцитов наблюдается на 18-24 дни (критический уровень тромбо-цитопении у части больных может отсутствовать). Прирост числа нейтрофилов начинается с 24-34, тромбоцитов - с 24-30 дня. Частота и риск цитопенических осложнений относительно не высокие. Восстановление кроветворения полное.

При КМС I ст. в большинстве случаев выявляются только лабораторные признаки временного подавления кроветворения. У небольшого числа пациентов, облученных в дозе около 2 Гр, может наблюдаться снижение числа нейтрофилов до уровня агранулоцитоза (вполне вероятно, что предварительно оцененные дозы для этих пациентов были неточны). Первичный лейкоцитоз, как правило, отсутствует, отмечается четкая лаг-фаза; минимальное содержание нейтрофилов в период первого снижения на 12-14 день достигает уровня около 3,0 x 10(9)/л, абортивный подъем на 18-22 дни, фаза основного снижения с 30-34 по 36-40 день. Минимальное содержание тромбоцитов в крови отмечается с 26-30 по 30-34 день болезни.

Количественно-временные и качественные характеристики КМС могут быть модифицированы развившимися инфекционными осложнениями, а кровоточивость - ожоговыми проявлениями и лучевыми ожогами ожоговой болезнью. При остром облучении в дозах не вызывающих развитие болезни (менее 1 Гр) в небольшом числе наблюдений в крови могут быть найдены повышение числа тромбоцитов до верхней границы нормы на 9-15 день или снижение содержания нейтрофилов, совсем редко тромбоцитов, до нижней границы нормы на 45-50 дни.

2. Орофарингеальный синдром (ОФС).

ОФС является вторым наиболее частым синдромом ОЛБ. Благодаря доступности осмотра ротоносоглотки, частоте его выявления при ОЛБ, синдром был искусственно вычленен из лучевой патологии слизистых других отделов желудочно-кишечного тракта, где, по-видимому, происходят схожие процессы гибели клеток и их репарации. Чаще всего под ОФС подразумевают изменения слизистой полости рта.

При всех степенях тяжести первой отмечается сосудистая реакция слизистых. После гамма- и гамма-нейтронного воздействия при больших мощностях доз эта реакция возникает через 4-6 часов; после гамма-облучения средней и малой мощности дозы или гамма-, бета-облучения - только через 8-12 часов или позже. Слизистая краснеет, отекает, опалесцирует "жемчужным" цветом, а на щеках появляются отпечатки зубов и белая полоска по линии их смыкания. Изменения могут быть ограниченными или постепенно распространяться на другие зоны с иной радиопоражаемостью, или в связи с неравномерным распределением дозы. Через день-два интенсивность гиперемии уменьшается и обычно к концу недели она исчезает.

Тяжесть проявлений синдрома в период разгара определяется числом погибших родоначальных клеток и способностью и темпом регенерации оставшихся.

При ОФС I ст. после примерно 2-х недельного латентного периода, начинается вторая волна, заключающаяся в появлении застойной гиперемии с синевато-синюшным оттенком, отечности слизистой. Вновь видны отпечатки зубов. Слизистая становится "мутной", белесоватой, на щеках появляются беловатые линии утолщенного эпителия по линии смыкания зубов. При осмотре можно обнаружить мелкие единичные поверхностные эрозии, иногда осложняющиеся вторичной инфекцией. Еще приблизительно через 2 недели наблюдается полное восстановление слизистых.

Проявления ОФС II ст. возникают после облучения также через 2 недели или чуть раньше. Спустя 2-3 дня появляются множественные, иногда с геморрагиями, эрозии на слизистой щек, мягкого неба, подъязычной области, почти всегда осложняющиеся вторичной инфекцией. Часто наблюдается региональный лимфаденит. Длительность проявлений около 3-х недель с полным восстановлением слизистых. У ряда больных эрозии возникают повторно с полной последующей репарацией.

При ОФС III ст. поражение начинается через неделю. На всех участках слизистой полости рта возникают достаточно крупные, в диаметре до 5 мм, множественные язвы и эрозии, покрытые некротическим налетом. Выраженные боли. По мере заживления одних язв и эрозий, появляются другие. Эрозивно-язвенный процесс всегда осложняется смешанной бактериально-грибковой и вирусной (герпес) инфекцией, продолжается до месяца и дольше, имеет рецидивирующий характер. После регенерации слизистых остаются рубчики на местах бывших глубоких язв.

При крайне тяжелом течении ОФС быстро, после некоторого стихания интенсивности первичной гиперемии, уже на 4-6 день она вновь рецидивирует. Слизистая становится синюшной с белыми налетами, отекает. Вскоре развиваются первичные язвенно-некротические, поэтапно или одновременно возникающие обширные поражения слизистых. Некрозы распространяются на подслизистый слой и глубже, язвы инфицируются, отмечаются сильные боли. Слизистая сухая: снижено слюноотделение, что приводит к вторичному поражению. Некротические массы отходят пластами, обнажая глубокие язвенные дефекты. Выражен местный геморрагический синдром. Длительное, до полутора месяцев, повторно рецидивирующее течение синдрома с неполной и, часто, дефектной репарацией слизистой: она истончена, суха, на ней множественные, легко ранимые рубцы.

3. Кишечный синдром (КС).

Понятие КС отличается от формулировки: кишечная форма ОЛБ, т.к. последняя только указывает роль поражения желудочно-кишечного тракта в танатогенезе при облучении в дозе более 10 Гр.

Под КС понимают клинически выявляемые проявления поражения слизистой кишечника. Постлучевые поражения слизистой (подслизистой) оболочки пищевода, желудка, выявляемые методом эндоскопии, обозначают как эзофагит, гастрит и т.д. (отдельные нозологические формы). В понятие синдрома объединяют сосудистую - первую фазу, изменения моторики и собственно лучевое повреждение родоначальных клеток эпителия с реализацией в виде разной степени поражения слизистой (вплоть до денудации ее).

Первые клинические симптомы КС в зависимости от дозы, вида и мощности дозы излучения выявляют на 6-8 и до 12 дня в интервале доз от 5 до 10 Гр (при воздействии излучения с малой мощностью дозы, например, 5-7 сГр/мин, они могут быть не обнаружены вообще). В эти сроки у больных при пальпации живота в илеоцекальной области выявляется шум плеска, урчание, сама пальпация несколько болезненна. Стул имеет тенденцию к послаблению со снижением функции переваривания, определяемым по данным лабораторных исследований. Продолжительность клинических проявлений от 4-х до 10-12 дней.

При значимых для формирования КС дозах, т.е. более 8-10 Гр, стул становится сначала полуоформленным или полужидким, затем водянистым, зеленовато-черного цвета, частым и большого объема за сутки, жидким с примесью крови. При ОЛБ IV ст. это можно наблюдать к концу первой, в начале второй недели болезни. Длительная диарея истощает больных, ведет к большой потере веса, значимым расстройствам электролитного баланса. Как правило, большинство таких больных вскоре погибает. При меньших дозах на 3-й неделе - к концу месяца происходит постепенная нормализация стула.

При дозах более 20 Гр, у некоторых больных, вслед за кратковременным периодом появления жидкого частого стула (первые 1-2 дня, неделя) может развиться паралитическая непроходимость кишечника, что требует оперативного вмешательства.

4. Синдром поражения кожи и подлежащих тканей - местное лучевое поражение (МЛП) или радиодерматит (РД).

Выделяют начальные сосудистые проявления: первичную эритему кожи и отек подкожной клетчатки, мышц; при больших дозах воздействия - латентную фазу, фазу разгара, исход поражения и его последствия. В клиническом течении симптомы последовательно изменяются от более легких проявлений к тяжелым; при неравномерном облучении на различных участках тела одновременно можно наблюдать проявления разной степени тяжести, особенно при нейтронном воздействии.

Первичная эритема обычно стихает через один-два дня и развивается латентная фаза, длительность которой зависит от дозы и мощности излучения. При ее продолжительности до 5 суток (при очень больших дозах она может практически отсутствовать) обычно возникают крайне тяжелые язвенно-некротические изменения; при продолжительности до 14 суток - тяжелые изменения в коже и подкожной клетчатке. При скрытом периоде длительностью до 3-х недель поражение обычно неглубокое, ограничивается лишь кожей, а при еще большей продолжительности обычно возникает только вторичная эритема: кожа темнеет, приобретает бурый цвет (цвет загара).

При облучении в дозе более 10 Гр развивается сухой РД. Симптомы возникают через 3 недели в виде застойной эритемы. Кожа становится сухой, несколько болезненной; в исходе наблюдается мелкочешуйчатое шелушение. После воздействия в дозе более 15 Гр застойная синюшно-багровая эритема выявляется через 2 недели. В толще несколько отечной кожи можно обнаружить мелкие пузырьки, развивается влажный (или мокнущий) РД, отторжение эпидермиса происходит пластами, без формирования в последующем дефектов. Дозы облучения более 20 Гр через одну-полторы недели приводят к появлению вторичной эритемы, отечности, мелких геморрагии. Возникают один или несколько наполненных жидкостью больших пузырей с множеством мелких по периферии - развивается буллезный РД. После разрыва стенок пузырей и отторжения покрышек обнажаются большие и глубокие участки поражения с вторичным инфицированием. Заживление неполное с формированием атрофии кожи, уничтожением придатков кожи (сальные, потовые железы, волосяных фолликулов). При дозах более 30-50 Гр к концу 1-ой недели развивается язвенно-некротический РД, т.е. поражение дермы с формированием после отторжения некрозов и глубоких язв. Самостоятельного восстановления не бывает. При еще больших дозах (>100 Гр), с конца первых суток может возникнуть парадоксальная ишемия: кожа, подкожная клетчатка, мышцы образуют плотный единый конгломерат, обескровленная кожа становится белой. Очаг окружен валиком отека. Через 3-4 дня кожа над очагом становится угольно-черной (сухой коагуляционный некроз) с развитием по периферии крайне тяжелого РД.

