Биологическая дозиметрия при ингаляционном поступлении Pu-239

Полный текст

В отличие от биологической дозиметрии внешнего облучения, основанной на цитогенетических данных, биологическая дозиметрия внутреннего α-излучения от инкорпорированных радионуклидов ²³⁹Pu представляет более сложную задачу. Эта особенность обусловлена, по крайней мере, несколькими причинами. Во-первых, плотноионизирующее излучение ²³⁹Pu вызывает множественные повреждения ДНК [1–4] и, как следствие, процесс репарации указанных повреждений не столь эффективен, как в случае редкоионизирующего излучения [5–7]. Во-вторых, при внешнем облучении в целях биологической дозиметрии, как правило, используется линейная или линейно-квадратичная модель «доза–эффект» [8 –10], а при воздействии α-излучения ²³⁹Pu зависимость «доза–эффект» может иметь и нелинейный характер [11, 12]. В последние десятилетия цитогенетические исследования с целью биологической индикации и дозиметрии ²³⁹Pu несомненно являются важным научным направлением [4, 13–19]. В рамках этого направления отдельную задачу представляет собой биологическая дозиметрия ²³⁹Pu при ингаляционном поступлении.

Целью настоящей работы является построение биодозиметрической системы, основанной на цитогенетических данных, и ее применение для оценки дозы облучения при остром и хроническом ингаляционном поступлении низкотраспортабельных соединений ²³⁹Pu.

МАТЕРИАЛЫ И МЕТОДИКА

Построение биодозиметрической системы основывалось на ранее проведенном цитогенетическом обследовании 194 работников ПО «Маяк» (Производственное Объединение «Маяк», первое атомное предприятие в СССР), подвергшихся профессиональному воздействию α-активных аэрозолей (преимущественно низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu) и незначительному внешнему γ-облучению [20]. По содержанию в организме α-активных нуклидов (q) работники были разделены на пять групп, в которых q варьировало от 0.23 до 8.60 кБк. Возраст работников в этих группах составил от 40 до 50 лет (в среднем ~45 лет); поглощенная в легких доза внутреннего α-излучения – от 0.02 до 1.22 Гр (в среднем ~0.15 Гр); поглощенная в легких доза внешнего γ-облучения составила от 0.04 до 0.12 Гр (в среднем ~0.06 Гр); период облучения варьировал от 13.9 до 28.3 года (в среднем ~18 лет). Поглощенные в легких (орган основного депонирования радионуклида при ингаляционном поступлении) дозы внутреннего облучения рассчитывались на основе дозиметрической системы работников «Маяка» – ДСРМ-2000 [21]. В работе был использован стандартный (рутинный) метод хромосомного анализа [23]. Более подробно эти медико-дозиметрические данные представлены в таблицах П1 и П2 приложения.

Следует отметить, что под термином «содержание ²³⁹Pu в организме» понимается текущее содержание всей α-активности ²³⁹Pu в организме.

В результате анализа вышеуказанных цитогенетических и дозиметрических данных методом математического моделирования с использованием стандартного пакета Statistica были получены аналитические пороговые зависимости «доза–эффект» и «содержание радионуклида–эффект» для трех типов хромосомных аберраций (ХА): дицентриков, стабильных аберраций и суммарного числа аберраций [20].

Полученные зависимости были статистически значимы, что в результате и позволяет построить биодозиметрическую систему для оценки индивидуальных доз и содержания ²³⁹Pu в организме как при остром, так и при хроническом ингаляционном поступлении низкотранспортабельных соединений плутония у работников ПО «Маяк».

