Страницы: 1 2
ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ.
РЕКОНСТРУКЦИЯ СРЕДНЕЙ НАКОПЛЕННОЙ
В 1986 - 1995 ГГ. ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ ЖИТЕЛЕЙ
НАСЕЛЕННЫХ ПУНКТОВ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ, ПОДВЕРГШИХСЯ
РАДИОАКТИВНОМУ ЗАГРЯЗНЕНИЮ ВСЛЕДСТВИЕ АВАРИИ
НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС В 1986 ГОДУ
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
МЕТОДИКА
ГЛАВНЫЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ САНИТАРНЫЙ ВРАЧ РФ
12 ноября 1996 г.
N МУ 2.6.1.579-96
(Д)
УТВЕРЖДАЮ
Первый заместитель Председателя
Госкомсанэпиднадзора России,
Заместитель Главного
государственного санитарного
врача Российской Федерации
С.В.СЕМЕНОВ
12 ноября 1996 года
Дата введения
с момента утверждения
1. Разработаны:
Институт радиационной гигиены МЗ РФ (директор - д.м.н., проф.
Рамзаев П.В.): д.б.н. Балонов М.И., к.т.н. Брук Г.Я., с.н.с. Голиков
В.Ю., к.б.н. Шутов В.Н.;
Институт Биофизики МЗ РФ (директор - академик РАМН Ильин Л.А.):
к.т.н. Савкин М.Н.;
Медицинский радиологический научный центр РАМН (директор -
академик РАМН Цыб А.Ф.): к.т.н. Питкевич В.А., к.б.н. Степаненко В.Ф.;
НПО "Тайфун" Росгидромета (директор - Вакуловский С.М.):
к.ф.-м.н. Вакуловский С.М.;
Госкомсанэпиднадзор России (и.о. Председателя - Онищенко Г.Г.):
начальник отдела Перминова Г.С.
2. Утверждены и введены в действие Первым заместителем
Председателя Госкомсанэпиднадзора России - заместителем Главного
государственного санитарного врача Российской Федерации С.В. Семеновым
12 ноября 1996 г.
3. Введены впервые.
1. Область применения
1.1. Настоящие Методические указания (далее по тексту -
"Указания") определяют требования к необходимым исходным данным, а
также процедуру расчета средней накопленной в 1986 - 1995 гг.
эффективной дозы облучения жителей населенных пунктов Российской
Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии
на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. Значения средней накопленной
эффективной дозы определяются у жителей каждого населенного пункта
загрязненной территории с целью обоснования мер радиационной,
медицинской и социальной защиты населения.
1.2. "Указания" предназначены для использования учреждениями и
органами Госсанэпиднадзора и Минздравмедпрома Российской Федерации, а
также РАМН, которые несут ответственность за выполнение
дозиметрических расчетов в соответствии с требованиями данного
документа. Результаты расчета дозы, предназначенные для принятия
решений, должны быть согласованы с Госсанэпиднадзором Российской
Федерации.
1.3. Методической основой реконструкции являются модели
формирования дозы внешнего и внутреннего облучения населения,
проживающего на территории Российской Федерации, подвергшейся
радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС.
Параметры моделей должны быть получены на базе результатов натурных
измерений, выполненных в различные сроки после аварии - см. п. 1.10.
Среди этих результатов приоритетными для определения дозы внутреннего
облучения являются данные измерений содержания радионуклидов в
организме жителей. Модель внешнего облучения должна быть подтверждена
результатами измерений индивидуальной дозы у жителей. Перенос
параметров модели с одних территорий на другие, где количество
измерений недостаточно или они отсутствуют, осуществляется с
использованием всей совокупности информации о развитии аварийной
ситуации в целом.
1.4. Базовой пространственной структурой для реконструкции дозы
является отдельный населенный пункт (НП) с окружающим его ареалом.
Используется следующая градация населенных пунктов:
- город областного или районного подчинения;
- поселок городского типа (ПГТ);
- село, поселок, деревня.
Согласно настоящим "Указаниям", накопленная доза рассчитывается
за период с даты поступления радиоактивного выброса Чернобыльской
аварии на территорию Российской Федерации 27 апреля 1986 г. до 31
декабря 1995 г. Для жителей НП контролируемой территории Брянской
области, переселенных в 1986 - 1992 гг. в местность, не подвергшуюся
значительному радиоактивному загрязнению после Чернобыльской аварии,
доза рассчитывается до даты переселения. Дозиметрические данные
приводятся, как правило, за первый год после аварии (26.04.86 -
26.04.87) и за 10 (точнее 9,7) лет после аварии (1986 - 1995 гг.).
1.5. В качестве средней накопленной эффективной дозы у всех
жителей НП консервативно принята средняя накопленная доза у взрослых.
По данным дозиметрического контроля облучения населения в зоне
Чернобыльской аварии в 1986 - 1995 гг., средняя годовая эффективная
доза у детей различных возрастных групп не превышала среднюю дозу у
взрослых жителей того же НП. Исключение составляет доза в щитовидной
железе, обусловленная поступлением в организм I-131, которая, как
правило, выше у детей, чем у взрослых жителей НП. Реконструкция дозы в
щитовидной железе регламентируется отдельными документами Минздрава
РФ, а ее вклад в накопленную эффективную дозу учитывается согласно
разделу 4 настоящих "Указаний".
1.6. Согласно настоящим "Указаниям" определяется средняя
накопленная эффективная доза Е как сумма дозы внешнего облучения
гамма-излучением радиоактивных выпадений Е и дозы внутреннего
ext
облучения Е :
int
Е = Е + Е . (1.1)
ext int
1.7. Доза внешнего облучения Е включает дозу от гамма-излучения
ext
всех выпавших на местности радионуклидов с периодом полураспада от
нескольких часов до 30-ти лет (см. табл. 2.1), вклад которых в
накопленную дозу за рассматриваемый период (10 лет) превышает 0,1%.
Эффективная доза бета-, гамма-излучения от радиоактивного облака в
период его прохождения над населенными пунктами Российской Федерации
составила по модельным оценкам менее 5% от дозы за 1-й год после
аварии и в данных "Указаниях" не рассматривается. Согласно модельным
расчетам также незначителен и поэтому не рассмотрен в "Указаниях"
вклад в эффективную дозу внешнего дистанционного и контактного
облучения кожных покровов бета-излучением радионуклидов.
