Государственная система
санитарно-эпидемиологического 2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ РЕКОНСТРУКЦИЯ НАКОПЛЕННОЙ ДОЗЫ Методические
указания Госкомсанэпиднадзор
России Предисловие 1) Методические указания разработаны: Уральским научно-практическим Центром радиационной медицины Минздравмедпрома РФ (директор - к.м.н. Аклеев А.В.): к.б.н. Дегтева М.О., Кожеуров В.П., Воробьева М.И. Опытной научно-исследовательской станцией ПО "Маяк" (директор - к.т.н. Романов Г.Н.): к.т.н. Романов Г.Н., Шейн Г.П., Аксенов Г.М. Филиалом-1 Института Биофизики Минздравмедпрома РФ (директор - д.м.н. Любчанский Э.Р.) д.б.н. Хохряков В.Ф., к.б.н. Суслова К.Т., к.б.н. Меньших З.С., Романов С.А. НИИ радиационной гигиены ГКСЭН РФ (директор - д.м.н. Рамзаев П.В.): д.б.н. Балонов М.И. Госкомсанэпиднадзором РФ (председатель - Е.Н. Беляев): Перминова Г.С. 2) Утверждены и введены в действие первым заместителем Председателя Госкомсанэпиднадзора России-заместителем Главного Государственного санитарного врача Российской Федерации от 28 марта 1995 года. 3) Введены впервые СОДЕРЖАНИЕ
2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность Реконструкция
накопленной дозы у жителей бассейна р. Тёча и зоны аварии в Методические указания 1. Область применения1.1. Настоящие методические указания определяют требования к исходным данным и процедуру расчета накопленной дозы у жителей населенных пунктов Челябинской, Свердловской и Курганской областей, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие сброса радиоактивных отходов в реку Теча и аварии в 1957 г. на производственном объединении "Маяк". Восстанавливается значение дозы у населения, накопленной за 1949 - 1994 гг. или за период проживания в бассейне р. Теча, и дозы, накопленной за 1957 - 1994 гг. или за период проживания в зоне аварии 1957 г. (территория Восточно-Уральского радиоактивного следа*), соответственно. Значения накопленной дозы определяются для различных групп жителей каждого населенного пункта загрязненной территории с целью обоснования мер радиационной, медицинской и социальной защиты населения. ______________ *) Далее - ВУРС. 1.2. "Указания" предназначены для использования учреждениями и органами Госсанэпиднадзора России, которые несут ответственность за выполнение дозиметрических расчетов в соответствии с требованиями данного документа. Результаты расчета дозы для принятия решений должны быть согласованы с Госкомсанэпиднадзором России. 1.3. Согласно настоящим методическим указаниям определяются накопленные средняя поглощенная доза в наиболее облучаемых органах и тканях Dt, и средняя эффективная доза**) Е у групп жителей населенного пункта, различающихся по факторам внешнего и внутреннего облучения: возрасту, профессии, рациону питания и др. Группирование жителей по факторам, определяющим накопленную дозу, зависит от условий облучения и представлено в разделах 2 и 3. ______________ **) Понятие эффективной дозы и соответствующие взвешивающие факторы определены в Публикации 60 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ, 1990 г.) 1.4. Согласно настоящим Указаниям определяется накопленная за период радиационного воздействия средняя поглощенная доза Dt в органе и ткани t группы жителей населенного пункта как сумма дозы внешнего бета- и гамма-излучения и дозы внутреннего облучения : Доза внешнего излучения складывается из средней дозы бета-излучения Dtβ и гамма-излучения Dtγ в органе или ткани t:
Доза внутреннего облучения рассматривается как коммитментная доза, обусловленная поступлением в течение рассматриваемого периода радионуклидов с вдыхаемым воздухом и с пищей . 1.5. Накопленная средняя эффективная доза Е у группы жителей населенного пункта определяется аналогично уравнениям (1.1) - (1.3) как сумма эффективной дозы внешнего Еехt и внутреннего Eint облучения, причем доза внешнего излучения складывается из дозы бета- (Еβ) и гамма- (Еγ) излучения, и доза внутреннего облучения - из ингаляционной Einh и пищевой Eing компонент. 1.6. При подготовке настоящих Указаний использованы материалы и положения отечественных и международных документов по радиационной защите: - Норм радиационной безопасности НРБ-76/87; - Методических указаний ГКСЭН РФ МУ-2.7.7.001-93 от 12.03.93 г. и МУ 2.6.1.016-93 от 27.12.93 г. - Публикаций МКРЗ № 30, 43, 51, 56, 60; - опыт дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения жителей бассейна р. Течи, зоны ВУРС и Чернобыльской аварии. 1.7. В качестве исходной информации для реконструкции накопленной дозы у жителей необходимо использовать радиационные характеристики окружающей среды в течение рассматриваемого периода: среднюю поверхностную активность долгоживущих радионуклидов Сs-137 и Sr-90 на почве и изотопный состав первичного загрязнения территории населенного пункта и его ареала, мощность дозы гамма-излучения в воздухе, концентрацию радионуклидов в питьевой воде и молоке, удельную активность пищевых продуктов местного производства. Важное значение для расчета дозы внутреннего облучения жителей бассейна р. Теча и ВУРС имеют данные прижизненных и посмертных измерений содержания в теле долгоживущих радионуклидов. Официальные данные о современном загрязнении почвы представляются Роскомгидрометом; архивные данные о загрязнении окружающей среды и пищевых продуктов, мощности дозы в воздухе - Производственным Объединением "Маяк", Уральским Научно-Практическим Центром Радиационной Медицины, Филиалом-1 Института Биофизики МЗ РФ и органами Госсанэпиднадзора; о содержании радионуклидов в организме жителей региона - УНПЦРМ и Филиалом-1 ИБФ. 1.8. В документе в соответствии с установившейся практикой используются как единицы СИ, так и внесистемные единицы:
2. Требования к методике реконструкции накопленной дозы у жителей бассейна реки Теча2.1. Характеристика населенных пунктовМетодика предназначена для расчета накопленной эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения жителей населенных пунктов, расположенных на реке Теча, от сбросов радиоактивных отходов ПО Маяк в 1949 - 1956 годах. Список населенных пунктов приведен в таблице 2.1. Характеристика населенных пунктов по реке Теча
____________ * Значения Fi получены непосредственно из данных измерений Sr-90 в организме и жителей НП по реке Теча и могут уточняться по мере накопления данных измерений. 2.2. Доза внешнего гамма-излучения2.2.1. Доза внешнего гамма-излучения у населения бассейна р. Течи сформировалась за счет гамма-излучающих радионуклидов (цезий-137, цирконий-95, ниобий-95, рутений-106 и т.д.) присутствовавших в сбросах и загрязнивших воду, донные отложения и пойменные земли вдоль всей реки Течи. Величину эффективной дозы внешнего гамма-излучения определяют следующие факторы: - мощность дозы в воздухе над открытыми участками почвы в различных точках НП и в его ареале, зависящая от плотности загрязнения почвы радионуклидом, распределения радионуклида в верхнем почвенном слое, наличия снежного покрова; - антропогенные факторы, зависящие от типа НП, защитных свойств жилых и производственных помещений и от времени, которое человек проводит на открытой местности и в помещении; - коэффициенты перехода от измеряемой дозы в воздухе к величине эффективной дозы. Основным параметром, определяющим среднюю величину дозы гамма-излучения у жителей, являлось расстояние НП от места сброса радиоактивных отходов. Внутри НП максимальные мощности экспозиционной дозы наблюдались в пойме непосредственно у уреза воды. 2.2.2. Согласно настоящей "Методике" определяется средняя накопленная эффективная доза внешнего гамма-излучения у всех возрастных когорт населения, проживавшего в НП бассейна реки Течи с января 1950 по январь 1960 года. 2.2.3. Исходные данные: - результаты прямых измерений мощности экспозиционной дозы в воздухе в пойме реки Течи и на территории НП (дома, улицы, приусадебные участки), проведенных специалистами ЦЗЛ ПО Маяк в верховьях реки с 1951 года и бригадами ИБФ на всем протяжении реки с 1952 года; - для реконструкции гамма-полей на всем протяжении реки в 1950 и 1951 годах используются результаты измерений удельной активности речной воды и информация по суммарной активности, динамике и радионуклидному составу сбросов (данные ПО Маяк). 