Для последующего использования биодозиметрической системы вначале была проведена оценка нарушений генома при аварийном поступлении α-излучающих нуклидов у работника К. (47 лет) – участника радиационной аварийной ситуации (РАС), в результате которой произошло ингаляционное поступление актинидов в организм и частичное загрязнение кожных покровов. Через 5 ч после РАС в лаборатории дозиметрии внутреннего облучения ФГБУН Южно-Уральского института биофизики ФМБА России была измерена α-активность актинидов в экскретах радиометрическим и спектрометрическим методами в первые, после поступления, сутки. В результате было установлено, что основным радионуклидом, поступившим в организм работника К., является ²³⁹Pu (~70%). В период обследования и лечения работника К. было проведено цитогенетическое исследование лимфоцитов периферической крови. Культивирование лимфоцитов, приготовление хромосомных препаратов, окрашивание препаратов, поиск и анализ хромосомных препаратов рутинным методом и методом mFISH, проводили согласно стандартным протоколам, которые соответствуют стандартам и рекомендациям МАГАТЭ [8, 23, 24]. Образцы периферической крови были взяты через 24 ч, 3 нед., 5 нед., 3 мес., 10 и 20 мес. после РАС. Цитогенетическое обследование проводили только после получения письменного «Информированного согласия» работника на добровольное участие в исследовании. Расчет ожидаемых аварийных доз, в первые сутки после ингаляционного поступления ²³⁹Pu методом биологической дозиметрии для работника К., проводили с помощью биодозиметрической системы по трем показателям: дицентрикам, стабильным аберрациям и суммарному числу ХА.

На следующем этапе с целью валидации биодозиметрической системы, при условии хронического ингаляционного поступления низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu (²³⁹PuO₂ и металлический ²³⁹Pu), из базы данных «Клиника» была взята выборка цитогенетических и дозиметрических данных десяти работников плутониевого завода ПО «Маяк». Полученные с помощью биодозиметрической системы индивидуальные оценки содержания ²³⁹Pu в организме и поглощенных в легких доз внутреннего α-облучения на момент проведения цитогенетического анализа сравнивались с соответствующими оценками, полученными ранее методом косвенной дозиметрии [21]. Вариабельность получаемых оценок характеризовали по величине относительной погрешности (в %).

РЕЗУЛЬТАТЫ И ОБСУЖДЕНИЕ

В табл. 1 и 2 представлены результаты цитогенетического анализа лимфоцитов периферической крови работника К. при аварийном ингаляционном поступлении ²³⁹Pu. Цитогенетический анализ проводился двумя методами, – рутинным (табл. 1) и методом mFISH (табл. 2) в первые сутки после РАС.

 

Таблица 1. Результаты цитогенетического анализа рутинным методом

Table 1. Results of the cytogenetic routine analysis

Дата обследования	Число метафаз	Общее количество аберраций	Дицентрики	Общее количество СХА
1-е сутки РАС	163	7 (4.3)	2 (1.2)	2 (1.2)
Примечание. В круглых скобках количество аберраций на 100 метафаз.

 

Таблица 2. Результаты цитогенетического анализа методом mFISH

Table 2. Results of the cytogenetic mFISH analysis

Дата обследования	Число метафаз	Общее число аберраций	Общее число СХА
1-е сутки РАС	100	6	3
Примечание. СХА – стабильные хромосомные аберрации; РАС – радиационная аварийная ситуация.

 

Из сравнения результатов цитогенетического анализа, представленных в табл. 1 и 2, видны определенные различия рутинного и mFISH метода.

Для оценки поглощенной в легких дозы внутреннего α-излучения воспользуемся результатами предыдущего исследования [20], в котором были представлены количественные зависимости изменений цитогенетических показателей от уровней радиационного воздействия низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu у персонала радиохимического производства. Так как это исследование было выполнено рутинным методом у работников, подвергшихся хроническому внутреннему α-облучению, то эти особенности были учтены при оценке поглощенной в легких дозы внутреннего α-облучения для вышеуказанной РАС и, как следствие, в качестве базовой была использована табл. 1.

 

Рис. 1. Зависимость числа аберраций хромосомного типа в лимфоцитах периферической крови человека от поглощенной в легких дозы α-облучения (1 – суммарное число аберраций, 2 – стабильные аберрации, 3 – дицентрики).