1.8. Доза внутреннего облучения рассматривается как ожидаемая
в течение предстоящих 50-ти лет вследствие поступления в 1986 -
1995 гг. цезия-137, 134 и стронция-90, 89 с местными пищевыми
продуктами за счет поверхностного Е и корневого Е путей
s r
загрязнения растительности:
Е = Е + Е . (1.2)
int s r
В настоящих "Указаниях" не рассматривается вклад в дозу
внутреннего облучения ингалированных радионуклидов (кроме I-131 и
Cs-134, 137) как в период прохождения радиоактивного облака, так и
вследствие ресуспензии радионуклидов, осевших на местности. Вклад
ингалированных I-131 и Cs-134, 137 учитывается в неявной форме,
поскольку расчет накопленной дозы внутреннего облучения этими
радионуклидами в наиболее загрязненной местности обоснован на прямых
измерениях их активности соответственно в щитовидной железе и всем
теле жителей. Согласно результатам анализа аутопсийных проб тканей
жителей Брянской области, вклад в эффективную дозу изотопов плутония
не превышает 1%. Согласно модельным расчетам, также незначителен вклад
в накопленную за 10 лет эффективную дозу внутреннего облучения другими
радионуклидами, кроме указанных выше, которые содержались на
поверхности растительных пищевых продуктов на ранней стадии после
Чернобыльской аварии.
1.9. В качестве исходной информации для расчета средней
накопленной эффективной дозы облучения жителей данного НП необходимо
использовать:
(1) - дату и метеорологические условия радиоактивных выпадений в
регионе, районе или НП;
(2) - среднюю плотность загрязнения почвы на территории НП и в
его ареале цезием-137 и стронцием-90;
(3) - изотопный состав радиоактивных выпадений в регионе;
(4) - среднюю активность радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в
местных пищевых сельскохозяйственных продуктах в различные периоды в
1986 - 1995 гг.;
(5) - доминирующий в НП и его ареале тип почвы или распределение
сельскохозяйственных угодий по типам почвы;
(6) - среднее содержание радионуклидов цезия в организме жителей
НП в различные периоды в 1986 - 1995 гг.;
(7) - дату отнесения НП к контролируемой территории Брянской
области и дату запрета на потребление молока местного производства в
мае - июне 1986 г.;
(8) - дату проведения инженерной дезактивации в НП, отнесенных к
контролируемой территории Брянской области.
Официальные данные согласно пп. (1), (2) и (3) предоставляются
Роскомгидрометом, пп. (4) и (5) - учреждениями и органами Министерства
сельского хозяйства и Минздрава РФ, пп. (6) - учреждениями и органами
Минздрава РФ и РАМН, а пп. (7) и (8) - учреждениями и органами
Минздрава РФ.
1.10. Данные о времени радиоактивных выпадений в загрязненных
районах 10-ти областей Российской Федерации представлены в Приложении
1 к данным "Указаниям" в форме среднего интервала между моментом
аварии ЧАЭС (26.04.96, 1 час) и моментами начала и окончания
радиоактивного загрязнения района - таблица 1.1.
Данные о плотности загрязнения НП Российской Федерации цезием-137
и стронцием-90 содержатся в сборниках Росгидромета.
В табл. 1.2 - 1.4 Приложения 1 содержатся исходные данные,
необходимые для реконструкции изотопного состава выпадений в
загрязненных районах 10-ти областей Российской Федерации. Эти данные
получены путем натурных измерений Росгидромета и моделирования
атмосферного переноса радиоактивного выброса Чернобыльской аварии. Для
реконструкции изотопного состава выпадений к моменту их окончания в
данном районе следует:
- определить дату окончания выпадений по табл. 1.1;
- определить изотопный состав загрязнения почвы на 20.05.86 по
табл. 1.2;
- привести плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом от
20.05.86 к дате окончания выпадений с помощью коэффициентов,
представленных в табл. 1.3;
- вычислить активность короткоживущих радионуклидов на дату
окончания выпадений с помощью табл. 1.4.
1.11. Средняя накопленная эффективная доза рассчитывается по
фактическим материалам радиационного мониторинга в 1986 - 1995 гг. в
регионах Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению
вследствие Чернобыльской аварии, и учитывает влияние мер радиационной
защиты населения. Доза внешнего облучения населения была снижена с
помощью специальной инженерной дезактивации НП контролируемой
территории Брянской области. Доза внутреннего облучения была
эффективно снижена путем поставки в НП контролируемой территории
Брянской области "радиационно чистых" пищевых продуктов (молочных,
мясных и др.), запретом потребления мяса местных животных и природных
пищевых продуктов, специальными мерами в сельскохозяйственном
производстве в Брянской, Тульской, Калужской и др. областях Российской
Федерации.
1.12. Данные "Указания" состоят из основной части и приложений. В
основной части описываются требования к исходным данным, необходимым
для расчета эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения жителей
загрязненной территории Российской Федерации, и методики
дозиметрических расчетов. Методики составлены и приводятся
применительно к наличию в различных регионах разных наборов данных
радиационного мониторинга:
- радионуклидного загрязнения окружающей среды;
- мощности дозы в воздухе над открытой местностью и в населенных
пунктах;
- содержания радионуклидов в сельскохозяйственных и природных
пищевых продуктах, а также в организме жителей;
- индивидуальной дозы внешнего гамма-излучения.
В приложениях, относящихся к отдельным регионам Российской
Федерации, представляются особенности радиоактивного загрязнения
территории данного региона: дата радиоактивных выпадений, изотопный
состав выпадений, список загрязненных НП и данные Росгидромета о
плотности загрязнения почвы в каждом НП цезием-137 и стронцием-90,
сведения об объеме мониторинга окружающей среды и пищевых продуктах, о
проведении измерений содержания радионуклидов в организме жителей и
индивидуальной дозы внешнего гамма-излучения. Приводятся названия и
адреса организаций, хранящих указанную информацию, а также
организаций, готовых выполнить расчет накопленной дозы в соответствии
с настоящими "Указаниями".
1.13. При подготовке настоящих "Указаний" использованы материалы
и положения отечественных и международных документов по радиационной
защите:
- норм радиационной безопасности НРБ-96;
- Методических указаний ГКСЭН РФ МУ 2.7.7.001-93 от 12.03.93, МУ
2.6.1.016-93 от 27.12.93 и МУ 2.6.1.018-94;
- публикаций МКРЗ N 43, 51, 56, 60, 67;
- опыт десятилетнего дозиметрического контроля внешнего и
внутреннего облучения жителей территорий, загрязненных вследствие
Чернобыльской аварии.