2.2.4. Накопленная эффективная доза внешнего гамма-излучения у возрастной когорты года рождения Т жителей i-гo НП определяется как сумма годовых доз: Здесь и далее по тексту: i - индекс населенного пункта по списку из таблицы 2.1; J - год внешнего облучения (или поступления радионуклидов в организм) при проживании в бассейне р. Течи (J = 1950, …, 1959); Т - год рождения рассматриваемой возрастной когорты (Т = 1910, …, 1959). Годовая эффективная доза Eiext (T,J) у возрастной когорты года рождения Т жителей i-гo НП, обусловленная гамма-излучением в году J, определяется соотношением:
где KС - безразмерный коэффициент, характеризующий среднегодовое влияние снежного покрова на величину мощности дозы гамма-излучения, принятый равным 0,85; f - коэффициент перехода от экспозиционной дозы к поглощенной дозе в воздухе, равный 8,75∙10-6 мГр/мкР; СE - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы, принятый равным 0,7 мЗв/мГр; 8760 - количество часов в году; Fj(J - T) - доля времени, в течение которого лица возраста (J - T) находятся в j-той точке внутри НП или в его ареале, час/год (таблица 2.2); - мощность экспозиционной дозы на высоте 1 м, обусловленная гамма-излучением в календарном году J в j-той типовой точке i-го НП в отсутствие снежного покрова, мкР/ч. Значения режимных коэффициентов Fj(J - T) для различных возрастных (J - T) групп населения и типовых мест пребывания (j)
2.2.6. При отсутствии данных инструментальных измерений мощностей дозы гамма-излучения на территории НП принимали следующее отношение мощности экспозиционной дозы к ее значению в пойме:
2.2.6. При отсутствии данных измерений в пойме реки в 1951 году, мощности дозы получены из отношения средних концентраций радионуклидов в речной воде по измерениям 1951 и 1952 годов. Мощности дозы в пойме в 1950 году для всех населенных пунктов приняты равными величинам 1951 года из соображений равенства активностей сбросов в 1950 и 1951 гг. 2.3. Доза внутреннего облучения2.3.1. Доза внутреннего облучения формировалась за счет поступления радионуклидов в организм с водой и пищевыми продуктами местного производства. Ведущими дозообразующими радионуклидами являются стронций-90, стронций-89 и цезий-137. 2.3.2. Согласно Методике, для каждой возрастной когорты населения, проживавшего в бассейне р. Теча в период с января 1950 по январь 1960 года, определяются ожидаемые к 70-летнему возрасту эффективные дозы от каждого года поступления радионуклидов в организм. 2.3.3. Исходные данные: - результаты измерений выхода бета-излучения с поверхности зубов постоянных жителей бассейна р. Теча (данные УНПЦ РМ; более 29 тыс. измерений у 14 тыс. человек; период измерений - с 1959 года); - результаты измерений содержания Sr-90 в организме на счетчике излучения человека СИЧ-9.1 постоянных жителей бассейна р. Теча (данные УНПЦ РМ; более 24 тыс. измерений у 12 тыс. человек; период измерений - с 1974 года); - данные по составу пищевых рационов и по радионуклидному составу речной воды в период массированных сбросов радионуклидов в р. Течу (по Материалам отчетов ФИБ-4 и ИБФ). 2.3.4. Средние годовые уровни поступления радионуклидов с водой и пищевым рационом в организм жителей реперного НП (с. Муслюмово) были восстановлены на основании измерений содержания стронция-90 в зубах и всем организме. Подробное описание метода реконструкции и восстановленные годовые уровни поступления с 1950 по 1978 год представлены в Пояснительной записке. Для практических расчетов дозы используется поступление за период с 1950 по 1960 год, составляющее более 99 % суммарного поступления за весь период. 2.3.5. Среднее годовое поступление I радионуклида r для возрастной когорты года рождения Т в календарном году J в i-м НП определяется по формуле:
где: I0r(J) - среднее годовое поступление радионуклида r взрослым жителям реперного НП в J-ом календарном году; Fi - коэффициент пересчета поступления для i-гo НП по отношению к реперному НП (с. Муслюмово) - см. табл. 2.1.; α(T,J) - коэффициент пересчета поступления возрастной когорте жителей реперного НП года рождения Т в календарном году J по отношению к поступлению для взрослого населения. Значения α(T,J) и Fi даны в таблицах 2.3 и 2.4. Соотношение между поступлением Sr-90 с рационом и питьевой водой детям различного возраста и взрослым α(T,J)
2.3.6. Расчет накопленной эффективной дозы внутреннего облучения Eint производится для трех основных дозообразующих радионуклидов: цезия-137, стронция-90 и стронция-89. На долю этих трех радионуклидов приходится более 95 % эффективной дозы внутреннего облучения. Ввиду различия в метаболизме, вклады цезия и стронция в Eint рассчитываются по отдельности:
2.3.6. Цезий-137 Накопленная эффективная доза от поступления Сs-137 рассчитывается по модели из Публикации 56 МКРЗ для возрастной когорты Т жителей i-гo НП за весь период как сумма ожидаемых доз от поступления каждого года, которое рассматривается как однократное: Здесь ECs,i (T,J) - эффективная доза у возрастной когорты Т жителей i-гo НП за счет поступления Cs-137 в календарном году J, которая рассчитывается по формуле:
где Ii137 (T,J) - годовое поступление Сs-137 возрастной когорте года рождения Т в календарном году J в i-ом НП (см. раздел 2.3.4. настоящей Методики); ek137(J - T) - дозовый коэффициент (Зв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при единичном однократном поступлении Сs-137 в возрасте (J - Т), согласно Публикации 56 МКРЗ - таблица 2.4. Дозовые коэффициенты (мГр/Бк, мЗв/Бк) для поступления Sr-89, Sr-90, Cs-137 в организм жителей разного возраста пищевым путем
2.3.7. Стронций-89, 90. Для радионуклидов Sr-89, 90 при алиментарном поступлении 99 % эффективной дозы приходится на 4 органа (ткани): красный костный мозг (КМ), поверхности кости (КП), верхний и нижний отделы толстого кишечника (ВТК и НТК). В настоящей Методике расчеты DtSr,i (T) ограничены этими 4 органами. Накопленная средняя поглощенная доза в ткани t у возрастной когорты Т жителей i-го НП рассчитывается как сумма коммитментных поглощенных доз от каждого года поступления: Здесь DtSr,i (T,J) - поглощенная доза в ткани t для возрастной когорты Т жителей i-го НП от поступления Sr в календарном году J, которая рассчитывается по формуле: где Ii89,90 - годовое поступление Sr-89,90 возрастной когорте Т в календарном году J в i-том НП (см. раздел 2.3.4. настоящей а Методики); dkt89,90 (J - T) - дозовый коэффициент (мГр/Вк), равный ожидаемой поглощенной дозе в ткани t при однократном поступлении 1 Бк Sr-89,90 в организм в возрасте (J - Т). Значения dkt89,90 (J - T) приведены в таблице 2.4 для Sr-90 согласно Публикации 56 МКРЗ, а для Sr-89 - согласно возрастной модели метаболизма радионуклидов стронция, разработанной М. Дегтевой и В. Кожеуровым на основе исследований в бассейне р. Течи. Накопленная средняя эффективная доза от радионуклидов стронция у жителей возрастной когорты Т i-го НП рассчитывается по формуле, аналогичной (2.7) и (2.8): где ekt89,90 (J - T) - дозовый коэффициент (мЗв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении 1 Бк Sr-89,90 в организм в возрасте J - Т. Значения ekt89,90 (J - T) приведены в таблице 2.4. 3. Требования к методике реконструкции накопленной дозы у населения зоны радиационной аварии на производственном объединении "Маяк" 29 сентября 1957 г.3.1. Исходные данные3.1.1. В результате аварийного взрыва ёмкости с радиоактивными отходами на ПО "Маяк" 29 сентября 1957 г. часть территории Челябинской, Свердловской и Тюменской областей была подвергнута загрязнению смесью радионуклидов с составом, приведенным в таблице 3.1. Радионуклидный состав аварийного выброса 1957 г.*)