Течению МЛП, при значительной распространенности, присущи клинические и лабораторные проявления ожоговой болезни: изменения кожи, подкожной клетчатки, мышц приводят к интоксикации, зависящей от объема поражения тканей (плазморрея, потеря белков, нарушения гемодинамики, интерстициальный отек и эндоперибронхит с гипоксемией, анемия и тромбоцитопения, электролитные расстройства).

Продолжительность острого периода при тяжелом и крайне тяжелом течении РД чаще ограничена 6-8 месяцами, иногда годом. По завершению этого периода после воздействия в дозе до 15 Гр кожа выглядит несколько истонченной с пигментными нарушениями; после воздействия в большей дозе кожа становится тонкой, легкоранимой, с телеангиоэктазиями, возникают вторичные трофические язвы, на лечение которых иногда требуются многие годы.

Эпиляция раньше всего, на 14-17 день, развивается на волосистой части головы (пороговая доза 3 Гр). Волосы бровей, ресниц, усов и бороды, туловища удерживаются лучше, и их выпадение начинается несколько позже, чаще при облучении в дозе порядка 5 Гр. Эпиляция преходящая, по крайней мере, до уровня доз 12-15 Гр. Рост волос начинается через 1,5-2 месяца.

5. Луневой пневмонит (ЛП).

ЛП возникает при облучении в дозе более 8-10 Гр (чаще при действии излучения высокой мощности). Он объединяет клинические проявления поражения трахеобронхиального дерева (трахеобронхит) и легочных ацинусов и межальвеолярных пространств (собственно интерстициальный пневмонит). Синдром начинается со скрытой одышки и гипоксемии, может присоединяться кашель, сухой или со скудным отделяемым, с 10-15 по 18-22 день.

Через месяц-полтора (первая волна) и 80-100 дней (периоды, обусловленные митотической активностью альвеолярного эпителия и стромы) может развиться типичный ЛП, включающий в себя деструкцию эпителия альвеол, фиброз, отек межальвеолярных перегородок и пространств. Все это приводит к картине дыхательной недостаточности вследствие альвеолярно-капиллярного блока и возникновения шунтирующего кровотока через вентилируемые участки легочной ткани. Нарастает инспираторная одышка с вовлечением дополнительных дыхательных мышц, дыхание жесткое, в крови отмечается снижение рО2 при сниженном, нормальном, а затем повышенном рСО2. Рентгенологически выявляется диффузное усиление легочного рисунка в начале за счет сосудистого компонента, далее наблюдаются признаки интерстициального отека. На этом фоне развивается ассоциированный (острый) респираторный дистресс-синдром взрослых (РДСВВ), являющийся причиной смерти данной категории больных в результате не контролируемой гипоксемии. Требуется интенсивная безотлагательная терапия РДСВ. Прогноз неблагоприятный.

Приложение 5.4

Образцы специальной медицинской карты и карты предварительного гигиенического расследования.

Таблица 1

Медицинская карта

 Время осмотра (дата, час)______/______/_____//_______ час______ мин

 Фамилия _______________________________________________________________

 Имя____________________________________________________________________

 Отчество_______________________________________________________________

 Возраст _______________________________________________________________

 Характер  воздействия  -   общее,   внешнее,   локальное,   сочетанное,

 радиационное, комбинированное  (ожоговое,  травматическое,  химическое)

 воздействие ___________________________________________________________

                                   (подчеркнуть)

 Время облучения (день, час)______/______/______//_____ час_____ мин

 Доза облучения (локальная, расчетная) (дозиметр)_______________________

 Прием радиопротекторов (доза, время) _______//___/___/___//___час___мин

 Прием алкоголя, наркотиков, транквилизаторов___________________________

                                                   (подчеркнуть)

 Ранние и наиболее значимые  для  диагностики симптомы (время появления,

 длительность):

 Тошнота                          _____/_____/_____//______час_______мин

 рвота                            _____/_____/_____//______час_______мин

 понос                            _____/_____/_____//______час_______мин

 слабость                         _____/_____/_____//______час_______мин

 повышение температуры            _____/_____/_____//______час_______мин

 головная боль                    _____/_____/_____//______час_______мин

 менингеальные симптомы           _____/_____/_____//______час_______мин

 Первичная реакция кожи, слизистых оболочек:

 локализация ___________________________________________________________

 сроки появления                 _____/_____/______//______час_______мин

 выраженность___________________________________________________________

 Состояние слизистых оболочек:

 полости рта____________________________________________________________

 глаз___________________________________________________________________

 Слюнные железы_________________________________________________________

 Данные пальпации органов брюшной полости_______________________________

 Характер стула_________________________________________________________

 Частота пульса_________________________________________________________

 Артериальное давление__________________________________________________

 Клинический анализ крови (дата, час)   ____/____/____//_____час_____мин

 Количество лейкоцитов (абсолютное)     ______________________ х 10(9)/л

 Количество лимфоцитов (% и абсолютное) ___________%__________ х 10(9)/л

 Забор для специальных анализов:

                /-\     /-\

 Промывные воды | | да, | |нет (дата)   ____/____/____//_____час_____мин

                \-/     \-/

              /-\    /-\

 Смывы с кожи | |да, | |нет (дата)      ____/____/____//_____час_____мин

              \-/    \-/

                    /-\    /-\

 Смывы со слизистых | |да, | |нет (дата)____/____/____//_____час_____мин

                    \-/    \-/

 Порция мочи (объем, срок забора)       ____/____/____//_____час_____мин

 Порция или общее количество  кала  (масса,  срок  забора)  при  наличии

 самостоятельного стула

 или при клизме                         ____/____/____//_____час_____мин

                             /-\     /-\

 Загрязнение кожных покровов | | да, | | нет

                             \-/     \-/

 Предварительный диагноз________________________________________________

 Срочные рекомендации и проведенные неотложные мероприятия _____________

________________________________________________________________________

 Подпись врача_____________________________

Таблица 2

Карта
предварительного гигиенического расследования

 1. Фамилия, имя, отчество_______________________________________________

 2. Возраст______________________________________________________________

 3. Профессия____________________________________________________________

 4. Специальность, стаж__________________________________________________

 5. Учреждение___________________________________________________________

 6. Город, область_______________________________________________________

 7. Дата происшествия (день, час)     _____/_____/_____//_____час_____мин

 8. Дата расследования (день, час)    _____/_____/_____//_____час_____мин

 9. Обстоятельства происшествия:

 характеристика источника излучения: вид  излучения,  энергия,   выход на

 распад, период полураспада, активность и гамма-постоянная_______________

 показания дозиметра (тип)_______________________________________________

 загрязнение кожных покровов (част/см х мин)_____________________________

 10.  Предварительное  заключение  (облучение  внешнее  или   внутреннее,

 поступление радиоактивных  веществ  в  организм  через  органы  дыхания,

 пищеварения, поврежденную  кожу  или  аппликации  на  коже  и  слизистых

 оболочках)______________________________________________________________

 11. Ориентировочная максимальная доза (общая, местная)__________________

 12. Характеристика других поражающих факторов нерадиационной природы____

 Подписи   специалистов   (по   гигиене,    дозиметрии),    администрации

 предприятия_____________________________________________________________

Приложение 5.5

Коррекция психо-эмоциональных и остро возникших психических нарушений.

Радиационные аварии, как и другие катастрофы, вызывают стресс, значительное психо-эмоциональное напряжение, как у пострадавших, так и у лиц, непосредственно не подвергшихся действию поражающих факторов: свидетели аварии, родственники пострадавших и др. Поэтому профилактика психических нарушений и предотвращение панических проявлений являются весьма существенными задачами при оказании медицинской помощи населению в случае радиационной аварии

Для решения этих задач необходимо:

- доводить информацию об аварии в формах, вызывающих доверие, предотвращающих панические проявления;

- довести до населения рекомендации по защите от радиационного поражения в формах, понятных неподготовленному человеку, и реально осуществимых по содержанию;

- формировать и поддерживать доверие к органам власти и работникам аварийно-спасательных бригад, формировать доверие к официальной информации;

- оказывать усиленное внимание реально или потенциально пострадавшим детям, беременным женщинам, престарелым и больным.

Острые психические нарушения при радиационной аварии отличаются специфическими особенностями. Широко пропагандируемая средствами массовой информации возможности увеличения риска онкогенного, тератогенного, генетического, иммунодепрессивното действия ионизирующего излучения давно входят в набор представлений о радиационном поражении. Личностный смысл риска носит в высшей степени субъективный, зачастую иррациональный характер. Восприятие самого риска при этом может лежать в диапазоне от игнорирования (недооценки, пренебрежения, отрицания) опасности до переживания мистического ужаса беспомощности, что является нарушением психической адаптации и проявляются неправильным поведением, эмоциональными расстройствами.

Склонность к реакциям игнорирования опасности усугубляется потреблением алкоголя.

В рамках острых эмоциональных расстройств могут наблюдаться речедвигательное возбуждение или депрессия.

Наиболее часто при радиационных авариях встречаются астенические нервно-психические расстройства: жалобы на слабость, вялость, ухудшение памяти, внимания, снижение работоспособности, расстройства сна, аппетита, колебания настроения, многочисленные неприятные ощущения в различных участках тела и т.п.