1.14. В документе используются единицы СИ:
----------------------------------------------------------------------
| Величина | Символ | Единицы СИ |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Поглощенная доза |D |мкГр, нГр |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Эффективная доза |Е |мЗв, мкЗв |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Мощность поглощенной дозы |. |нГр/ч, мкГр/сут. |
| |D | |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Мощность эффективной дозы |. |мкЗв/сут., |
| |Е |мкЗв/год |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Поверхностная активность радионуклида |сигма |кБк/кв. м |
| в почве | | |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Мощность поглощенной дозы, |d |(мкГр х кв. м)/ |
| нормированная на поверхностную | |(кБк х год) |
| активность нуклида | | |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Мощность эффективной дозы, |е |(мкЗв х кв. м)/ |
| нормированная на поверхностную | |(кБк х год) |
| активность нуклида | | |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Удельная активность радионуклида в |S |Бк/кг |
| веществе | | |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Концентрация радионуклида в жидкости |С |Бк/куб. м, Бк/л |
|----------------------------------------|--------|------------------|
| Активность радионуклида в теле |Q |кБк |
| человека | | |
|--------------------------------------------------------------------|
| Примечание. |
| 1 Ки/кв. м = 37 кБк/кв. км; |
| 1 мкР/ч = 8,7 нГр/ч; |
| 1 бэр = 10 мЗв. |
----------------------------------------------------------------------
2. Требования к расчету средней накопленной
эффективной дозы внешнего облучения
2.1. Методология расчета накопленной дозы
2.1.1. Методической основой реконструкции накопленной эффективной
дозы является модель формирования дозы внешнего облучения населения
территорий Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному
загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Исходными данными
для построения модели явились результаты следующих исследований,
выполненных на загрязненных территориях:
- гамма-спектрометрические измерения проб почвы, измерения
мощностей доз гамма-излучения и моделирование процессов переноса и
осаждения радиоактивной примеси в различных регионах Российской
Федерации, совместный анализ результатов которых позволил установить
время выпадений и изотопный состав выпавших радионуклидов, а также
динамику мощности дозы в первые недели после аварии;
- измерения глубинного распределения радионуклидов цезия в пробах
почвы, отобранных в течение 1986 - 1994 гг. в Брянской, Тульской,
Орловской и Ленинградской областях Российской Федерации, в Беларуси и
на Украине на расстояниях более 100 км от ЧАЭС, анализ результатов
которого позволил описать динамику мощности дозы в воздухе за период
наблюдений, а также построить прогноз на будущее;
- измерения суммарной мощности дозы гамма-излучения в воздухе, а
также вклада в нее излучения естественных радионуклидов, что позволило
выделить вклад излучения цезия-137 и цезия-134 аварийного
происхождения в мощность дозы на типовых участках НП городского и
сельского типа, включая жилые и рабочие помещения, и оценить для них
значения защитных факторов;
- опрос представителей различных возрастных и профессиональных
групп населения о режиме их поведения в разные сезоны года, что
позволило установить значения сезонных и среднегодовых факторов
уменьшения дозы для разных групп населения и типов НП;
- измерения дозы в антропоморфных фантомах с помощью
термолюминесцентных детекторов, позволившие определить коэффициенты
перехода от значений поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной
дозы у человека.
2.1.2. Накопленная эффективная доза внешнего облучения
рассчитывается для ряда групп взрослого населения, различающихся:
условиями труда (индекс i):
- группа 1 - лица, работающие преимущественно вне помещений
(механизаторы, полеводы, агрономы, шоферы, плотники, каменщики,
пастухи, лесники, доярки, скотники, свинарки, зоотехники, телятницы,
фуражиры, неквалифицированные с/х рабочие и т.п.);
- группа 2 - лица, работающие преимущественно внутри помещений
(бухгалтеры, продавцы, учителя, экономисты, кассиры, работники
общественного питания, библиотекари, медперсонал, воспитатели
детсадов, работники отделений связи, промышленные рабочие и т.п.);
типом жилого здания (индекс k):
- тип 1 - одноэтажное деревянное;
- тип 2 - одноэтажное каменное;
- тип 3 - многоэтажное.
Таким образом, средняя накопленная доза внешнего облучения может
быть реконструирована у шести групп взрослого населения. В сельских НП
многоэтажные здания, как правило, отсутствуют, и число групп
ограничивается четырьмя.
2.1.3. Результаты модельных расчетов были верифицированы путем
сравнения с данными измерений индивидуальных доз внешнего облучения
жителей НП различного типа в Брянской области с плотностью загрязнения
почвы цезием-137 от 400 кБк/кв. м (10 Ки/кв. км) до 4000 кБк/кв. м
(100 Ки/кв. км). Статистический анализ среднемесячных доз внешнего
облучения жителей более 50 НП, оцененных обоими методами, показал, что
погрешность расчетной методики с доверительной вероятностью 95%
находится в пределах -33% - +50%.
2.2. Требования к исходным данным и параметрам модели
2.2.1. Необходимый для расчета средней накопленной эффективной
дозы внешнего облучения жителей конкретного НП набор исходных данных,
характеризующих радиационную обстановку после Чернобыльской аварии,
должен включать:
- дату начала и окончания радиоактивных выпадений в НП (районе);
- среднюю поверхностную активность Сs-137 на почве в НП,
приведенную к дате окончания радиоактивных выпадений;
- относительный (по отношению к Сs-137) радионуклидный состав
выпадений в НП (районе), приведенный к дате окончания выпадений.
Даты и радионуклидный состав выпадений определяются на основе
данных Росгидромета, представленных в Приложении 1. Значения средней
поверхностной активности Сs-137 на почве в конкретных НП даны в
официальных справочных изданиях Росгидромета.
2.2.2. В табл. 2.1 представлен список радионуклидов,
гамма-излучение которых могло внести вклад более 0,1% в накопленную
эффективную дозу внешнего облучения населения пострадавших территорий
России за 1986 - 1995 гг. Там же приведены значения удельной мощности
поглощенной дозы в воздухе гамма-излучения плоского изотропного
источника, расположенного на границе раздела воздух - земля,
используемые в дальнейших расчетах.
2.2.3. Параметры модели реконструкции накопленной дозы внешнего
облучения населения, представленные в следующем разделе, оценены на
основе обобщения результатов натурных измерений, перечисленных в п.
2.1.1.
Таблица 2.1
СПИСОК ГАММА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ
И ЗНАЧЕНИЯ УДЕЛЬНОЙ МОЩНОСТИ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ
В ВОЗДУХЕ НА ВЫСОТЕ 1 М НАД ПОВЕРХНОСТЬЮ ПОЧВЫ d
s
------------------------------------------------------------------
| N | Радионуклид | Период |d , (нГр/ч)/(кБк/кв. м) <*>|
|п/п| |полураспада | s |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |137 137m | | |
|1 | Cs + Ba |30 лет |2,55 <**> |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |134 | | |
|2 | Cs |2,06 г. |6,85 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |103 | | |
|3 | Ru |39,4 дня |2,21 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |106 106 | | |
|4 | Ru + Rh |368 дней |0,94 <**> |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |131 | | |
|5 | I |8,04 дня |1,74 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |133 | | |
|6 | I |20,8 часа |2,72 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |132 132 | | |
|7 | Te + I |3,28 дня |11,5 <**> |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |140 | | |
|8 | Ba |12,7 дня |0,93 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |140 | | |
|9 | La |40,3 часа |9,27 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |95 | | |
|10 | Zr |64 дня |3,23 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |95 | | |
|11 | Nb |35,2 дня |3,35 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |136 | | |
|12 | Cs |13,1 дня |9,08 |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |144 144 | | |
|13 | Ce + Pr |284 дня |0,24 <**> |
|---|-------------------|------------|---------------------------|
| |125 | | |
|14 | Sb |2,77 г. |2,15 |
|----------------------------------------------------------------|
| <*> По данным ICRU-53. |
| <**> Для условий радиоактивного равновесия (см. ниже формулу|
|2.4). |
------------------------------------------------------------------
2.3. Расчет средней накопленной эффективной
дозы внешнего облучения
2.3.1. Для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего
облучения период 1986 - 1995 гг. разделяется на два временных
интервала: первый год после Чернобыльской аварии и все последующие.