____________ *) В следовых количествах присутствовали 89Sr, 147Pr, 155Eu, плутоний. 3.1.2. В результате осаждения радиоактивного вещества на поверхность земли при, прохождении облака выброса образовался Восточно-Уральский радиоактивный след (ВУРС) с общей площадью до 20 тыс. км2 в границах минимальной плотности радиоактивного загрязнения 0,1 Ки/км2 по 90Sr и 1 тыс. км2 в границах 2 Ки/км2 по 90Sr, при превышении которой осуществляли меры радиационной защиты населения. 3.1.3. Облучение населения на территории ВУРС обусловлено несколькими путями, в зависимости от этапов аварии: I этап - (прохождение радиоактивного облака и образование ВУРС) -внешнее облучение от облака и внутреннее облучение от радионуклидов при вдыхании вещества из радиоактивного облака. II этап - (начальный период существования ВУРС до практически полного распада у-излучающих нуклидов, около 5 лет после аварии) -внешнее облучение от загрязненной почвы и среды обитания, внутреннее облучение радионуклидами, поступающими в организм с пищевым рационом. III этап - (поздний, более пяти лет после аварии и до настоящего времени) - преимущественно внутреннее облучение от 90Sr, поступающего в организм с пищевым рационом. 3.1.4. На формирование дозы облучения населения повлияли меры радиационной защиты, осуществленные на территории с плотностью загрязнения свыше 2 Ки/км2 по 90Sr. С этой территории было отселено 10700 жителей в течение 10 - 670 суток после аварии. Вследствие этого всё население на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа подразделяется на две основные группы: 1 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм было прекращено в момент переселения; 2 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм происходит в течение всей продолжительности существования Восточно-Уральского радиоактивного следа или продолжительности проживания человека на территории с плотностью загрязнения не свыше 2 Ки/км2 по 90Sr. 3.2. Доза внешнего β- н γ-излученияДозы внешнего облучения человека оценивают для двух основных источников излучений: - радиоактивное облако выброса; - почва на территории, загрязненной радиоактивными нуклидами. Источники излучений, представляемые загрязненными интерьерами помещений, а также загрязненными участками поверхности тела и одежды, не учитываются, поскольку их вклад в суммарную дозу внешнего облучения не превышает 10 %. Для рассматриваемой ситуации аэрогенного радиоактивного загрязнения местности восстанавливаются накопленные эффективная доза Еехt и поглощенная доза в коже Dkext. 3.2.1. Облучение при прохождении радиоактивного облака 3.2.1.1. Эффективную дозу внешнего γ-излучения за время прохождения облака Е0γ, пропорциональную начальной плотности загрязнения территории стронцием-90 σ90, рассчитывают по формуле: где σr0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м2; σr0 = Rr∙σ90; σ90 - начальная плотность загрязнения территории населенного пункта 90Sr, Бк/м2; Rr - отношение начальной активности r-го радионуклида и 90Sr в выпадениях на ВУРС, отн. ед., - табл. 3.2.; kγr - дозовый коэффициент для условий погружения тела человека в полубесконечное облако выброса r-го радионуклида, (мкЗв∙м3)/(Бк∙с), - табл. 3.2.; Vg - средняя скорость осаждения радиоактивного вещества из облака на поверхность почвы, принятая равной 0,01 м/с для всех радионуклидов на всем пути прохождения облака. (Измененная редакция. Изм. № 1) 3.2.1.2. Поглощенную дозу внешнего гамма-излучения в коже за время прохождения облака DγK0, пропорциональную плотности загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле: где kKγr для кожи также приведены в табл. 3.2. Численные значения параметров формул (3.1) - (3.3)
3.2.1.3. Дозы внешнего β-облучения при прохождении облака рассчитывают только для единственно облучаемой при этом ткани - кожного покрова. При этом применяют формулу (3.2), подставляя в нее kKβr вместо kKγr, значения которых приведены в табл. 3.2. 