Fig. 1. Number of aberrations of the chromosomal type in human lymphocytes of the peripheral blood in relation to the lung absorbed α-dose (1 – total number of aberrations, 2 – stable aberrations, 3 – dicentrics).

 

На рис. 1 показаны зависимости «доза–эффект», установленные в работе [20] для различных типов ХА в лимфоцитах периферической крови работников радиохимического производства ПО «Маяк».

Из рисунка видно, что суммарное число ХА, стабильные аберрации и дицентрики, определенные рутинным методом, линейно зависят от логарифма поглощенной в легких дозы внутреннего α-излучения в интервале до 1 Гр.

Из-за наличия логарифмической шкалы по поглощенной дозе в легких (см. рис. 1) применять графический метод для оценки дозы можно только приближенно, и поэтому для дальнейших расчетов использовали аналитический метод.

Обобщенная аналитическая модель для зависимостей, представленных в рис. 1, имела следующий вид:

$N=N_0+\alpha \ln \frac{D}{D_0},$                                                                                              (1)

где N – число ХА на 100 клеток (%); D – поглощенная в легких доза (сГр); N₀ – фоновое число ХА (%); D₀ – пороговое значение поглощенной дозы (сГр); α – инкремент ХА (%).

 

Таблица 3. Характеристики модели (1) для различных типов ХА

Table 3. Model (1) characteristics by various types of CA

Тип ХА	Параметры модели
	(N0 ± SE) %	(α ± SE) %	(D0 ± SE) сГр
Общее число ХА	1.1 ± 0.2	2.54 ± 0.03	6.03 ± 0.32
Стабильные ХА	0.39 ± 0.05	1.06 ± 0.09	5.59 ± 1.91
Нестабильные Х (лицентрики)	0.25 ± 0.06	0.67 ± 0.07	6.75 ± 3.05
Примечание. SE – стандартные ошибки параметров модели.

 

В табл. 3 представлены основные характеристики параметров модели (1) для различных типов ХА.

Для расчета поглощенных доз методом биологической дозиметрии, вначале преобразуем формулу (1) следующим образом:

$D=D_0\cdot \exp \left[\frac{\left(N-N_0\right)}{\alpha }\right].$                                                                                 (2)

Так как из табл. 3 видно, что величины порогов (D₀) для всех трех типов ХА приблизительно одинаковы, то в последующих расчетах будем использовать среднюю величину пороговой дозы D₀ = (6.12 ± 1.20) сГр. Далее, используя результаты рутинного метода цитогенетического анализа, представленные в табл. 1 и параметры модели (1) в табл. 3, получаем следующие оценки поглощенных доз по формуле (2): по суммарному числу ХА: N = 4.3; N₀ = 1.1; α = 2.54; D₀ = 6.12; D₁ ≈ 0.22 Гр; по дицентрикам: N = 1.2; N₀ = 0.39; α = 1.06; D₀ = 6.12; D₂ ≈ 0.13 Гр; по стабильным ХА: N = 1.2; N₀ = 0.25; α = 0.67; D₀ = 6.12; D₃ ≈ 0.25 Гр.

Таким образом, используя три типа ХА, получены согласованные оценки поглощенных в легких доз от внутреннего α-излучения для рассматриваемого аварийного случая поступления аэрозолей ²³⁹Pu в организм работника.

В качестве оценки поглощенной в легких дозы внутреннего α-излучения используем среднюю величину

${\overline{D}}_{пог.}=\frac{\left(D_1+D_2+D_3\right)}{3}=0.2Гр.$

Для окончательной оценки эквивалентной дозы используем коэффициент качества α-излучения k_α = 20 и коэффициент эффективности по дозе и мощности дозы – DDREF = 2, рекомендованный МКРЗ для радиобиологических эффектов [22], получаем:

${\overline{D}}_{экв.}=\frac{\left(0.2Гр\times 20\right)}{2}=2Зв.$

Примечание: коэффициент DDREF используется для оценок равноэффективных доз при разных мощностях доз и соответствующем характере облучения. Переход к эквивалентной дозе формально необходим из-за наличия незначительных доз γ - излучения на радиохимическом производстве.