При расчете дозы за первый год после аварии используются следующие
положения:
- учитывается вклад в дозу внешнего облучения жителей
гамма-излучения всех радионуклидов, представленных в табл. 2.1;
- из-за значительного изменения мощности дозы гамма-излучения в
первые месяцы после аварии учитываются сезонные изменения факторов
поведения населения.
.ext
Уравнение для мощности эффективной дозы Е (t) в течение
i,k
первого года после аварии у представителей i-ой группы взрослого
населения, проживающих в домах k-го типа, имеет вид:
.ext .
Е (t) = D(t) x k x k x R (t), мкЗв/сут., (2.1)
i,k Е С i,k
где:
.
D(t) - мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над
открытым целинным участком почвы, мкГр/сут.;
k - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к
Е
эффективной дозе у взрослого человека, равный 0,75 мкЗв/мкГр;
k - коэффициент влияния снежного покрова на величину эффективной
С
дозы, равный 0,8 для периода с 1-го ноября до 31 марта и 1 для
остального времени года, отн. ед.;
R (t) - фактор, отражающий общий эффект уменьшения дозы внешнего
i,k
облучения в антропогенной среде у i-ой группы населения, проживающей в
домах k-го типа.
В табл. 2.2 приведены сезонные значения факторов R для первого
i,k
года после аварии.
Таблица 2.2
ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ НП РАЗЛИЧНОГО
i,k
ТИПА В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ АВАРИИ
---------------------------------------------------------------------------------------------------
| Группа | Село, поселок, | ПГТ | Город |
| населения | деревня | | |
| (i) |---------------------------|---------------------------|---------------------------|
| | Апрель -| Ноябрь | Апрель | Апрель -| Ноябрь | Апрель | Апрель -| Ноябрь | Апрель |
| | октябрь | - март| 1987 г.| октябрь | - март| 1987 г.| октябрь | - март| 1987 г.|
| | 1986 | 1986 - | | 1986 | 1986 - | | 1986 | 1986 - | |
| | г. | 1987 г.| | г. | 1987 г.| | г. | 1987 г.| |
|-------------|---------|--------|--------|---------|--------|--------|---------|--------|--------|
| 1 |0,45 |0,33 | 0,39 | 0,43 | 0,28 | 0,32 | 0,36 | 0,21 | 0,28 |
| |0,42 |0,29 | 0,36 | 0,40 | 0,25 | 0,30 | 0,34 | 0,20 | 0,27 |
| | | | | 0,36 | 0,19 | 0,25 | 0,31 | 0,16 | 0,24 |
|-------------|---------|--------|--------|---------|--------|--------|---------|--------|--------|
| 2 |0,40 |0,25 | 0,34 | 0,30 | 0,19 | 0,23 | 0,25 | 0,14 | 0,20 |
| |0,37 |0,20 | 0,31 | 0,28 | 0,16 | 0,22 | 0,23 | 0,12 | 0,19 |
| | | | | 0,23 | 0,10 | 0,17 | 0,20 | 0,08 | 0,16 |
|-------------------------------------------------------------------------------------------------|
| Примечание. Первое число соответствует одноэтажным деревянным домам (тип 1), |
| второе - одноэтажным кирпичным (тип 2), третье - многоэтажным (тип 3). |
---------------------------------------------------------------------------------------------------
2.3.2. Для расчета мощности поглощенной дозы в воздухе над
целинной почвой в течение 1-го года после аварии на Чернобыльской АЭС
используют следующее соотношение:
1
сигма
. 137 0
D(t) = 0,024 x r(t) x сигма x SUM (--------) x
0 l 137
сигма
0
l
x d x exp(-лямбда x t), мкГр/сут., (2.2)
s l
где r(t) - функция, описывающая влияние миграции радионуклидов в
почву на мощность поглощенной дозы в воздухе и равная отношению
мощности дозы в момент времени t над почвой с наблюдаемым
распределением нуклидов в почве к мощности дозы d , от тонкого
s
источника, расположенного на границе раздела воздух - почва:
0,693
r(t) = р x exp(- ----- x t) + р x
1 Т 2
1
0,693
x exp(- ----- x t), отн. ед., (2.3)
Т
2
где:
р = 0,4; р = 0,42; Т = 550 дней; Т = 18250 дней;
1 2 1 2
137
сигма - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в
0
НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м;
1
сигма - средняя плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом в
0
НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м;
l
d - удельная мощность поглощенной дозы в воздухе гамма-излучения
s
l-го радионуклида для геометрии плоского тонкого изотропного
источника, расположенного на границе раздела воздух - почва,
(нГр/ч)/(кБк/кв. м) (см. табл. 2.1);
лямбда - постоянная радиоактивного распада l-го радионуклида,
l
-1
сут. ;
t - время с момента окончания радиоактивных выпадений в НП, сут.
2.3.3. Расчет мощности дозы согласно формуле (2.2) является
точным для радионуклидов, которые не имеют дочерних продуктов,
вносящих существенный вклад в суммарную мощность дозы гамма-излучения
134 136 103 131 133 141 125
радиоактивной цепочки ( Cs, Cs, Ru, I, I, Ce, Sb).
137 137m 106 106 132 132
Для пар нуклидов Cs + Ba; Ru + Rh; Te + I;
144 144
Ce + Pr, у которых к началу радиоактивных выпадений
наступило равновесие между материнским и дочерним нуклидами,
суммирование проводится по материнским нуклидам, а значение
l
d определяется следующим образом:
s
l m d
d = (d + q x d ), (2.4)
s s a s
где q - отношение активностей дочернего и материнского
a
радионуклидов в состоянии равновесия:
b x лямбда
d
q = -----------------, (2.5)
a лямбда - лямбда
d m
где лямбда и лямбда - постоянные распада дочернего и
d m
материнского нуклидов соответственно;
b - коэффициент ветвления радиоактивной цепочки.