3.2.1.4. Для оценки сочетанного внешнего β+γ-облучения кожи применяют уравнение (3.3): 3.2.2. Облучение при нахождении на загрязненной местности 3.2.2.1. Накопленная после радиоактивного загрязнения местности к году J эффективная доза внешнего гамма-излучения Еγ у ее жителей определяется соотношением: где KЭЭ - коэффициент эффективного экранирования γ-излучения стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн. ед. - табл. 3.3. kПγr - дозовый коэффициент для условий внешнего γ-облучения тела человека при нахождении его на поверхности почвы, содержащей r-й радионуклид, (мкЗв∙м2)/(Бк∙с), - табл. 3.4; σr0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м2; по отношению к 90Sr выражается как σr0 = Rrσ90 - см. табл. 3.2; λr - константа скорости радиоактивного распада r-го радионуклида; B(t) - функция изменения мощности дозы γ-излучения с поверхности почвы в результате естественных процессов заглубления радиоактивного вещества в почве, отн. ед.. 3.2.2.2. Среднегодовой коэффициент эффективного экранирования KЭЭ складывается из факторов экранирования γ-излучения стенами зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени пребывания человека внутри и вне помещений:
где KЭ - коэффициент экранирования у-излучения внутри помещения, отн. ед.; ТП - среднегодовая доля времени пребывания в помещении, отн. ед.; KC - среднегодовой коэффициент снижения мощности дозы в воздухе снежным покровом, равный 0,85. Для реальных условий жизнедеятельности преимущественно сельского населения на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа KЭ меняется в пределах от 0,05 до 0,3, составляя в среднем около 0,1. Доля времени пребывания человека в помещении ТП зависит от возраста и профессиональной занятости: от 0,4 - для лиц, непосредственно занятых на работе в поле, до 0,8 - для лиц с преимущественной профессиональной занятостью внутри помещений - табл. 3.3. 3.2.2.3. Значения В в зависимости от времени после аварии Θ определяются как
где Θ - в годах. Численные значения интеграла в формуле (3.4) для основных радионуклидов приведены в табл. П.1. Приложения. Значения среднегодового коэффициента эффективного экранирования KЭЭ в зависимости от условий жизнедеятельности населения
Дозовые коэффициенты для условий внешнего γ-облучения человека с поверхности загрязненной почвы
3.3. Доза внутреннего облучения3.3.1. Исходные данные. 3.3.1.1. Согласно данным Методическим указаниям, для населения территории ВУРС восстанавливается расчетным методом накопленная эффективная доза внутреннего облучения вследствие вдыхания радионуклидов в период прохождения радиоактивного облака, а также длительного поступления радионуклидов в организм с пищей местного производства. 3.3.1.2. Исходными данными для восстановления дозы от ингаляционного поступления радионуклидов являются средняя плотность начального загрязнения почвы в населенном пункте и его ареале радионуклидами, рассчитанная по плотности загрязнения почвы долгоживущим стронцием-90 с учетом изотопного состава выпадений. 3.3.1.3. Исходными данными для восстановления дозы от алиментарного поступления радионуклидов являются функции годового поступления основных радионуклидов с типовым рационом питания, полученные в результате длительного исследования содержания радионуклидов в основных пищевых продуктах, а также изучения рациона питания местного населения. Годовое поступление основных радионуклидов с пищей нормировано на среднюю плотность загрязнения территории НП долгоживущим стронцием-90. 3.3.2. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом 3.3.2.1. Для условий Восточно-Уральского радиоактивного следа учет дозы у населения, определяемой ингаляционным путем поступления, целесообразен только для периода прохождения радиоактивного облака. Ингаляционное поступление в последующий период, как показали измерения содержания радионуклидов в атмосферном воздухе под действием вторичного ветрового подъема, явилось незначительным по сравнению с поступлением с пищей. 3.3.2.2. Для оценки накопленной эффективной дозы следует применять уравнение: где Еinh - эффективная доза, накопленная вследствие ингаляционного поступления r радионуклидов за время прохождения облака выброса, мЗв; V(1957 - T) - интенсивность дыхания людей в зависимости от возраста, м3/с, - табл. 3.5; - средняя скорость осаждения, равная 0,01 м/с; ekrinh - дозовый коэффициент, мЗв/Бк, для ингаляционного поступления r-того радионуклида - табл. П.2 Приложения; σr0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м2 - см. пояснение к уравнению (3.1). Интенсивность дыхания V у людей разного возраста