Распознавание и коррекция психических нарушений в условиях радиационных аварий требует от медицинского работника профессионализма и наличия психотерапевтических навыков, знания радиационной гигиены и клиники лучевых поражений.

Первая психиатрическая помощь заключается в строго ограниченном наборе действий, направленных на благополучную изоляцию и эвакуацию лиц с острыми психическими нарушениями и доставке их в специализированные психиатрические стационары.

Иммобилизацию проводят с фиксированием предплечий за спиной (при необходимости, также и ног) пострадавшего и к носилкам (койке) посредством специальных ремней или, если их нет, широким полотном, свернутыми полотенцами или простынями через грудь к спине или бокам носилок. При фиксировании необходимо следить за тем, чтобы не были повреждены или чрезмерно сдавлены конечности Необходимо постоянное наблюдение за общим состоянием пострадавшего. Категорически запрещается фиксирование пострадавшего к носилкам способом "хомут", когда ремень охватывает шею сзади, пропускается вперед, подмышками и привязывается назад к спинке носилок, т.к. при этом неминуемо сдавливаются плечевые сосудисто-нервные пучки и возможно развитие параличей рук.

Применение психофармакологических средств из стандартных укладок является преимущественным методом первой психиатрической помощи на догоспитальном этапе.

Рекомендуется внутримышечное введение препарата из ряда транквилизаторов типа "Реланиум" (2,0-4,0 мл). Не рекомендуется введение на догоспитальном этапе препаратов "Феназепам" (приводит к резкому падению артериального давления) и "Галоперидол" (высока вероятность развития нейролептического синдрома).

В порядке первой врачебной помощи в стационаре-изоляторе пострадавшим с выраженным возбуждением, галлюцинациями, бредом, агрессивностью можно ввести внутримышечно аминазин (1,0-2,0 мл). Пострадавшим с тяжелой депрессией показана внутримышечная инъекция амитриптилина (1,0-2,0 мл).

Приложение 5.6

Список
медикаментов для "аварийной укладки" специализированного приемного отделения (на 10 пораженных в случаях радиационной аварии).

Купирование первичной реакции
1. Латран (Зофран) - в табл.	100 табл.
2. Латран (Зофран)- 2,0	20 амп.
3. Атропин сернокислый 0,1% - 1,0	10 амп.
4. Аминазин 2,5% - 1,0	10 амп.
5. Церукал 2,0 в ампулах	10 амп.
6. Преднизолон 30 мг в амп.	10 амп.
Сердечные
1. Кардиамин 25% - 2,0	10 амп.
2. Коргликон 0,06% - 1,0	10 амп
3. Сульфокамфокаин 10% - 2,0	10 амп
Противоколлапсные
1. Мезатон 1% - 1,0	5 амп
2. Норадреналин 0,2% - 1,0	5 амп
3. Дофамин 0,5% - 5,0	20 амп.
Мочегонные
1. Лазикс - 20 мг	50 амп
2. Манитол - 30,0	5 флаконов
Болеутоляющие и десенсибилизирующие
1. Анальгин 50% - 2,0	10 амп
2. Анальгин - 0,5	20 табл
3. Димедрол - 0,05	20 табл.
4. Димедрол 1%-1,0 в ампулах	10 амп.
5. Трамал в ампулах 0,1	20 амп.
6. Трамал в капсулах 0,1	20 кап.
Комплексообразователи и препараты стабильных нуклидов
1. Калий йодистый - 0,25	50 табл
2. Пентацин 5% - 5,0	50 амп.
3. Пентафацин 5% - 5,0	10 амп.
4. Адсобар - 25,0	20 пакетов
5. Магний сернокислый - 20,0	30 пакетов
6. Ферроцин 1,0	50 порошков
7. Сода пищевая (медицинская)	100 грамм
8. Фосфат аллюминия (альфагель, фосфалюгель) 1 пакетик - 16 гр	100 пакетиков
9. Альгинат натрия (порошок) 1 гр (альгисорб, альгинат кальция)	20 порошков.
10. Уголь активированный в табл.	200 табл.
11. Унитиол 5% - 5,0	20 амп.
12. Пентацин порошок по 1 гр	10 порошков.
Средства для купирования возбуждения, судорожного синдрома
1. Реланиум или Седуксен - 2,0	10 амп
2. Фенозепам 0,1	20 табл.
Средства, помогающие при местных поражениях
1. Лиоксанол (лиоксазоль)	10 флаконов
2. Новокаин 0,5% - 5,0	10 амп.
3. Новокаин 1,0% - 5,0	10 амп.
4. Новокаин 2,0% - 5,0	10 амп
5. Мазь противоожоговая	100 гр.
Прочие
1. Полиглюкин - 400 мл	5 флаконов
2. Системы одноразовые	20 штук
3. Физ. р-р в мешках по 500 мл	10 меш.
4. Шприц одноразовый 5 -граммовый	20 штук
5. Шприц одноразовый 20-граммовый	10 штук
6. Стерильный перевязочный пакет	20 штук
7. Салфетки стерильные в пакете	20 комплект.
8. Глюказа 5% - 400	5 флаконов.
9. Оборудование и материалы малой перевязочной
10. Ультразвуковой ингалятор, спинхалер.
11. Отсос медицинский вакуумный	1 шт.
12. ЛОР набор (малый)	1 наб.
13. Зонд для промывания желудка	2 шт.
14. Жгут артериальный с дозированным сдавливанием	2 шт.
15. Индивидуальная аптечка	10 шт.

Памятка

О правилах применения содержимого индивидуальной аптечки персоналом на случай радиационной аварии.

1. Препарат "Б" ("Б"-190, индралин) в таб.

- Принять самостоятельно либо по оповещению при проведении работ в зоне с высоким уровнем излучения: (при возможном облучении в дозе 25 сГр и выше, при мощности дозы 5 сГр/мин и выше). Оптимальный срок применения - за 15 мин до предполагаемого облучения. Допускаются повторные введения с интервалом в 1 час.

- Способ употребления: однократно 3 табл. (450 мг) тщательно разжевывают и запивают водой.

2. В случае поступления в организм радиоизотопов иода принять 1 табл. (0,125) йодида калия, запить водой.

3. В случае поступления в организм изотопов цезия, рубидия, а также продуктов деления урана принять ферроцин; 1 порошок (1 г) размешать в 0,5 ст. воды, принимать 3 раза в сутки 3 порошка.

4. В случае поступления в организм радиоактивных изотопов бария, стронция, продуктов ядерных взрывов принять адсобар: 25 г порошка размешать в стакане воды, принять внутрь, однократно. Препарат эффективен при применении профилактически за 1-2 часа до поступления и в порядке неотложной помощи в ближайшие часы после поступления радионуклида.

5. При проявлении первичной реакции на облучение (тошнота, рвота, слабость) принять внутрь латран 2 табл., при продолжающейся реакции - парентерально 2,0 в/м, в/в повторно.

6. При лучевых и (или) термических ожогах применить аэрозоль "Лиоксазоль": разбрызгать на пораженную поверхность 4 раза в день, обильно оросив место ожога как можно раньше от момента поражения.

7. Средство "Защита" - средство для удаления радионуклидов с неповрежденных кожных покровов. Способ применения- на ладонь наносится 1 ч ложка порошка, добавляется небольшое количество воды, порошок равномерно растирается по всей поверхности в течении 1 мин. Пену через 1 мин смывают водой.

8. Хранить аптечку при температуре от 0-20°С, беречь от ударов огня и прямого попадания солнечных лучей.

Приложение 5.7.

Примерное содержание плана медико-санитарного обеспечения населения при радиационной аварии на АЭС.

План медико-санитарного обеспечения населения при радиационной аварии на АЭС состоит из разделов:

А. Картографическая часть

На карту наносятся варианты проведения лечебно-эвакуационных мероприятий, распределение ответственности и объема работ по оказанию всех видов медицинской помощи населению между территориальными ЛПУ, МСЧ, медицинскими учреждениями и формированиями МО, СМ Б и др. Обозначаются места ввода и участки работы федеральных сил и средств.

Б. Пояснительная записка к Плану

Б.1. Общие сведения (общая характеристика радиационно-опасного объекта и условий его размещения, административно-географическое описание, климат района, сельскохозяйственная характеристика, демография).

Б.2. Характеристика и структура медицинских учреждений (территориальные органы управления здравоохранения, ТЦМК, ЛПУ, ЦГСЭН, МСЧ, станции скорой медицинской помощи, станции переливания крови, специализированные медицинские бригады (СМБ).

Б.3. Организация медицинского обеспечения населения при РА (основные задачи территориальных органов управления здравоохранения, ТЦМК, ЛПУ и ЦГСЭН, организация медицинской помощи населению, достаточность медицинских сил и средств, имеющихся в распоряжении территориальных органов управления здравоохранения, порядок оповещения, средства связи, план взаимодействия территориальных органов управления здравоохранения, ТЦМК, ЛПУ, ЦГСЭН с МСЧ).

В. Расчеты на проведение основных мероприятий.

В.1. Календарный план основных мероприятий (в качестве примера в табл. 1 приведен календарный план основных мероприятий территориального центра медицины катастроф - ТЦМК).

В.2. Схема оповещения руководящего состава органов управления здравоохранением и медицинских учреждений.

В.3. Табель срочных донесений.

В.4. План взаимодействия территориальных ЛПУ с МСЧ.

В.5. Расчет численности и структуры пораженных из числа персонала радиационно-опасного объекта при различных классах радиационных аварий.

В.6. Расчет численности и структуры пострадавших лиц - свидетелей аварии (населения).