140 140 95 95
Для пар нуклидов Ba + La; Zr + Nb, у которых к
началу радиоактивных выпадений равновесие между материнским и
l
дочерним нуклидами не наступило, величину d для материнских
s
нуклидов Ba-140 и Zr-95 представим как функцию времени:
l m d
d = d + q x d x (1 - exp(лямбда - лямбда ) x t), (2.6)
s s a s m d
140 140
где q = 1,15 для пары Ba + La; q = 2,22 для пары
a a
95 95
Zr + Nb.
2.3.4. При расчете дозы за второй интервал времени (1 < t <= 9,7
лет после аварии) используются следующие положения:
- учитывается вклад в дозу внешнего облучения жителей только
гамма-излучения цезия-137 и цезия-134, т.к. вкладом гамма-излучения
остальных радионуклидов (рутений-106 ~ 1%, сурьма-125 ~ 1%) можно
пренебречь;
- из-за медленного изменения мощности дозы со временем
используются среднегодовые значения факторов поведения населения.
.ext
Уравнение для расчета мощности эффективной дозы Е (t) у
i,k
представителей i-ой группы взрослого населения, проживающих в домах
k-го типа, в этот период времени имеет вид:
.ext .
Е (t) = D(t) x k x k x R (t), мкЗв/сут., (2.7)
i,k Е С i,k
где:
.
D(t) - мощность поглощенной дозы в воздухе над открытым целинным
участком почвы, мкГр/сут.;
k = 0,75 мкЗв/мкГр, см. примечание к (2.1);
Е
k - коэффициент влияния снежного покрова на величину
С
среднегодовой эффективной дозы, равный 0,9, отн. ед.;
R (t) - среднегодовой фактор уменьшения дозы для i-ой группы
i,k
населения, проживающей в домах k-го типа, отн. ед.
2.3.5. Для второго интервала времени зависимость среднегодового
значения фактора R (t) от времени аппроксимируется выражением:
i,k
R (t) = а x exp(-b x t) + с, отн. ед., (2.8)
i,k
где:
t - время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений,
лет;
а, b, с - параметры, зависящие от типа НП, типа жилого здания и
профессии человека (таблица 2.3).
Таблица 2.3
ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ а, b, с В ФОРМУЛЕ (2.8)
---------------------------------------------------------------------
|Тип НП | Группа 1 | Группа 2 |
| |----------------------------|----------------------------|
| | а, отн. | b, | с, отн. | а, отн. | b, | с, отн. |
| | ед. | -1| ед. | ед. | -1| ед. |
| | |сут. | | |сут. | |
|---------|----------|------|----------|----------|------|----------|
|Село, |0,10/0,09 |1,2 х |0,30/0,27 |0,11/0,10 |1,2 х |0,22/0,20 |
|деревня | | -3 | | | -3 | |
| | |10 | | |10 | |
|---------|----------|------|----------|----------|------|----------|
|Город |0,16/0,15/|1,4 х |0,17/0,16/|0,09/0,09/|1,4 х |0,13/0,12/|
| |0,12 | -3 |0,14 |0,06 | -3 |0,11 |
| | |10 | | |10 | |
|-------------------------------------------------------------------|
| Примечание. Первое число дано для одноэтажных деревянных |
|домов, второе - для одноэтажных кирпичных, третье - для |
|многоэтажных. Фактор R (t) для ПГТ в 1,2 раза больше, чем для |
| i,k |
|города. |
---------------------------------------------------------------------
.
2.3.6. Для расчета D(t) используется соотношение:
. 137 137 134
D(t) = сигма х r(t) х [d х exp(-0,023 х t) + d х
0 s s
134
сигма
0
х -------- х exp(-0,336 х t)], мкГр/сут., (2.9)
137
сигма
0
где:
137
сигма - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в
0
НП на дату окончания радиоактивных выпадений (максимума плотности
загрязнения, согласно табл. 1.1), кБк/кв. м;
137
d = 22,3 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) - мощность дозы в воздухе от
s
плоского тонкого источника цезия-137, расположенного на границе
раздела воздух - почва;
134
d = 60 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) - мощность дозы в воздухе от
s
от плоского тонкого источника цезия-134, расположенного на границе
раздела воздух - почва;
r(t) приведена в пояснениях к формуле (2.3), а t выражено в
сутках.
2.3.7. Расчет накопленной эффективной дозы внешнего облучения у
представителей i-ой группы взрослого населения, проживающей в домах
ext
k-го типа, Е в течение первого года после аварии проводится по
i,k
формуле:
(t - t ) 189 - t
ext I . 1 0 1 .
Е = k х (R ((D(0) х --------- + интеграл D(t)dt)) +
i,k Е i,k 2 0
340 - t
II 1 . III
+ R х k х интеграл D(t)dt + R х
i,k С 189 - t i,k
1
365 .
х интеграл D(t)dt), мкЗв, (2.10)
340 - t
1
где:
.
D(t) - определяется выражением (2.2) с учетом (2.3), (2.4) и
(2.6);
t - время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до начала
0
радиоактивных выпадений (см. Приложение 1), сут.;
t - время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до окончания
1
радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, см.
Приложение 1), сут.
I II III
Средние значения сезонных факторов R , R , R приведены
i,k i,k i,k
в табл. 2.2 для периодов времени: с апреля 1986 г. до 01.11.86;
с 01.11.86 по 31.03.87 и до конца первого года после аварии
соответственно. Процедуру интегрирования можно упростить,
используя средние значения функции r(t) на трех указанных
I II III
промежутках времени, равные: r = 0,78; r = 0,70; r = 0,67.
2.3.8. Накопленная эффективная доза внешнего облучения у
представителей i-ой группы взрослого населения, проживающей в домах
k-го типа, за второй интервал времени (1 - 9,7 лет) рассчитывается по
формуле:
ext 9,7 х 365 .
Е = k х k х интеграл D(t) х
i,k Е С 1 х 365
х R (t)dt, мкЗв, (2.11)
i,k
.
где D(t) определяется выражением (2.7), а R (t) - выражением
i,k
(2.8).
2.3.9. Влияние на накопленную дозу внешнего облучения населения
контролируемой территории Брянской области инженерной дезактивации
учитывается на основании следующих положений:
- эффективная дезактивация проводилась в ряде НП по списку летом
1989 г.;
- датой окончания дезактивационных работ считается 01.09.89;
- коэффициент снижения дозы внешнего облучения за последующий
период равен 0,8 для всего взрослого населения дезактивированных НП.
С использованием этих данных расчет накопленной дозы внешнего
облучения за второй интервал времени (1 - 9,7 лет) производится
следующим образом:
ext 3,3 х 365 .
Е = k х k х [интеграл D(t) х R (t)dt + 0,8 х
i,k Е С 1 х 365 i,k
9,7 х 365 .