(Измененная редакция. Изм. № 1) 3.3.3. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с пищей 3.3.3.1. Продолжительность начального поступления всей смеси радионуклидов, а затем только 90Sr и 137Cs в организм разных групп населения с пищей различна. У отселенных жителей это поступление было прекращено после отселения, у остального населения поступление 90Sr и 137Cs продолжается до настоящего времени. 3.3.3.2. Для расчета средних накопленных поглощенной в органе дозы Dting и эффективной дозы Еing используют уравнения (3.8) и (3.9), учитывающие среднее поступление r радионуклидов в организм когорты жителей года рождения Т в течение времени от момента аварии в 1957 г. до года J:
где dkring(J - T) и dkring(J - T) - дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой поглощенной в органе или эффективной дозы от разового пищевого поступления радионуклида в возрасте (J - Т), мГр/Бк или мЗв/Бк, соответственно. Численные значения дозовых коэффициентов приведены в табл. П.3 приложения; ir(T,J) - среднее годовое поступление r-го радионуклида с пищей в J-том году группе жителей Т-го года рождения, нормированное на плотность загрязнения почвы стронцием-90, (Бк∙м2)/Бк 90Sr. σ90 - среднее значение плотности загрязнения стронцием-90 территории НП и его ареала в 1957 году, Бк/м2. ____________ - территория НП и его ареала определяется территорией НП и прилегающей к нему территорией радиусом до 5 км. (Измененная редакция. Изм. № 1) 3.3.3.3. Значения ежегодного поступления радионуклидов ir(T,J), используемые в уравнениях (3.8) и (3.9), основаны на экспериментальных данных, полученных в результате систематических исследований пищевых рационов сельского населения региона ВУРС. В зависимости от продолжительности проживания жителей до их отселения объем потребления пищи и поступление радионуклидов с пищей на протяжении периода до окончания отселения изменялись. Годовое поступление у этой группы, отнесенное к плотности загрязнения территории 90Sr, на протяжении первых двух лет было меньшим, чем у неотселенных жителей. Ежегодное годовое поступление 90Sr и других радионуклидов с пищей для групп отселенных и неотселенных жителей разного возраста представлено в табл. П.4 Приложения. 4. Требования к методике реконструкции дозы облучения жителей Челябинской области инкорпорированными трансурановыми радионуклидами4.1. Исходные данные4.1.1. Методика применима для расчета средней накопленной эффективной и поглощенной дозы от трансурановых радионуклидов при ингаляционном поступлении их в организм групп жителей населенных пунктов Челябинской области в зависимости от времени проживания в этих НП. Для расчета используется полученная авторами упрощенная формула зависимости темпа формирования дозы внутреннего облучения у жителей Челябинской области с 1949 г. по 1994 г. 4.1.2. В данной методике оценка средней накопленной дозы основывается на результатах посмертных исследований содержания трансурановых элементов в организме у лиц, проживавших в различных населенных пунктах области. В качестве исходной информации для реконструкции дозы используются сведения о времени и месте (населенном пункте) проживания группы лиц. Необходимые для проведения расчетов научные данные представлены в виде таблиц. Методика применяется также для населенных пунктов, в которых не проводились посмертные исследования, но уровни содержания определены путем интерполяции результатов. 