В.7. Расчет дополнительного числа случаев заболеваний среди выделенных групп риска из населения в процессе проведения эвакуационных мероприятий.

В.8. Состав сил и средств, выделяемых Минздравом России для медико-санитарного обеспечения населения.

В.9. Расчет сил и средств территориальных учреждений здравоохранения.

В.10. Расчет обеспеченности средствами коллективной защиты медицинских учреждений.

В.11. Расчет обеспеченности средствами индивидуальной защиты медицинских учреждений.

В.12. Расчет на проведение йодной профилактики больных и персонала медицинских учреждений.

В.13. Расчет на эвакуацию больных из ЛПУ.

В.14. Расчет на эвакуацию медицинских учреждений из зон возможного радиоактивного загрязнения.

В.15. Расчет на размещение персонала медицинских учреждений в пунктах эвакуации.

В.16. Расчет на выделение автотранспорта для проведения эвакуации медицинских учреждений.

В.17. Расчет движения больных для перепрофилирования отделений ЛПУ.

В.18. Расчет сил и средств для медицинского обеспечения при эвакуации населения.

В.19. План работ по дооборудованию помещений, выделяемых для развертывания эвакуируемых медицинских учреждений.

В.20. Неснижаемый запас медикаментов по медицинским учреждениям.

В.21. Расчет на обеспечение средствами санитарной обработки в ЛПУ и ЦГСЭН.

В.22. Расчет пропускной способности средств проведения санитарной обработки в ЛПУ.

В.23. Расчет обеспеченности радиометрическим оборудованием ЦГСЭН.

В.24. Лист отметок о корректировке Плана.

Г. Перечень необходимых нормативных документов и инструкций.

Таблица 1

Календарный план мероприятий ТЦМК по медико-санитарному обеспечению населения и ликвидации последствий радиационной аварии

А. Режим повседневной деятельности

N п/п	Наименование мероприятий	Ответственный	Срок исполнения
1	Разработка Плана медико-санитарного обеспечения населения при радиационной аварии на АЭС, его дополнение и согласование.
2	Обеспечение постоянной готовности органов управления, сил и средств СМ к действиям в ЧС.
3	Планирование и организация обучения действиям в случае радиационной аварии на АЭС персонала СМК и населения.
4	Обеспечение взаимодействия в соответствии с планом.
5	Руководство созданием, оснащением и подготовкой к действиям в случае радиационной аварии на АЭС формирований и учреждений СМК.
6	Контроль за состоянием готовности СМК на местном и объектовом уровнях к действиям в случае радиационной аварии на АЭС.
7	Создание и поддержание запаса медицинского имущества, освежение, обновление и подготовка к выдаче.

Б. Режим повышенной готовности

N п/п	Наименование мероприятий	Ответственный	Срок исполнения
1	Приведение ЛПУ в режим "Повышенной готовности" на случай возникновения радиационной аварии.
2	Оповещение в соответствии со списком.
3	Усиление дежурно-диспетчерской службы, при необходимости перевод ее на круглосуточное дежурство.
4	Сбор и обобщение данных о ситуации, требующей введения режима повышенной готовности, подготовка и доклад руководителю МКК.
5	Организация перевода медицинских формирований в режим повышенной готовности, проверка выполнения необходимых мероприятий и оказание помощи.
6	Координация проводимых мероприятий и их корректировка.
7	Проверка готовности оборудования и имущества к использованию.
8	Поддержание постоянной связи с территориальным управлением ГО ЧС, региональным центром медицины катастроф, ВЦМК "Защита".

В. Режим чрезвычайной ситуации

N п/п	Наименование мероприятий	Ответственный	Срок исполнения
1	Получение сигнала о введении режима ЧС и введение режима ЧС.
2	Оповещение (в соответствии с списком оповещения) органов управления, учреждений и формирований.
3	Сбор информации об обстановке, ее оценка и доклад председателю МКК предложений по организации медицинского обеспечения населения при ликвидации последствий радиационной аварии.
4	Уточнение проводимых мероприятий в соответствии со сложившейся обстановкой и доведение до исполнителей соответствующих распоряжений.
5	Организация лечебно-эвакуационного и санитарно-гигиенического обеспечения мероприятий по защите персонала медицинских формирований и учреждений и населения.
6	Организация материально-технического снабжения медицинских учреждений и формирований.
7	Организация управления формированиями и учреждениями СМК: участвующих в ликвидации последствий радиационной аварии.
8	Организация медико-санитарного обеспечения населения, эвакуируемого из зоны радиационной аварии.

6. Управление и взаимодействие при организации и решении задач по оказанию медицинской помощи при радиационных авариях

(6.1) Успешное решение задач по ликвидации медико-санитарных последствий радиационных аварий (особенно крупных) достигается объединенными и согласованными действиями всех участвующих сил и средств*. Необходимыми условиями при проведении таких крупномасштабных мероприятий являются заблаговременное планирование, взаимодействие на всех этапах ликвидации последствий аварии, четкая организация управления, комплексное использование медицинских сил и средств министерств, ведомств и учреждений, участвующих в проведении аварийно-спасательных работ [2].

(6.2) Особое внимание при организации медицинской помощи при радиационных авариях необходимо уделять: прогнозу медико-санитарных последствий возможных радиационных аварий; подготовке медицинских сил и средств к радиационным авариям; медицинской помощи в начальный период аварии; медицинскому обеспечению (сопровождению) проведения защитных мероприятий (укрытие, йодная профилактика, эвакуация и др.); лечению пораженных в специализированных учреждениях; медицинскому снабжению; санитарно-гигиеническому обеспечению.

(6.3) При оказании медицинской помощи в специфических условиях радиационной аварии необходимо организовать систему радиационной безопасности, обеспечивающую радиационную защиту персонала, спасателей, сотрудников медицинских и других формирований, принимающих участие в ликвидации последствий аварии. Такая система включает: индивидуальный дозиметрический контроль, установление санитарно-пропускного режима- проведение санитарной обработки пораженных; мероприятия по предотвращению распространения радиоактивных загрязнений (дезактивация загрязненных поверхностей помещений и средств индивидуальной защиты, организация захоронения образующихся радиоактивных отходов). Перечисленные задачи не относятся к медицинским, но должны быть предусмотрены ответственными лицами при планировании и организации работ по ликвидации последствий радиационных аварий.

(6.4) К гигиеническим аспектами радиационных катастроф относятся организация и, при необходимости, проведение противоэпидемических мероприятий, а также участие в организации жизнеобеспечения населения оказавшегося в зоне аварии.

(6.5) Лица, принимающие участие в работах по ликвидации последствий радиационных аварий должны иметь статус спасателя, определяемый Федеральным Законом Российской Федерации [3]. Закон устанавливает права, обязанности и ответственность спасателей, определяет основы государственной политики в области правовой и социальной защиты спасателей и членов их семей и предусматривает соответствующую систему мер.

(6.6) Опыт ликвидации медико-санитарных последствий аварии на ЧАЭС [1, 4-10] выявил рассредоточение по различным министерствам и ведомствам медицинских сил, средств и формирований, предназначенных для ликвидации медико-санитарных последствий радиационных аварий, и отсутствие эффективного взаимодействия между ними.** Это обстоятельство в значительной степени определило в последние годы совершенствование организационной системы медицинского обеспечения ликвидации последствий различных чрезвычайных ситуаций (ЧС) в России.

(6.7) Постановлением Правительства Российской Федерации в стране создана и действует "Единая государственная система предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций" (РСЧС). Организационно-методическое руководство планированием действий РСЧС возложено на Министерство Российской Федерации по делам гражданской обороны чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий*** (МЧС России).

(6.8) РСЧС состоит из функциональных и территориальных подсистем. Функциональные Подсистемы РСЧС создаются федеральными органами исполнительной власти для организации работ по защите населения и территорий в ЧС в сфере их деятельности. Территориальные подсистемы РСЧС создаются в субъектах Российской Федерации для предупреждения и ликвидации ЧС в пределах их территорий и состоят из звеньев, соответствующих административно-территориальному делению этих территорий. Структура, основные функции и задачи РСЧС представлены в Постановлениях Правительства Российской Федерации от 06.05.94 г. N 457 "О Министерстве Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий", от 05.11.95 г. N 1113 "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций", от 03.08.96 г. N 924 "О силах и средствах единой государственной системы предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций", от 14.10.96 г. N 1207 "Вопросы Министерства Российской Федерации по делам гражданской обороны, чрезвычайным ситуациям и ликвидации последствий стихийных бедствий", от 14.02.97 г. N 171 "Состав Межведомственной комиссии по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций".

(6.9) Постановлением определены следующие функции Министерства здравоохранения России по защите населения и территорий от ЧС:

- организация разработки научно-методических основ подготовки Всероссийской службы медицины катастроф (ВСМК) и ее работы при ликвидации медико-санитарных последствий ЧС;

- организация взаимодействия входящих в службу сил и средств, а также подготовки, усовершенствования и аттестации кадров специалистов ВСМК;

- создание и организация работы федеральной и региональных межведомственных координационных комиссий ВСМК;

- обеспечение функционирования и развития службы медицины катастроф Минздрава России;

- разработка, внедрение и совершенствование методов и средств оказания экстренной медицинской помощи пострадавшим и их лечения с учетом характера ЧС;

- организация и координация работ по оказанию экстренной медицинской помощи пострадавшему населению в зонах ЧС;

- координация работ по эвакуации пострадавших и больных из зон ЧС;

- обеспечение экстренных поставок лекарственных средств для ликвидации ЧС;

- сбор, обобщение, анализ и представление органам государственной власти и органам управления РСЧС данных о пострадавших и больных в зонах ЧС;

- создание запасов медицинского имущества и лекарственных средств и поддержание их на необходимом уровне;

- разработка методических основ обучения и подготовки населения к оказанию первой медицинской помощи при ЧС;

- руководство созданием и деятельностью функциональной подсистемы РСЧС резервов медицинских ресурсов.