х интеграл D(t) х R (t)dt], мкЗв. (2.12)
3,3 х 365 i,k
2.3.10. Средняя накопленная эффективная доза внешнего облучения
ext
жителей НП рассчитывается путем усреднения значений Е для четырех -
i,k
шести групп населения.
ext
Усреднение величин Е проводится по следующим признакам:
i,k
- принадлежность жителей данного НП к двум обобщенным
социально-профессиональным группам - см. п. 2.1.2;
- проживание в трех типах жилых домов - деревянный одноэтажный,
кирпичный одноэтажный, многоэтажный.
При наличии данных о распределении взрослого населения в НП по
указанным признакам расчет средней накопленной дозы внешнего облучения
производится по формуле:
ext ext
Е = SUM альфа х Е , (2.13)
i,k k,i i,k
где альфа - доля взрослого населения i-ой группы в НП,
k,i
ext
проживающая в k-ом типе жилого здания, а Е рассчитывается
i,k
по формулам (2.10), (2.11) и (2.12).
2.3.11. В отсутствие статистических данных о структуре населения
и жилого фонда в НП используется следующая типовая структура:
- село - 40% взрослых жителей относятся к группе 1 и проживают в
деревянных одноэтажных домах; 20% - к группе 1, в кирпичных
одноэтажных домах, 20% - к группе 2, в деревянных одноэтажных домах;
20% - к группе 2, в кирпичных одноэтажных домах;
- ПГТ и город - 20% взрослых жителей относятся к группе 1 и
проживают в деревянных одноэтажных домах; 20% - к группе 1, в
кирпичных одноэтажных домах, 20% - к группе 2, в кирпичных одноэтажных
домах; 40% - к группе 2, в многоэтажных домах.
В табл. 2.4 и 2.5 представлены значения антропогенных факторов
уменьшения дозы внешнего облучения R, усредненные в соответствии с
вышеприведенной типовой структурой населения в различных типах НП. Для
промежутка времени 1 - 9,7 лет после аварии приведены средние по этому
промежутку значения факторов R.
Таблица 2.4
ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ ТИПОВОЙ СТРУКТУРЫ
НАСЕЛЕНИЯ В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ АВАРИИ
-------------------------------------------------------------------------------------
| Село, поселок, | ПГТ | Город |
| деревня | | |
|---------------------------|---------------------------|---------------------------|
| Апрель -| Ноябрь | Апрель | Апрель -| Ноябрь | Апрель | Апрель -| Ноябрь | Апрель |
| октябрь | - март| 1987 г.| октябрь | - март| 1987 г.| октябрь | - март| 1987 г.|
| 1986 | 1986 - | | 1986 | 1986 - | | 1986 | 1986 - | |
| г. | 1987 г.| | г. | 1987 г.| | г. | 1987 г.| |
|---------|--------|--------|---------|--------|--------|---------|--------|--------|
|0,42 | 0,28 | 0,36 | 0,31 | 0,18 | 0,24 | 0,27 | 0,14 | 0,21 |
-------------------------------------------------------------------------------------
Таблица 2.5
ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ ТИПОВОЙ СТРУКТУРЫ
НАСЕЛЕНИЯ В ПОСЛЕДУЮЩИЕ ГОДЫ
------------------------------------------------------------------
|Село, поселок, деревня | ПГТ | Город |
|-----------------------|--------------------|-------------------|
| 0,28 | 0,18 | 0,15 |
------------------------------------------------------------------
3. Требования к расчету средней накопленной эффективной
дозы внутреннего облучения радионуклидами цезия и стронция
3.1. Методология расчета
3.1.1. Доза внутреннего облучения населения, длительно, в
течение 1 - 10 лет, проживающего на территории, загрязненной
134,137 90
долгоживущими радионуклидами Cs и Sr, и питающегося
сельскохозяйственными и природными продуктами местного производства,
более чем на 95% обусловлена поступлением этих нуклидов с пищей. Доза,
накопленная за период проживания на загрязненной территории,
оценивается двумя основными методами:
- по поступлению радионуклидов в организм с пищей;
- по содержанию радионуклидов в организме.
3.1.2. Доза внутреннего облучения Е оценивается по
int
поступлению смеси l-х радионуклидов с пищей в период времени от t до
1
t по формуле:
2
t
2
Е (t , t ) = SUM dk х интеграл I (t)dt, мЗв, (3.1)
int 1 2 l l t l
1
где:
dk - дозовый коэффициент для пищевого поступления l-го нуклида в
l
организм взрослого, мЗв/Бк, - см. верхнюю строку табл. 3.1;
I (t) - суточное поступление l-го нуклида в организм с пищей,
l
Бк/сут.
Таблица 3.1
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ВЗРОСЛЫХ
ЖИТЕЛЕЙ РАДИОНУКЛИДАМИ ЦЕЗИЯ И СТРОНЦИЯ (МКРЗ-56, 67)
------------------------------------------------------------------
| | 89 | 90 | 134 | 137 |
| Коэффициент, | Sr | Sr | Cs | Cs |
|единица измерения| | | | |
|-----------------|----------|----------|------------|-----------|
| | -6| -5| -5 | -5 |
|dk , мЗв/Бк |2,6 х 10 |2,8 х 10 |1,9 х 10 |1,4 х 10 |
| l | | | | |
|-----------------|----------|----------|------------|-----------|
| | | | -6 | -6 |
|kd , (мЗв х кг)/ |- |- |9,2 х 10 |6,8 х 10 |
| l | | | | |
|(Бк х сут.) | | | | |
------------------------------------------------------------------
3.1.3. Суточное поступление нуклидов в организм складывается из
поступления с различными продуктами - компонентами рациона:
I (t) = SUM С (t) х V , Бк/сут., (3.2)
l p lp p
где:
С (t) - удельная активность (концентрация) l-го нуклида в р-м
lp
пищевом продукте, Бк/кг (л);
V - суточное потребление р-го пищевого продукта, кг (л)/сут.
р
3.1.4. Доза внутреннего облучения человека инкорпорированными
Cs-134, 137 за длительный период 1 - 10 лет после начала поступления,
составляющая более 95% эффективной дозы внутреннего облучения, может
быть с хорошей точностью определена по результатам регулярного
измерения содержания Q , Бк, l-го нуклида в теле:
l
kd t
l 2
Е (t , t ) = SUM --- интеграл Q (t)dt, мЗв, (3.3)
int 1 2 l М t l
1
где:
kd - коэффициент перехода от удельного содержания l-го
l
нуклида в теле Q / М к мощности дозы, (мЗв х кг)/(Бк х сут.), см.
l
нижнюю строку табл. 3.1;
М - масса тела обследуемого человека, кг.