Так как расчет поглощенной и эквивалентной дозы в легких проводился по трем цитогенетическим показателям, то можно оценить стандартную ошибку для ${\overline{D}}_{пог.}$и ${\overline{D}}_{экв.}:{\overline{D}}_{пог.}=(0.20\pm 0.04) \mathrm{Гр}$ и ${\overline{D}}_{экв.}=(2.0\pm 0.4) \mathrm{Зв}$. Относительная неопределенность в оценках этих доз составила величину U% = 35%. Так как наибольшую неопределенность в оценках доз внесла оценка дозы по дицентрикам (D₂), то при ее элиминации средняя поглощенная в легких доза α-излучения составила (0.235 ± 0.015) Гр, а эквивалентная доза – (2.35 ± 0.15) Зв. При этом относительная неопределенность этих оценок снизилась до 9%. Таким образом, биодозиметрическую систему целесообразно построить на двух цитогенетических показателях: – на суммарном количестве ХА и количестве стабильных ХА на 100 клеток. Элиминация такого показателя, как количество дицентриков на 100 клеток, вполне обоснована, так как известно, что значительное число дицентриков убывает в течение небольшого промежутка времени даже после острого облучения и тем более при хроническом облучении.

Следовательно, на втором этапе тестирования биодозиметрической системы, когда рассматривается хроническое облучение при ингаляционном поступлении низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu, логично использовать только два вышеуказанных цитогенетических показателя. Рассмотрим этот вопрос подробнее.

Для количественного описания связи числа аберраций хромосомного типа не только с поглощенной в легких дозой внутреннего α-излучения, но и с количеством депонированного в организме ²³⁹Pu ранее была разработана феноменологическая модель в виде дифференциального уравнения с начальным условием [20]:

$\frac{dN}{dq}=\frac{{\alpha }_q}{q},$                                                                                                   (3)

$N\left(q_0\right)=N_0,$                                                                                                     (4)

где N – число ХА на 100 клеток; q – содержание ²³⁹Pu в организме (кБк); a_q – коэффициент пропорциональности (инкремент ХА); q₀ – пороговый уровень содержания ²³⁹Pu (кБк); N₀ – пороговое число ХА на 100 клеток.

После интегрирования уравнения (3) с учетом начального условия (4) получаем зависимость:

$N=N_0+{\alpha }_q\ln \left(\frac{q}{q_0}\right).$                                                                                        (5)

Эта зависимость «содержания ²³⁹Pu-эффект» аналогична по математической форме зависимости «доза–эффект», представленной выше формулой (1). Следовательно, для расчета содержания ²³⁹Pu в организме, как функции N, можно использовать следующую формулу:

$q=q_0\times \exp \left[\frac{\left(N-N_0\right)}{{\alpha }_q}\right].$                                                                               (6)

По аналогии с табл. 3 можно представить характеристики модели (5) для различных типов ХА, которые были получены в предыдущей работе [20]. Эти результаты показаны в табл. 4.

 

Таблица 4. Характеристики модели (5) для различных типов ХА

Table 4. Model (5) characteristics by various types of CA

Тип ХА	Параметры модели
	(N0 ± SE) %	(αq ± SE) %	(q0 ± SE) кБк
Общее число ХА	1.1 ± 0.2	2.50 ± 0.04	0.42 ± 0.10
Стабильные ХА	0.39 ± 0.05	1.04 ± 0.12	0.39 ± 0.07
Нестабильные ХА (дицентрики)	0.25 ± 0.06	0.67 ± 0.06	0.48 ± 0.06
Примечание. SE – стандартные ошибки параметров модели.

 

Из табл. 4 видно, что в последнем столбце пороговые значения содержания ²³⁹Pu в организме очень близки по величине q₀ для всех трех типов аберраций. Поэтому в качестве общего порога была взята средняя величина q₀ = 0.43 ± 0.03 кБк.