_____________________________

* Численность только воинских соединений и частей в районе аварии на ЧАЭС, по данным на 1 сентября 1986 г. [1], составила около 40000 чел.

** Полноценная связь между различными медицинскими формированиями и учреждениями при оказании медицинской помощи на раннем этапе аварии имеет крайне важное значение. Например, во время Бхопальской химической катастрофы связь медиков через полицейских с помощью их рации (открытые в эфир сообщения) сократило число погибших на 1/3 [11]. Во время Чернобыльской аварии при постоянно контролируемых телефонных переговорах и риске мгновенного отключения связи приходилось "шифровать" любые сообщения с той и другой стороны.

*** Постановление Правительства Российской Федерации от 05.11.95 г. N 1113 "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций"

6.1. Всероссийская служба медицины катастроф (ВСМК)

(6.10) ВСМК является функциональной подсистемой РСЧС, отвечающей за спасение жизни и сохранение здоровья пострадавших при авариях, катастрофах и стихийных бедствиях.

(6.11) При радиационных авариях ВСМК* отвечает за организацию взаимодействия входящих в службу сил и средств при планировании и проведении мероприятий по ликвидации медико-санитарных последствий; за прогнозирование и оценку медико-санитарных последствий; организацию и осуществление лечебно-профилактических и санитарно-гигиенических мероприятий; организацию и координацию работ по оказанию экстренной медицинской помощи пораженным; координацию работ по организации эвакуации пораженных и больных; обеспечение экстренных поставок лекарственных средств. ВСМК координирует разработку, внедрение и совершенствование методов и средств оказания экстренной медицинской помощи и лечения пораженных при радиационных авариях.

(6.12) ВСМК функционально объединяет службы медицины катастроф Минздрава России и Минобороны России, а также силы и средства МПС России, МВД России и других федеральных органов исполнительной власти, предназначенные для ликвидации медико-санитарных последствий ЧС*.

(6.13) ВСМК имеет свои формирования и учреждения: подвижные госпитали, отряды, группы, создаваемые из персонала лечебно-профилактических, санитарно-профилактических, медицинских учебных и научно-исследовательских учреждений.

(6.14) Задачи, организация и порядок использования входящих в состав ВСМК служб, органов, учреждений и формирований определяются положениями о них, согласованными с Минздравом России и утвержденными соответствующими ведомственными органами государственного управления.

(6.15) В соответствии с Постановлением Правительства Российской Федерации от 20.02.96 г. N 195 "Вопросы Всероссийской службы медицины катастроф" ВСМК организована на 5 уровнях: федеральном, региональном, территориальном, местном и объектовом.

(6.16) Основными учреждениями ВСМК, отвечающими за организацию управлением и взаимодействием ее медицинских формирований, являются центры медицины катастроф: Всероссийский центр медицины катастроф "Защита" (ВЦМК "Защита") - на федеральном, региональные центры медицины катастроф (РЦМК) - на региональном и территориальные центры медицины катастроф (ТЦМК) - на территориальном уровнях. Положения о РМЦК и ТЦМК утверждены Минздравом Российской Федерации (Приложения N 1 и 2 к приказу Министерства здравоохранения и медицинской промышленности Российской Федерации от 21.06.96 N 261).

(6.17) На федеральном, региональном, территориальном, местном и объектовом уровнях для участия в работах по ликвидации медико-санитарных последствий ЧС, обусловленных радиационными авариями, могут создаваться нештатные формирования ВСМК: бригады специализированной медицинской помощи (радиологические, хирургические, травматологические и др.); бригады санитарно-эпидемиологической службы и жизнеобеспечения. За готовность нештатных формирований к работе в ЧС отвечают руководители учреждений, создающих эти формирования; при возникновении ЧС нештатные формирования поступают в подчинение органов управлении ВСМК соответствующего уровня.

(6.18) Для решения своих задач ВСМК может привлекать специализированные медицинские центры и учреждения, имеющие опыт организации и оказания медицинской помощи и проведения санитарно-гигиенических мероприятий при ЧС, обусловленных радиационными авариями.

(6.19) Начальником ВСМК на всех уровнях является председатель межведомственной координационной комиссии по медицине катастроф соответствующего уровня.

(6.20) Начальником службы медицины катастроф Минздрава России на федеральном уровне является Министр здравоохранения России; на территориальном и местном уровнях - руководители соответствующих органов управления здравоохранения Российской Федерации.

(6.21) Взаимодействие МЧС России и Минздрава России по предупреждению и ликвидации ЧС определяется утвержденным и введенным в действие Положением о взаимодействии МЧС России и Минздрава России по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций (Приложение к приказу МЧС России и Минздрава России от 02.04. 1997 г. N 85/94).

ГАРАНТ:

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Дату названного приказа следует читать как "N 185/94"

_____________________________

* Деятельность ВСМК регламентируется Конституцией Российской Федерации, Постановлением Правительства Российской Федерации от 03.05.94 г. N 420 "О защите жизни и здоровья населения Российской Федерации при возникновении и ликвидации последствий чрезвычайных ситуаций, вызванных стихийными бедствиями, авариями и катастрофами", Федеральным законом Российской Федерации от 21.12.94 г. N 68-ФЗ "О защите населения и территорий от чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера", Федеральным Законом Российской Федерации "Об аварийно-спасательных службах и статусе спасателей" (принят Государственной Думой 14 июля 1995 г.), Постановлением Правительства Российской Федерации от 05.11.95 г. N 1113 "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций", Постановлением Правительства Российской Федерации от 28.02.96 г. N 195 "Вопросы Всероссийской службы медицины катастроф", Постановлением Правительства Российской Федерации от 14.02.97 г. N 171 "О составе Межведомственной комиссии по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций". Постановлением Правительства Российской Федерации от 22 января 1997 г. N 51 "О федеральной целевой программе "Совершенствование Всероссийской службы медицины катастроф на 1997-2001 годы", "Положением о службе медицины катастроф Министерства здравоохранения Российской Федерации", утвержденным Первым заместителем Министра 8 июля 1997 г., иными законами Российской Федерации, нормативными правовыми актами субъектов Российской Федерации и федеральных органов исполнительной власти.

6.2. Управление службой медицины катастроф

(6.22) Управление службой медицины катастроф - целенаправленная деятельность начальников органов управления службы медицины катастроф и начальников (руководителей) формирований (учреждений) по поддержанию готовности службы, подготовке к решению поставленных задач и руководству подчиненными органами управления, формированиями и учреждениями в ходе их выполнения.

(6.23) Управление включает: сбор информации и ее переработку (анализ, оценку), принятие решений и планирование, доведение решений до исполнителей, организацию взаимодействия, создание системы управления, контроль и помощь в выполнении поставленных задач.

6.3. Руководящие органы Всероссийской службы медицины катастроф

(6.24) Руководящими органами ВСМК являются межведомственные координационные комиссии по медицине катастроф. Они создаются на федеральном, региональном и территориальном уровнях для координации деятельности входящих в ее состав на соответствующем уровне медицинских органов управления, формирований и учреждений различного подчинения.

Основные задачи: участие в разработке и осуществлении мероприятий по предупреждению ЧС и уменьшению тяжести их медико-санитарных последствий; решение вопросов совершенствования организации и деятельности ВСМК; обеспечение постоянной готовности органов управления, формирований и учреждений ВСМК к выполнению возложенных на них задач; участие в разработке плана медико-санитарного обеспечения населения в ЧС; руководство медико-санитарным обеспечением при ликвидации ЧС.

(6.25) Порядок формирования межведомственных координационных комиссий по медицине катастроф на различных уровнях представлен в Постановлении Правительства Российской Федерации от 05.11.95 г. N 1113 "О единой системе предупреждения и ликвидации чрезвычайных ситуаций".

(6.26) Комиссии осуществляют свою деятельность в соответствии с планом работы, принимаемым на заседании комиссии и утверждаемым ее председателем. Решения, принимаемые комиссией, оформляются протоколом и являются обязательными для всех органов, представленных в комиссии, а также для организаций, действующих в сфере ведения этих органов. При необходимости для участия в заседаниях комиссии по решению ее председателя могут приглашаться представители федеральных органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации, участвующих, в соответствии с возложенными на них обязанностями, в ликвидации ЧС. Комиссия может создавать рабочие группы по основным вопросам, относящимся к ее деятельности, и определять порядок их работы.

(6.27) Основные задачи межведомственной координационной комиссии по медицине катастроф на федеральном уровне приведены в Постановлением Правительства Российской Федерации от 28.02.96 г. N 195 "Вопросы Всероссийской службы медицины катастроф".

ГАРАНТ:

Нумерация разделов приводится в соответствии с источником

Рабочие органы управления службы медицины катастроф (штабы)

(6.28) Содержание управленческих мероприятий службы медицины катастроф включает принятие (уточнение) решения, планирование, организацию (восстановление) взаимодействия и управления, организацию выполнения принятого решения, помощь объектам управления, формированиям и учреждениям и контроль за их деятельностью.

(6.29) Управленческие мероприятия осуществляются в системе управления службой, включающей пункты управления, имеющие соответствующий штат, комплект справочных, учетных и отчетных документов, средства связи и автоматизации.