3.1.5. В ходе радиационного мониторинга внутреннего облучения
населения территорий России, загрязненных вследствие Чернобыльской
аварии, учреждениями и органами Госсаннадзора, Минсельхоза и ВАСХНИЛ,
Минздрава и РАМН, а также других ведомств проводились широкомасштабные
измерения содержания радионуклидов как в пищевых продуктах, так и в
организме жителей. В связи с высокой вариабельностью содержания
радионуклидов в отдельных пищевых продуктах и рационе жителей в целом,
а также с применением активных контрмер в ряде загрязненных районов
содержание Cs-134, 137 в организме жителей, измеренное с помощью СИЧ,
наиболее тесно связано с дозой внутреннего облучения.
3.1.6. В населенных пунктах контролируемой территории Брянской
области выборочные измерения содержания цезия-134, 137 в организме
жителей большинства сельсоветов проводились ежегодно в 1986 - 1991
гг., что позволяет рассчитать дозу внутреннего облучения в основном по
данным СИЧ. Для учета поступления нуклидов и дозы в первые 1 - 3
месяца и после 1991 г., когда СИЧ-измерения были малочисленны, следует
использовать данные измерений содержания радионуклидов в пищевых
продуктах.
3.1.7. В загрязненных районах Тульской и Калужской областей
массовые СИЧ-измерения цезия-134, 137 в организме жителей проведены
осенью 1986 г., после чего проводились на ограниченных выборках
жителей. В связи с этим доза за 1-й год может быть реконструирована
преимущественно по данным СИЧ, а в последующие годы - по расчетному
поступлению радионуклидов с пищей.
3.1.8. В остальных загрязненных после Чернобыльской аварии
регионах России СИЧ-измерения цезия-134, 137 в ранний период после
Чернобыльской аварии систематически не проводились, в связи с чем для
реконструкции накопленной дозы внутреннего облучения следует
использовать данные о радиоактивном загрязнении пищевых продуктов. В
связи с обширным радиоактивным загрязнением территории регулярные
измерения содержания радионуклидов в пищевых продуктах выполнялись
преимущественно в более загрязненных НП. Во многих НП с относительно
137
низким уровнем радиоактивного загрязнения (1 - 5 Ки/кв. км Cs) пробы
местных пищевых продуктов исследовались редко и/или нерегулярно. Для
расчетной оценки накопленной дозы у жителей таких НП следует
использовать радиоэкологическую модель, основанную на коэффициенте
перехода КП (t) от плотности загрязнения почвы l-ым радионуклидом
lp
сигма , Бк/кв. м, к удельной активности l-го нуклида в p-м пищевом
l
продукте С , Бк/кг (л):
lp
C (t) = КП (t) х сигма (t), Бк/кг (л). (3.4)
lp lp l
Коэффициент перехода радионуклидов цезия и стронция в
растительные и животные пищевые продукты сельскохозяйственного
производства существенно зависит от времени, прошедшего после
радиоактивного загрязнения почвы.
3.1.9. На раннем этапе, в течение 2 - 4 месяцев после
Чернобыльской аварии, уровень "поверхностного" радиоактивного
загрязнения растительной и животной продукции l-м радионуклидом в
средней полосе России определялся преимущественно плотностью
загрязнения почвы этим нуклидом сигма и метеоусловиями выпадений. При
l
влажных выпадениях значительная доля активности радионуклида,
зависящая от интенсивности осадков, смывается с поверхности растений
на почву. В каждом регионе начальный коэффициент перехода радионуклида
в пищевые продукты КП (0) зависит от метеоусловий выпадений
lp
(интенсивности осадков) и в конечном счете от плотности загрязнения
почвы этим нуклидом сигма , также тесно связанной с интенсивностью
l
осадков. Как правило, значения КП (0) возрастают в области малых
lp
сигма , характерных для данного региона и обусловленных сухими
l
выпадениями. В связи с неполнотой метеоданных, полученных в период
выпадений в 1986 г., оценка КП(t) для раннего периода в каждом регионе
должна быть получена по данным о содержании радионуклидов в местных
пищевых продуктах или по данным из близлежащего региона с аналогичными
условиями выпадений.
Установлено, что содержание радионуклидов цезия и стронция в
наземной части растений на раннем этапе убывает по экспоненте с
периодом около 15 суток. Концентрация l-го радионуклида цезия и
стронция в молоке коров С , выпасаемых на загрязненной местности,
ml
аппроксимируется функцией:
С (t) = КП (0) х сигма (t) х (exp(-ln2 х t / Т ) -
lM lM l 2
- exp(-ln2 х t / Т )), Бк/л, (3.5)
1
где:
КП (0) - начальный (при t = 0) коэффициент перехода l-го нуклида
lM
в молоко коровы после поверхностного загрязнения почвы и
растительности, кв. м/кг (л);
Т = 2 сут. - период, близкий к периоду полувыведения цезия и
1
стронция с молоком коровы;
Т = 15 сут. - период, близкий к периоду очистки пастбищной
2
растительности от поверхностного радиоактивного загрязнения.
3.1.10. На длительном этапе, начиная с осени 1986 г., преобладает
переход радионуклидов в растения через корневую систему. Установлена
зависимость "корневого" КП от типа и агрохимических характеристик
почвы, на которой выращиваются пищевые продукты или корм для
сельскохозяйственных животных. В течение 1986 - 1991 гг. "корневой" КП
цезия-134, 137 в сельскохозяйственные растительные и животные
продукты, полученные на дерново-подзолистых и черноземных почвах,
характерных для загрязненных регионов России, убывал с периодом 1 -
1,5 года. Начиная с 1991 - 1992 гг. снижение КП цезия-134, 137
постепенно замедлялось, а в течение 1993 - 1995 гг. не выявлено
достоверно. Коэффициент перехода стронция-90 в сельскохозяйственные
пищевые продукты убывал с 1987 г. с периодом 5 - 7 лет. Средние
значения КП цезия-134, 137 и стронция-90 в молоко и картофель в 1987
г. и в 1993 - 1995 гг. приведены в табл. 3.2.