Таким образом, формулы (2) и (6) позволяют произвести количественную оценку (на момент цитогенетического анализа) не только поглощенной в легких дозы α-излучения, но и оценить содержание ²³⁹Pu в организме на основе цитогенетических данных в случае хронического поступления низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu у работников ПО «Маяк».

Для верификации этих зависимостей с учетом модельных ограничений (по возрасту и фоновой составляющей N₀, пороговым значениям D₀ и q₀, а также рабочим диапазонам поглощенной в легких дозе α-излучения и содержания ²³⁹Pu в организме) из базы данных «Клиника» была идентифицирована, как указывалось выше, выборка из десяти работников плутониевого завода ПО «Маяк».

 

Таблица 5. Исходные данные на работников плутониевого завода

Table 5. Data about workers of the plutonium production facility

№	Возраст, лет	Содержание ²³⁹Pu в организме qэ, кБк	Поглощенная  в легких доза Dэ, сГр	Общее  число ХА, %	Стабильное  Число  ХА, %
1	45	1.005	14.7	3	2
2	47	1.611	25.0	4	3
3	48	1.673	16.8	2	1
4	48	6.203	91.5	6	3
5	50	0.748	11.0	4	1
6	43	0.611	12.8	3	1
7	42	0.624	18.4	3	1
8	42	3.944	67.2	7	1
9	49	3.125	51.9	4	3
10	46	4.157	63.5	7	3

 

Данные включали в себя цитогенетические показатели, содержание ²³⁹Pu в организме, которое рассчитывали по измерениям α-активности в суточной моче работников, и соответствующие расчетные поглощенные в легких дозы облучения, оцененные методом косвенной дозиметрии. Результаты этих измерений и расчетов представлены в табл. 5. Они являются исходными для дальнейших расчетов.

Из табл. 5 видно, что средний возраст работников составил 46 лет, содержание ²³⁹Pu в организме q_э варьировало от 0.611 до 6.203 кБк, а поглощенная в легких доза α-излучения D_э изменялась от 12.8 до 91.5 сГр. Исходные и дозиметрические показатели (q_э и D_э) – обозначены нижним индексом «э». В табл. 6 и 7 представлены результаты биодозиметрических расчетов на основании цитогенетических данных из табл. 5 по формулам (2) и (6) для выше указанных10 работников ПО «Маяк».

 

Таблица 6. Расчетные поглощенные в легких дозы внутреннего α-излучения ²³⁹Pu у работников плутониевого завода

Table 6. Estimated lung absorbed α-doses from internal exposure to ²³⁹Pu in workers of the plutonium production facility

№	Поглощенная доза  DT, сГр	Поглощенная  доза DS, сГр	Средняя погл. доза сГр	«Эмпирическая»  доза Dэ, сГр	$\mathbf{\Delta }\mathbf{=}\overline{\mathbf{D}}\mathit{-}{\mathit{D}}_{э}$	$\frac{\left|\Delta \right|}{\overline{\mathbf{D}}}\mathbf{\times }\mathbf{100}\mathbf{\%}$
1.	12.9	27.9	20.4	14.7	5.7	27.9
2.	19.2	71.8	45.5	25.0	20.5	45.1
3.	8.7	10.9	9.8	16.8	-7.0	71.4
4.	42.1	71.8	56.9	91.5	-34.6	60.8
5.	19.2	10.9	15.1	11.0	4.1	27.2
6.	12.9	10.9	11.9	12.8	-0.9	7.6
7.	12.9	10.9	11.9	18.4	-6.5	54.6
8.	62.2	10.9	36.6	67.2	-30.6	83.6
9.	19.2	71.8	45.5	51.9	-6.4	14.1
10.	62.4	71.8	67.1	63.5	3.6	5.4
Примечание. DT – доза, рассчитанная по суммарному количеству ХА; DS – доза, рассчитанная по количеству стабильных ХА; средняя доза – $\overline{D} =\frac{DT +DS }{2}$.