(6.30) Постоянно действующими органами управления являются центры медицины катастроф, выполняющие одновременно функции штабов службы медицины катастроф (штаб ВСМК) данного уровня. На местном и объектовом уровнях, где центры медицины катастроф могут отсутствовать, функции штабов возлагаются на штабы (управления) медицинской службы Гражданской обороны.

(6.31) Штаб является рабочим органом межведомственной координационной комиссии по медицине катастроф организует ее работу и реализует ее решения. Штаб обеспечивает единые подходы к анализу возможных ЧС на данной территории и определению необходимых сил и средств, разрабатывает систему их подготовки и организует мероприятия по ликвидации медико-санитарных последствий возникших аварий.

(6.32) Штабы подчиняются по всем вопросам руководителям соответствующего звена службы медицины катастроф.

(6.33) Штабы осуществляют свою работу в режимах: повседневной деятельности, повышенной готовности и ЧС. Задачи штабов службы медицины катастроф в указанных режимах приведены в Положением о штабе Всероссийской службы медицины катастроф, утвержденном Министром здравоохранения и медицинской промышленности Российской Федерации 15.11.94 г.

(6.34) Основным документом управления службой медицины катастроф является "План медико-санитарного обеспечения населения в чрезвычайных ситуациях". Он разрабатывается соответствующими штабами на всех уровнях согласовывается с межведомственной координационной комиссией службы медицины катастроф, подписывается ее председателем, начальником штаба и утверждается председателем соответствующей комиссии по ЧС.

(6.35) План представляет собой комплект документов, обеспечивающих своевременный перевод службы медицины катастроф в режимы повышенной готовности и ЧС и организацию ликвидации медико-санитарных последствий ЧС.

План включает: календарный план перевода службы медицины катастроф в различные режимы готовности; Медико-географическую характеристику данной территории (объекта) с учетом возможных ЧС; характеристику службы медицины катастроф данного уровня; частные планы ликвидации медико-санитарных последствий.

(6.36) Частные планы ликвидации медико-санитарных последствий разрабатываются: на объекте - применительно к частным и объектовым ЧС; на местном и территориальном уровнях - применительно к ЧС на подведомственных территориях, а также наиболее крупных объектовых ЧС, для ликвидации которых необходимы силы и средства службы медицины катастроф местного и территориального уровней; на региональном уровне - применительно к наиболее крупным местным или региональным ЧС; на федеральном уровне - применительно к глобальным и региональным ЧС.

(6.37) Штаб ВСМК федерального уровня является его постоянно действующим рабочим органом, структурно входит и является штатным подразделением ВЦМК "Защита". Он осуществляет оперативное управление всеми силами и средствами службы медицины катастроф в режимах повседневной деятельности, повышенной готовности и ЧС. Штабы медицины катастроф регионального, территориального, местного и объектового уровней непосредственно подчинены федеральному штабу ВСМК*.

(6.38) Органами повседневного управления ВСМК являются находящиеся в состоянии постоянной готовности дежурно-диспетчерские подразделения центров медицины катастроф (штабов ВСМК и медицинской службы гражданской обороны), оснащенные соответствующими средствами связи, оповещения, сбора, обработки и передачи информации.

(6.39) Одним из основных элементов системы управления службой медицины катастроф является Группа поддержки решений по медицинскому обеспечению при радиационных авариях (ГПР). ГПР организуется для научно-консультативной поддержки решений по оказанию медицинской помощи населению и проведению необходимых защитно-профилактических и санитарно-гигиенических мероприятий при радиационных авариях, принимаемых межведомственными координационными комиссиями по медицине катастроф и штабами ВСМК. ГПР целесообразно формировать как на федеральном, так и на региональном, а при необходимости, и на территориальном уровнях (на базе региональных и территориальных служб медицины катастроф).

Состав членов ГПР необходимо определять из числа наиболее квалифицированных ученых и специалистов в области радиационной медицины, гигиены и безопасности (независимо от ведомственной принадлежности).

На ГПР возлагается решение следующих задач: прогноз и оценка медико-санитарных последствий радиационных аварий; подготовка предложений о введении необходимых защитных мер и проведении санитарно-гигиенических мероприятий в районе аварии; подготовка предложений по оптимизации управления медицинскими силами и средствами; разработка нормативно-методической документации по ликвидации медицинских последствий и оперативной медицинской помощи персоналу и населению при радиационной аварии.

Приоритетной сферой деятельности ГПР являются крупномасштабные радиационные аварии, требующие подключения федерального или регионального уровня управления и задействования медицинских формирований.

_____________________________

* Положение о службе медицины катастроф Министерства здравоохранения Российской Федерации (Утверждено Первым заместителем Министра здравоохранения Российской Федерации приказом от 21.06.96 г. N 261).

6.5. Принципы взаимодействия сил и средств в рамках ВСМК

(6.40) При организации взаимодействия определяются органы управления, между которыми оно должно осуществляться; задачи взаимодействия; время начала и окончания совместных действий и их последовательность; районы выполнения совместных задач и места сосредоточения основных усилии; состав выделяемых сил и средств для совместных действии и оказания помощи [1]. Прогнозы радиационной обстановки в районе аварии, состав группировки сил и средств, их задачи и порядок использования являются исходными данными для планирования взаимодействия привлекаемых сил и средств ВСМК. Источниками исходных данных для планирования взаимодействия являются федеральные, региональные и территориальные планы действий по предупреждению и ликвидации ЧС.

(6.41) Решение задач, поставленных перед РСЧС, на федеральном уровне организует Министр МЧС России, а обеспечение осуществляется МЧС России. На региональном уровне взаимодействие сил и средств организуются начальниками региональных центров по делам ГО ЧС, а обеспечивается соответствующими региональными центрами. На территориальном уровне взаимодействие организуется председателями территориальных комиссий по ЧС, а обеспечивается соответствующими штабами (управлениями) по делам ГОЧС.

(6.42) Состав привлекаемых органов управления, сил и средств зависит от масштаба аварии. Взаимодействие между ними при решении задач по оказанию медицинской помощи (задач ВСМК) осуществляется соответственно руководящими органами управления службой - межведомственными координационными комиссиями с помощью рабочих органов управления службой - штабов службы медицины катастроф на федеральном, региональном и территориальном уровнях. Организация взаимодействия между функциональными подсистемами ВСМК, распределение задач между этими функциональными подсистемами и ответственности за их выполнение определяется специальным Положением, согласованным членами федеральной межведомственной координационной комиссии по медицине катастроф и руководителями всех подсистем ВСМК, а также отдельными положениями о взаимодействии при радиационных авариях между министерствами, ведомствами и учреждениями, функционально входящими в ВСМК.

(6.43) Взаимодействие с другими (не медицинскими) службами и подсистемами РСЧС осуществляются на основе Положения о МЧС России и Положения о взаимодействии между МЧС России и Минздравом России*.

(6.44) Для решения задач, поставленных перед РСЧС (включающих в том числе и оказание медицинской помощи пострадавшим) и для повышения эффективности взаимодействия органов управления различного уровня действует автоматизированная информационная управляющая система (АИУС) РСЧС. АИУС РСЧС обеспечивает взаимодействие с автоматизированными системами (АС) Минприроды России, Росгидромета России, Минздрава России и Минстроя России. Осуществляется необходимое сопряжение АС с Минатомом, Госатомнадзором и другими министерствами и ведомствами, вовлекаемыми в решение задач по ликвидации последствий ЧС. Взаимодействие на федеральном уровне осуществляется при помощи комплекса средств автоматизации Центра управления кризисными ситуациями МЧС России, на региональном и территориальном уровнях - через региональные, областные и городские информационно-управляющие центры, а в зонах ЧС - через мобильные информационно-управляющие центры АИУС РСЧС.

_____________________________

* Положение о штабе Всероссийской службы медицины катастроф (Утверждено Министром здравоохранения и медицинской промышленности Российской Федерации 15.11.94 г.)

6.6. Принципы взаимодействия сил и средств, участвующих в проведении мероприятий по ликвидации медицинских последствий радиационных аварий

(6.45) Несмотря на достаточно совершенные технические системы по обеспечению радиационной безопасности персонала и населения, разработанные в последние годы, сохраняется определенная вероятность повторения крупномасштабных радиационных аварий*(1).

(6.46) Для удобства рассмотрения задач медицины катастроф по организации медицинской помощи всех лиц, вовлеченных в радиационную аварию, можно разделить на следующие группы (рис. 6.1): 1-я группа - работники предприятия (персонал), члены аварийно-спасательных бригад и другие привлекаемые ликвидаторы последствий аварии; 2-я группа - население (эвакуированные, переселенные и лица, проживающие на загрязненных территориях).

(6.47) Существенным для задач, решаемых службой медицины катастроф, является то, что выраженные клинические проявления лучевого поражения, требующие безотлагательной медицинской помощи в первые же часы - дни после аварии могут, как правило, возникнуть только у персонала предприятий и членов аварийно-спасательных бригад (лица из первой группы). Они могут подвергнуться облучению в летальных дозах при выполнении своих профессиональных обязанностей.

Число таких пораженных даже при крупных авариях, подобных аварии на Чернобыльской АЭС, относительно невелико*(2).

(6.48) В осуществлении первичных мер по борьбе с аварией на ЧАЭС, кроме персонала самой станции, участвовало много действовавших по специальному заданию специалистов, а также добровольцев (всех этих лиц впоследствии отнесли к "ликвидаторам"). Медицинское обеспечение ликвидаторов является одной из задач медицины катастроф. Следует подчеркнуть, что эта кагорта вполне сравнима по численности с количеством пораженных при других техногенных и даже экологических катастрофах*(3).