4.2. Методика расчета дозы от ингаляции трансурановых радионуклидов4.2.1. Дозы рассчитываются по формулам: поглощенная доза в органе и ткани t за период от года J1 до 1994 г.: а эффективная доза за тот же период: где - годовая поглощенная доза α-излучения в ткани t, обусловленная равновесным содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мГр/Бк год, - табл. 4.1.; - годовая эффективная доза, обусловленная содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мЗв/Бк год, - табл. 4.1.; V(J) - годовой прирост содержания плутония в организме в J-й год проживания в г. Челябинск-65, восстановленный по данным посмертных исследований, Бк, - табл. 4.2.; 1,18 - множитель, учитывающий облучение америцием-241, отн. ед.; Ki - отношение равновесного содержания плутония у жителей i-гo населенного пункта к содержанию у жителей г. Челябинска-65 при совпадающих сроках проживания - табл. 4.2.; J1 - год начала проживания в данном населенном пункте; J2 - год окончания проживания в данном населенном пункте. Коэффициенты мощности дозы α-излучения для формул (4.1) и (4.2)
Средний годовой прирост содержания плутония в организме V, Бк, в различные годы проживания в городе, J
4.3. Пример расчета поглощенной и эффективной дозы4.3.1. Необходимая входная информация: - год начала проживания индивидуума в поселке Новогорный: J1 = 1949 г; - год окончания проживания в поселке Новогорный: J2 = 1994 г. 4.3.2. Вычисления поглощенной и эффективной дозы: а) Рассчитываем величину . Значения V(J) берутся из табл. 4.2:
б) Согласно входным данным о пункте проживания в табл. П.5. Приложения выбираем для поселка Новогорный значения Ki = 0,3; в) Пользуясь данными табл. 4.1. находим, например, для легкого: = 2,0∙10-3 мГр/Бк∙год. По формуле (4.1) вычисляем поглощенную дозу в легких: = 2,0∙10-3∙1,18∙0,3∙139,84 = 0,099 мГр. Аналогичные вычисления проводим для остальных органов и тканей, приведенных в табл. 4.1; г) Используя численное значение , которое приведено в табл. 4.1, по формуле (4.2) вычисляем эффективную дозу: Einh = 0,032∙1,18∙0,03∙139,84 = 1,58 мЗв. 5. Требования к определению накопленной эффективной дозы5.1. Накопленная эффективная доза у жителей бассейна р. Течи5.1.1. Накопленная эффективная доза внешнего и внутреннего облучения возрастной когорты года рождения Т жителей i-гo НП бассейна р. Течи, обусловленная β-, γ-излучением радионуклидов вычисляется по формуле:
где - определяется по формуле (2.1); - определяется по формуле (2.5); - определяется по формуле (2.9). 5.1.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная α-излучением ингалированных трансурановых радионуклидов Pu-238, -239, -240 и Аm-241, вычисляется по формуле (4.2) и суммируется с результатом вычисления по формуле (5.1). 5.2. Накопленная эффективная доза у жителей зоны аварии ПО "Маяк" 29 сентября 1957 г.5.2.1. Накопленная эффективная доза внешнего и внутреннего облучения возрастной когорты года рождения Т жителей i-гo НП не территории ВУРС, обусловленная β-, γ-излучением радионуклидов, складывается из дозы, полученной в период прохождения радиоактивного облака, и дозы, полученной за период проживания на загрязненной местности:
где E0γ, Еγ, Еinh(Т) и Eing(T) вычисляются по формулам (3.1), (3.4), (3.7) и (3.9), соответственно. 5.2.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная α-излучением ингалированных трансурановых радионуклидов, определяется по формуле (4.2) и суммируется с результатами вычисления по формуле (5.2) ПриложениеЧисленные значения интеграла (сек) ∙ехр(-λi∙τ)dτ в формуле (3.4) Методики
Дозовые коэффициенты мЗв/Бк, для ингаляционного поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста
(Измененная редакция. Изм. № 1) Дозовые коэффициенты для поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста пищевым путем
(Измененная редакция. Изм. № 1) Годовое поступление радионуклидов в организм жителей с пищей ir после аварии на ПО "Маяк" в 1957 г., нормированное на плотность загрязнения территории 90Sr, 106 (Бк∙м2)/Бк90Sr.
Продолжение таблицы П.4
Продолжение таблицы П.4
____________ * - Поступление одинаково для всех возрастов, так как лица проживающие, на территории ВУРС с момента аварии, стали взрослыми. При необходимости оценки поступления стронция-90 детей по отношению к взрослым оно определяется как 0,40 (до 1 года), 0.75 (1 - 2 года), 0.88 (2 - 7 лет), 1 (более 7 лет). Численные значения коэффициента Ki для населенных пунктов Челябинской области
|