 

Из последнего столбца табл. 6 видно, что относительная погрешность индивидуальных поглощенных доз, рассчитанных с помощью биодозиметрической системы (по стабильным ХА и суммарному количеству ХА), варьировала в пределах от 5.4 и до 83.6 % (в среднем 39.8 %). Следует отметить, что вариабельность дозовых оценок, рассчитанных отдельно по суммарному числу ХА, в среднем, составила 52.1 %, а по стабильным ХА – 83.7 %. Таким образом, совместная оценка поглощенных доз на основе биодозиметрической системы , очевидно, дает значительно меньшую относительную погрешность.

Анализ расчетных значений содержания ²³⁹Pu в организме работников плутониевого завода ПО «Маяк» подробно представлен в табл. 7.

 

Таблица 7. Расчетные значения содержания ²³⁹Pu в организме работников плутониевого завода

Table 7. Estimated ²³⁹Pu body activity in workers of the plutonium production facility

№	Содержание  ²³⁹Pu qT, кБк	Содержание  ²³⁹Pu qS, кБк	Среднее содержание ²³⁹Pu  кБк	«Эмпирическое»  содержание ²³⁹Pu qэ, кБк	$\mathbf{\Delta }\mathbf{=}\overline{\mathbf{q}}\mathbf{-}{\mathbf{q}}_{\mathbf{э}}$	$\frac{\left|\Delta \right|}{\overline{\mathbf{D}}}\mathbf{\times }\mathbf{100}\mathbf{\%}$
1	0.919	2.022	1.471	1.005	0.466	31.7
2	1.372	5.289	3.331	1.611	1.720	51.6
3	0.616	0.773	0.695	1.673	–0.979	140.9
4	3.053	5.289	4.171	6.203	–2.032	48.7
5	1.372	0.773	1.073	0.748	0.325	30.3
6	0.919	0.773	0.846	0.611	0.235	27.8
7	0.919	0.773	0.846	0.624	0.222	26.2
8	4.554	0.773	2.664	3.944	–1.280	48.0
9	1.372	5.289	3.331	3.125	0.206	6.2
10	4.554	5.289	4.992	4.157	0.765	15.3
Примечание. qT – содержание ²³⁹Pu, рассчитанное по общему количеству ХА; qS – содержание ²³⁹Pu, рассчитанное по количеству стабильных ХА; среднее значение содержания ²³⁹Pu: $\overline{q}=\left(q_T+q_S\right)/2.$

 

Из последнего столбца табл. 7 видно, что относительная погрешность индивидуальных оценок содержания ²³⁹Pu в организме с помощью биодозиметрической системы, за исключением работника № 3, варьировала в сравнительно небольших пределах: от 6.2% и до 51.6%. В среднем (с учетом работника № 3), относительная погрешность составила 42.8%.

С другой стороны, как и в случае расчета поглощенных в легких доз внутреннего α-облучения, отдельные оценки содержания ²³⁹Pu в организме работников плутониевого завода по общему числу ХА и по количеству стабильных ХА в итоге приводят к более высокой относительной погрешности – 56.3 и 76.5% соответственно.

ВЫВОДЫ

1. На основе цитогенетических данных и ранее полученных стандартных зависимостей «доза-эффект» и «содержание радионуклида-эффект» применительно к хроническому ингаляционному поступлению низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu разработана биодозиметрическая система, которая позволяет получить оценки, поглощенных в легких доз внутреннего α-излучения и оценки содержания ²³⁹Pu в организме работников ядерного производства.
2. Проверка биодозиметрической системы была проведена в двух вариантах: для случая аварийного ингаляционного поступления низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu (1 человек – радиохимический завод), а также хронического ингаляционного поступления (10 человек – плутониевый завод). Результаты тестирования (валидации) показали, что разработанная биодозиметрическая система позволяет на основе цитогенетических данных получать индивидуальные оценки поглощенных в легких доз внутреннего α-излучения, а также рассчитывать содержание ²³⁹Pu в организме.