(6.49) Велика также численность населения, подвергшегося существенному воздействию неблагоприятных факторов аварии на ЧАЭС (2-я группа: эвакуированные; переселенные; лица, вынужденные жить на загрязненных территориях).*(4)

Среди этого населения отмечаются [12, 14] значительные психические нарушения здоровья, которые проявились в результате отсутствия своевременной объективной информации сразу после аварии, стресса и травм от принудительного переселения в менее загрязненные районы, разрыва социальных связей, а также страха, что облучение является опасным и может нанести вред здоровью людей и их детей в будущем. Среди рассмотренной кагорты под общим названием "население" тысячи лиц могут быть по определению отнесены к "пораженным в чрезвычайной ситуации" [15]*(5), а, следовательно, и к компетенции медицины катастроф.

В этой связи одной из задач медицины катастроф при работе с населением, вовлеченным в зону воздействия радиационной аварии, является медицинское обеспечение (сопровождение) всех мероприятий по защите населения. Такая задача решается формированиями и учреждениями службы медицины катастроф путем: организации особых форм медицинского обслуживания населения в условиях введения такой защитной меры, как укрытие; проведения йодной профилактики госпитализированным больным и персоналу лечебно-профилактических учреждений (ЛПУ) и контроля за ее проведением среди населения и организации оказания медицинской помощи населению в ходе его эвакуации и на новых местах проживания.

(6.50) К задачам службы медицины катастроф при работе на территориях, попавших в зону аварии, следует также отнести организацию массового обследования населения с целью выявления лиц с большими дозовыми нагрузками на ЩЖ и исключения развития у них различных форм лучевой патологии. Такую задачу можно выполнить только с привлечением специализированных бригад.

(6.51) В таблице 6.6.1 суммированы задачи медицинских формирований по ликвидации медико-санитарных последствий для лиц, вовлеченных в сферу действия поражающих факторов радиационной аварии.

(6.52) Основные силы и средства, способные в настоящее время решать вопросы по предупреждению и ликвидации медико-санитарных последствий радиационных аварий, представлены:

- в Минздраве России: Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (ФУ "Медбиоэкстрем"); Центрами государственного санитарно-эпидемиологического надзора на федеральном, региональном и территориальном уровнях; Всероссийским Центром медицины катастроф "Защита" (ВЦМК "Защита); научно-исследовательскими институтами и учреждениями Минздрава России и РАМН;

- медицинскими учреждениями и формированиями МВД России, МПС России, МО России, МЧС России.

(6.53) Одним из основных государственных учреждений в службе медицины катастроф, связанных с радиационными авариями, является ФУ "Медбиоэкстрем". На него возложена задача осуществления экстренной медицинской помощи при радиационных авариях персоналу обслуживаемых этим управлением организаций и учреждений и населению, проживающему на подведомственных территориях.

Таблица 6.6.1

Задачи медицинских формирований по ликвидации медико-санитарных последствий для лиц, вовлеченных в сферу действия поражающих факторов радиационной аварии

Лица, вовлеченные в сферу действия поражающих факторов радиационной аварии	Задачи медицинских формирований по ликвидации медико-санитарных последствий аварии
Работники предприятия (персонал); члены аварийно-спасательных бригад	Первая медицинская помощь пораженным на здравпункте предприятия; первая врачебная и квалифицированная помощь в медицинском учреждении, обслуживающем предприятие; эвакуация пораженных (с соответствующим медицинским сопровождением) и оказание им квалифицированной и специализированной помощи в радиологическом клиническом центре
Другие привлекаемые ликвидаторы	Контроль за медицинскими и возрастными противопоказаниями лиц, допускаемых к аварийным работам; контроль за своевременным применением медикаментозных профилактических средств и средств индивидуальной защиты, способствующих уменьшению дозовых нагрузок за время работы; оказание необходимой и своевременной медицинской помощи
Население (эвакуированные, переселенные, проживающие на загрязненных территориях)	Организация медицинского обслуживания населения в условиях защитной меры "укрытие"; проведение йодной профилактики больным и персоналу ЛПУ и участие в ее проведении среди населения; организация эвакуации ЛПУ и госпитализированных больных; организация оказания медицинской помощи населению в ходе его эвакуации и на новых местах проживания; организация на ранних стадиях аварии обследования населения, с целью выявления лиц, требующих оказания медицинской помощи, организация и проведение такой помощи

(6.54) Департамент государственного санитарно-эпидемиологического надзора Минздрава России*(5), координирует деятельность санитарно-эпидемиологических служб министерств и ведомств Российской Федерации по вопросам обеспечения санитарно-эпидемиологического благополучия населения, соблюдения санитарного законодательства Российской Федерации, организации и проведения гигиенических и противоэпидемических мероприятий, профилактики заболеваний населения, в том числе при возникновении ЧС. Для решения этих задач в ведении Департамента*(6) находятся центры государственного санитарно-эпидемиологического надзора в субъектах Российской Федерации, на водном и воздушном транспорте, научно-исследовательские учреждения, дезинфекционные станции и другие санитарно-профилактические учреждения и организации.

(6.55) Головным*(8) научно-практическим государственным учреждением здравоохранения по проблемам медицины катастроф является Всероссийский центр медицины катастроф "Защита" Минздрава России (ВЦМК "Защита").

Центр содержит госрезерв медицинского имущества и организует медицинское снабжение в ЧС. В центре "Защита" функционирует штаб ВСМК.

В соответствии с Положением о взаимодействии МСЧ России и Минздрава России, взаимный обмен информацией и оповещение в целях своевременного доведения обстановки об угрозе или возникновении чрезвычайной ситуации организуется на федеральном уровне между Центром управления в кризисных ситуациях МЧС России и Всероссийским центром медицины катастроф "Защита" Минздрава России.

(6.56) Рассмотренные руководящие и рабочие органы ВСМК, а также силы и средства различных министерств и ведомств позволяют следующим образом представить схему их возможного участия в работах по ликвидации медицинских последствий различных типов и классов радиационных аварий в рамках ВСМК (таблица 6.6.2 настоящего раздела).

Таблица 6.6.2

Схема
участия сил и средств ВСМК и взаимодействующих органов управления при ликвидации медико-санитарных последствий различных типов радиационных аварий

Возможные типы и масштабы аварии	Формирования ВСМК, привлекаемые для ликвидации медико-санитарных последствий, и органы управления
	Формирования	Взаимодействующие органы управления
Радиационно опасные объекты (АЭС, заводы по переработке топлива, хранилища радиоактивных отходов и т.п.), относящиеся к компетенции Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем (ФУ "Медбиоэкстрем")
Локальная (объектовая)	медсанчасти (МСЧ) ФУ "Медбиоэкстрем", специализированная клиника ГНЦ "Институт биофизики"	объектовая комиссия по ЧС, ТЦМК*, местные органы управления здравоохранения, ВЦМК "Защита", ФУ "Медбиоэкстрем"
Местная (в пределах санитарно-защитной зоны	медсанчасти (МСЧ) ФУ "Медбиоэкстрем", специализированная клиника ГНЦ** Институт биофизики"	объектовая комиссия по ЧС, ТЦМК, местные органы управления здравоохранения, ВЦМК "Защита", ФУ "Медбиоэкстрем"
Общая	требуемые для выполнения задач медицинские формирования ВСМ всех уровней	объектовая комиссия по ЧС, местные органы управления здравоохранения, ТЦМК, ВЦМК "Защита", ФУ Медбиоэкстрем", Межведомственные координационные комиссии РСЧС и ВСМ, ведомственные комиссии федеральных органов исполнительной власти
Аварии, не связанные с местом расположения производственного объекта (утрата источника, террористический акт, транспортные аварии и т.п.), а также в учреждениях, организациях и других объектах, использующих источники ионизирующих излучений (для целей лучевой терапии и диагностики, научных исследований, дефектоскопии и т.п.), не относящихся к компетенции ФУ "Медбиоэкстрем"
Локальная или местная	учреждения и формирования ТЦМК, формирования постоянной готовности военно-медицинских учреждений, медицинские формирования местных органов МВД России, МПС России, ГСЭН России, других министерств и ведомств, расположенных на данной территории, СМБ** и многопрофильный госпиталь ВЦМ "Защита", специализированная клиника ГНЦ "Институт биофизики"	Территориальные управления ГОЧС, ТЦМК, ведомственные территориальные органы управления, ВЦМК "Защита", комиссии по ЧС органов исполнительной власти субъектов РФ, Межведомственные координационные комиссии медицины катастроф при министерствах (комитетах, департаментах) здравоохранения субъектов РФ

_____________________________

* - ТЦМК - территориальный центр медицины катастроф

** - СМБ - специализированная (радиологическая) медицинская бригада

(6.57) Согласно этой схеме, для удобства рассмотрения возможные радиационные аварии разбиты на следующие группы:

1. Аварии на радиационно опасных объектах (типа АЭС, заводов по переработке топлива, хранилищ радиоактивных отходов и т.п.), относящиеся к компетенции ФУ "Медбиоэкстрем".

2. Аварии, не связанные с местом расположения производственного объекта (утрата источника, террористический акт, транспортные аварии и т.п.), а также на учреждениях, организациях и других объектах, использующих источники ионизирующих излучений (для целей лучевой терапии и диагностики, научных исследований, дефектоскопии и т.п.), не относящихся к компетенции ФУ "Медбиоэкстрем".