БЛАГОДАРНОСТИ

Авторы выражают глубокую благодарность доктору медицинских наук Окладниковой Надежде Дмитриевне.

КОНФЛИКТ ИНТЕРЕСОВ

Авторы декларируют отсутствие явных и потенциальных конфликтов интересов, связанных с публикацией статьи

The authors declare no conflicts of interests.

ПРИЛОЖЕНИЕ

Медико-дозиметрические характеристики работников радиохимического завода (194 чел.)

Таблица П1. Возрастная и дозовая характеристики работников, имевших контакт с низкотранспортабельными соединениями ²³⁹Pu [20]

Table S1. Age and dose characteristics of workers who were exposed to ²³⁹Pu compounds characterized by low transportability [20]

Группы	Число обследованных	Возраст, годы	Период контакта, годы	Поглощенная доза на легкие, Гр	Доза внешнего  γ-облучения, Гр
Работники предприятия (вся группа)	194	44.5 ± 0.7	17.9 ± 0.6	0.15 ± 0.02	0.06 ± 0.007
Содержание плутония в организме*, кБк:	95	40.7 ± 0.9	13.9 ± 0.7	0.02 ± 0.003	0.04 ± 0.008
0.38 – 0.74 (0.55)	43	49.6 ± 1.5	21.0 ± 1.2	0.08 ± 0.007	0.04 ± 0.007
0.75 – 1.48 (1.19)	23	46.4 ± 1.8	21.2 ± 1.9	0.17 ± 0.02	0.09 ± 0.02
1.49 – 3.70 (2.53)	24	46.2 ± 1.5	20.8 ± 1.6	0.33 ± 0.04	0.12 ± 0.02
> 3.7 (8.60)	9	50.4 ± 3.7	28.3 ± 3.2	1.22 ± 0.25	0.12 ± 0.04
Примечание. *В скобках приведены средние по соответствующему интервалу значения содержания ²³⁹Pu.

 

Таблица П2. Аберрации хроматидного и хромосомного типа при инкорпорации низкотранспортабельных соединений ²³⁹Pu [20]

Table S2. Chromatide and chromosome aberrations following incorporation of ²³⁹Pu compounds characterized by low transportability[20]

Группы	Всего метафаз	Хроматидные  аберрации	Аберрации хромосомного типа на 100 клеток
			всего хромосомных  аберраций	в том числе
				дицентрики	стабильные
Работники предприятия (вся группа)	19400	1.8 ± 0.1	2.5 ± 0.2	0.57 ± 0.07	1.0 ± 0.01
Содержание плутония в организме*, кБк: £ 0,37 (0,23)	9500	1.9 ± 0.2	1.1 ± 0.2	0.25 ± 0.05	0.39 ± 0.06
0.38 – 0.74 (0.55)	4300	1.6 ± 0.2	1.8 ± 0.3	0.28 ± 0.08	0.90 ± 0.20
0.75 – 1.48 (1.19)	2300	1.6 ± 0.3	3.7 ± 0.7	0.87 ± 0.20	1.52 ± 0.38
1.49 – 3.70 (2.53)	2400	2.2 ± 0.4	5.5 ± 1.0	1.50 ± 0.30	2.08 ± 0.38
> 3.7 (8.60)	900	1.3 ± 0.4	8.7 ± 1.1	2.11 ± 0.26	3.78 ± 0.78
Примечание. *В скобках приведены средние по соответствующему интервалу значения содержания ²³⁹Pu.

Об авторах

С. В. Осовец

Южно-Уральский институт биофизики ФМБА России

Автор, ответственный за переписку.
Email: clinic@subi.su
Россия, Озёрск

Т. В. Азизова

Southern Urals Biophysics Institute affiliated to the Federal Medical Biological Agency

Email: clinic@subi.su
Россия, Ozyorsk

О. А. Синельщикова

Южно-Уральский институт биофизики ФМБА России

Email: clinic@subi.su
Россия, Озёрск

Список литературы

Дополнительные файлы