(6.58) Аварии, относящиеся к 1-й группе могут быть локального (объектового), местного (в пределах санитарно-защитной зоны) и общего (глобальные или крупные) масштаба. Работы по ликвидации медицинских последствий локальных и местных аварий на стационарных радиационно опасных объектах (АЭС и др.), обслуживаемых ФУ "Медбиоэкстрем", могут быть осуществлены силами и средствами самого Управления (его медсанчастями и медсанотделами). При общей аварии на этих объектах необходимо подключение территориальных медицинских учреждений, госпиталей и специализированных (радиологических) медицинских бригад (СМБ) федерального уровня ВЦМК "Защита", Минобороны России и других, объединяемых ВСМК медицинских формирований федеральных органов исполнительной власти.

(6.59) Аварии, объединенные во второй группе, не связанные со стационарными радиационно опасными объектами, подведомственными ФУ "Медбиоэкстрем", как правило, возможны лишь локального или местного масштаба. В работах по ликвидации медицинских последствий при таких авариях необходимо участие сил и средств ВЦМК "Защита", а также привлечение через территориальные центры медицины катастроф (ТЦМК) сил и средств территориальных медицинских учреждений Минздрава России и медицинских формирований других федеральных органов исполнительной власти.

(6.60) Взаимодействующими органами управления при проведении мероприятий по ликвидации медико-санитарных последствий аварии являются:

для первой группы аварий:

- объектовая комиссия по ЧС, местные органы управления здравоохранения, ВЦМК "Защита", ФУ "Медбиоэкстрем" (при локальных и местных авариях);

- межведомственные координационные комиссии РСЧС и ВСМК, ведомственные комиссии федеральных органов исполнительной власти, ВЦМК "Защита", ФУ "Медбиоэкстрем" (при общих, крупномасштабных авариях);

для второй группы аварий:

- комиссии по ЧС органов исполнительной власти субъектов РФ, межведомственные координационные комиссии при министерствах (комитетах, департаментах) здравоохранения субъектов РФ, территориальные штабы ГОЧС, ТЦМК, ведомственные территориальные органы управления, ВЦМК "Защита".

_____________________________

*(1) Положение о взаимодействии МЧС России и Минздрава России по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций (Приложение к приказу МЧС России и Минздрава России от 02.04.1997 г. N 85/94)

*(2) В соответствии с официальными данными на декабрь 1996 г. [12] Россия находится на 5 месте в мире по числу действующих ядерных энергоблоков, авария на которых по своим последствиям может сравниться с аварией на четвертом энергоблоке ЧАЭС. Так число действующих (в скобках строящихся) энергоблоков АЭС составляет в США - 109 (1); во Франции - 56 (4); в Японии - 51 (3); в Великобритании - 35 (-); в Российской Федерации - 29 (4). Определенную радиационную опасность для России представляют также атомные электростанции, действующие на территориях стран, ранее входящих в СССР, и других странах, расположенных близко к России. Число действующих (в скобках строящихся) энергоблоков в этих странах составляет [12] в Армении - 1(1); в Казахстане - I (-); в Литве - 2 (-); на Украине - 16 (5); в Бельгии - 7 (1); в Болгарии - 6 (-); в Канаде - 21 (-); в Китае - 3 (-); в Чешской Республике - 4 (2); в Финляндии - 4 (-); в Германии- 20 (-); в Венгрии - 4 (-); в Нидерландах - 2 (-); в Румынии - - (2); в Словацкой Республике - 4 (4); в Словении -1 (-); в Швеции - 12 (-); в Швейцарии - 5 (-).

*(3) Число людей с выраженными клиническими проявлениями, непосредственно связанными с радиационным воздействием в результате аварии на ЧАЭС, оказалось, учитывая ее масштабы, сравнительно небольшим [12]. В общей сложности 237 человек, непосредственно участвовавших в ликвидации аварии, были госпитализированы с выраженными клиническими синдромами ОЛБ; подтвержден был такой диагноз у 134. Из них 28 умерли (еще трое умерли во время аварии - двое в результате поражения взрывной волной, а один из-за тромбоза коронарных сосудов). За прошедшее после аварии десятилетие умерло еще 14 человек из рассматриваемой группы в 237 пораженных.

*(4) Только в 1986-1987 годах в районе Чернобыля работало около 200 тыс. ликвидаторов [13].

*(5) По последним оценкам [12], 116 тыс. человек были эвакуированы сразу после аварии (из них около 10% были облучены в дозе более 5 бэр; около 5% - в дозе свыше 10 бэр). Кроме того, в период между 1990 г. и концом 1995 г. были переселены еще 210 тыс. человек. 786 населенных пунктов, где живут 272800 чел., оказались в "районах строгого контроля" (до января 1990 г. средние дозы для этих жителей составили примерно 5 бэр; несколько человек из этой группы могли получить дозу свыше 17 бэр). В целом на загрязненных территориях Белоруссии, Украины и России проживает более 7 млн. жителей.

*(6) Опыт Чернобыльской аварии [4] многое изменил в госсанэпидслужбе - оснащении, методиках, подготовленных кадрах, наработанном опыте. В 1991 г. утверждено Положение об Отделе (отделении) радиационной гигиены санэпидстанции (от 15.05.91 г. N 5797-91) с набором приложений, в их числе документы по упорядочению и развитию технической базы службы; 17.06.94 г. издан Приказ N 79 ГКСЭН об организации региональных радиологических центров с перечнем более современной аппаратуры. К настоящему времени центры ГКСЭН примерно 70% регионов имеют современное гамма-спектрометрические комплексы с программным обеспечением.

*(7) в соответствии с приказом МЗ РФ от 25.11.93 г. N 279

*(8) Пораженный в чрезвычайной ситуации - человек, у которого в результате непосредственного или опосредованного воздействия на него поражающих факторов источника чрезвычайной ситуации возникли нарушения здоровья [15].

*(9) Постановление Правительства Российской Федерации от 14.10.96 г. N 1217 "Вопросы Министерства здравоохранения Российской Федерации".

Литература к главе 6.

1. А.П. Попов, A.M. Перевезенцев. Проблемы организации взаимодействия органов управления и сил, привлекаемых к ликвидации последствий радиационных аварий. "Медицина катастроф", 1-2 (9-10), М., 1995, стр. 231-234.

2. С.Ф. Гончаров, Г.П. Лобанов, И.И. Сахно. Штаб Всероссийской службы медицины катастроф в системе управления службой. "Медицина катастроф", 1-2 (5-6), М., 1994, стр. 7-15.

3. Федеральный Закон Российской Федерации "Об аварийно-спасательных службах и статусе спасателей". Принят Государственной Думой 14 июля 1995 года.

4. Перминова Г.С., Тучкевич Е.А. О задачах государственной санитарно-эпидемиологической службы в охране общественного здоровья и санитарно-эпидемиологического благополучия населения и среды обитания при радиационных чрезвычайных ситуациях //Медицина катастроф. - 1995. - N 1-2(9-10). - С. 182-192.

5. Заиченко А.И., Журавлева В.Е., Вареников И.И. и др. Основные направления взаимодействия санитарно-эпидемиологических формирований в системе Всероссийской службы медицины катастроф при чрезвычайных ситуациях. //Медицина катастроф. - 1995 - N 1-2(9-10). - С. 192-196.

6. Жиляев Е.Г., Гончаров С.Ф., Воронцов И.В. и др. Анализ опыта участия военно-медицинской службы в организации медицинского обеспечения при радиационных авариях. //Медицина катастроф. - 1995. - N 1-2(9-10). - С. 196-203.

7. Филатов А.С., Захаров В.М. Медико-санитарное обеспечение персонала и населения при возникновении радиационной аварии и ликвидации ее последствий. //Медицина катастроф. - 1995. - N 1-2(9-10). - С. 212-218.

8. Парфенова Л.Н. Организация службы экстренной медицинской помощи в чрезвычайных ситуациях в системе Федерального управления медико-биологических и экстремальных проблем при Минздравмедпроме России. //Медицина катастроф. - 1995. - N 1-2(9-10). - С. 218-223.

9. Антипин Е.Б. Роль промышленно-санитарной лаборатории медсанчасти Федерального управления в профилактике чрезвычайных ситуаций на предприятиях ядерно-энергетического комплекса и ликвидации их последствий. //Медицина катастроф. - 1995. - N 1-2(9-10). - С. 223-228.

10. Селидовкин Г.Д. Оказание медицинской помощи в ранней фазе развития аварии на Чернобыльской АЭС. Просчеты и ошибки. //Медицина катастроф. - 1995. - Специальный выпуск. - 1996 - С. 5-12.

11. Tachakra S.S. The Bhopal disaster. Lessons learnt./Eds. v. Stadacher, g. Bevilacqua: In 8th International Congress of Emergency Surgery. - Milano: Monduzzi Editore, 1987. - P. 47-54.

12. Бюллетень МАГАТЭ, том 38, N 3, 1996, Вена, Австрия

13. Л.А. Ильин, Реалии и мифы Чернобыля, Москва, "ALARA Limited", 1994, стр. 250.

14. Аветисов Г.М., Р.М. Бархударов, Р.М Двойрин и др. Защита населения и реабилитация территорий, пострадавших от Чернобыльской аварии. Характеристика ситуации и стратегия дальнейших контрмер. Сообщение 3. Состояние здоровья ликвидаторов и населения, проживающего на территориях, отнесенных к зоне аварии на Чернобыльской АЭС. "Медицина катастроф" N 4(16), 1996, стр. 81-91.

15. Основные понятия и определения медицины катастроф: Словарь. - М.; ВЦМК "Защита", 1997 (Библиотека медицины катастроф), стр. 103.