Таблица 3.2
СРЕДНИЕ ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПЕРЕХОДА
134 137 90
(КП) Cs, Cs и Sr ИЗ ПОЧВЫ В МОЛОКО И КАРТОФЕЛЬ
-3
В 1987 И 1993 - 1995 ГГ., х 10 КВ. М/КГ
----------------------------------------------------------------------------
| | 134 137 | 90 |
| Тип почвы | Cs, Cs | Sr |
| |-------------------------|------------------------|
| | Молоко | Картофель | Молоко | Картофель |
| |------------|------------|------------|-----------|
| |1987 |1993 -|1987 |1993 -|1987|1993 - |1987|1993 -|
| | | 1995 | | 1995 | | 1995 | | 1995 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| Дерново- | | | | | | | | |
| подзолистые: | | | | | | | | |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| - песчаные |7,0 |0,2 |0,2 |0,04 |0,3 |0,2 |0,2 |0,15 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| - супесчаные |3,5 |0,1 |0,1 |0,02 |0,25|0,2 |0,15|0,1 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| - легкосуглинистые |2,0 |0,05 |0,05 |0,01 |0,2 |0,2 |0,1 |0,07 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| - среднесуглинистые |1,0 |0,04 |0,035|0,007 |0,15|0,1 |0,07|0,05 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| - тяжелосуглинистые |0,5 |0,03 |0,025|0,005 |0,1 |0,07 |0,05|0,03 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| Серые лесные |0,5 |0,03 |0,025|0,005 |0,1 |0,07 |0,05|0,03 |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| Каштановые и |0,5 |0,03 |0,025|0,005 |0,1 |0,07 |0,05|0,03 |
| луговые | | | | | | | | |
|-----------------------|-----|------|-----|------|----|-------|----|------|
| Черноземы |0,1 |0,01 |0,02 |0,004 |0,05|0,03 |0,03|0,02 |
----------------------------------------------------------------------------
3.1.11. Согласно опыту радиационного мониторинга после
Чернобыльской аварии, среднее поступление радионуклидов цезия и
стронция в организм взрослых жителей с традиционным для средней полосы
России рационом питания может быть с приемлемой точностью
смоделировано потреблением двух пищевых компонентов - молока и
картофеля, табл. 3.3. Поступление с молоком, указанное в табл. 3.3,
эквивалентно поступлению радионуклидов со всеми животными продуктами
местного сельскохозяйственного производства, а с картофелем -
поступлению со всеми растительными продуктами. Согласно данным опроса
населения Брянской области, потребление животных и растительных
пищевых продуктов различно в населенных пунктах разных типов.
Эквивалент потребления продуктов, содержащих радионуклиды стронция,
ниже, чем содержащих радионуклиды цезия, из-за относительно низкой
концентрации стронция в мясных и природных пищевых продуктах.
Таблица 3.3
ЭКВИВАЛЕНТ ГОДОВОГО ПОТРЕБЛЕНИЯ ЖИВОТНЫХ
V И РАСТИТЕЛЬНЫХ V ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ ВЗРОСЛЫМИ
М К
ЖИТЕЛЯМИ СРЕДНЕЙ ПОЛОСЫ РОССИИ, КГ/ГОД
------------------------------------------------------------------
| Нуклид | Продукт | V , V , кг/год |
| | | М К |
| | |----------------------------------------|
| | |Сельские | ПГТ и город | Город обл. |
| | | НП | район. | подчинения |
| | | | подчинения | |
|-------------|---------|---------|-------------|----------------|
|Sr-89, 90 |молоко | 250 | 180 | 130 |
| |---------|---------|-------------|----------------|
| |картофель| 250 | 200 | 150 |
|-------------|---------|---------|-------------|----------------|
|Cs-137, 134 |молоко | 370 | 300 | 220 |
| |---------|---------|-------------|----------------|
| |картофель| 370 | 300 | 220 |
------------------------------------------------------------------
3.2. Требования к исходным данным
3.2.1. В качестве исходной информации для расчета средней
накопленной в 1986 - 1995 гг. эффективной дозы внутреннего облучения
жителей НП необходимо использовать:
137 90
- данные Росгидромета о средней плотности Cs и Sr на
почве в 1986 г. и сигма и сигма , соответственно, в НП;
137 90
- среднее удельное содержание радионуклидов цезия в организме
жителей, полученное путем их измерений на СИЧ либо измерений
134,137
содержания Cs в пробах мочи жителей в разные периоды в
1986 - 1995 гг.;
137 90
- концентрацию Cs и Sr в молоке местного производства в
период от 05.05.86 до 15.06.86;
137 90
- среднегодовые концентрации Cs и Sr в молоке и удельную
активность в картофеле местного производства по годам в 1986 - 1995
гг.;
- данные о типах почв, доминирующих на территории НП или
хозяйства, на которой выпасается скот из индивидуального и
коллективного сектора и выращиваются сельскохозяйственные продукты,
либо о распределении с/х угодий по типам почвы.
3.2.2. Среднее удельное содержание цезия-137 в организме
Q (t)
137
жителей НП в данный период ------------, Бк/кг, вычисляют как среднее
М
арифметическое отношение активности цезия-137 в теле Q , Бк,
137
полученной в результате n-го СИЧ-измерения, к массе тела М, кг. Данные
считаются представительными, если измерения выполнены приборами и
методиками, аттестованными Госстандартом, не менее чем у 10-ти
взрослых жителей сельского НП обоего пола, выбранных случайным
образом. В период 1988 - 1995 гг. результаты таких измерений,
выполненных в летний или зимний периоды, принимают за среднегодовое
137
содержание цезия-137 в теле жителей. Для оценки содержания Cs по
результатам СИЧ-измерений, выполненных в другие сезоны, среднее
удельное содержание умножают на сезонный коэффициент 1,5, если
измерения проведены весной, и на 0,7, если измерения проведены осенью
1988 - 1995 гг.
3.2.3. Данные о содержании радионуклидов цезия и стронция в
молоке местного производства в мае-июне 1986 г. используют для оценки
их поступления в организм жителей в ранний период после радиоактивного
загрязнения местности. Для этого отбирают только данные о концентрации
радионуклидов цезия и стронция в молоке в период от 05.05.86 до
ориентировочной даты первого укоса 15.06.86, полученные
радиохимическим и спектрометрическим методами. Данные радиометрических
анализов используются для расчета дозы, если отобранные в указанный
период пробы были измерены не ранее 10.06.86, когда содержание
цезия-134, 137 в пробах стало существенно превалировать над йодом-131.
При этом суммарную концентрацию радионуклидов цезия (суммарная
бета-активность) следует умножить на коэффициенты 0,67 и 0,33 - для
137 134
определения активности в пробах Cs и Cs соответственно.
3.2.4. В отдаленный период для определения средней годовой
удельной активности радионуклидов в молоке и картофеле используют
результаты гамма-спектрометрических или радиохимических анализов проб
молока и картофеля, полученных в течение года в личных подсобных
хозяйствах (ЛПХ) данного сельского НП (деревня, село, поселок). При
отсутствии молочного скота в ЛПХ или данных о концентрации
радионуклидов в молоке из ЛПХ используют результаты анализов проб
молока из соответствующего коллективного хозяйства, отобранных в
период выпаса скота. Результаты измерения суммарной бета-активности
для дозиметрических расчетов в отдаленный период непригодны.
В расчетах дозы для городов районного подчинения и ПГТ используют
результаты анализов проб молока из торговой сети и картофеля из ЛПХ, а
для городов областного подчинения - результаты анализов проб молока и
картофеля из торговой сети. При отсутствии таких данных для районных
центров используют результаты анализов продукции из ЛПХ, усредненные
по всему району.
Минимальное число проб, проанализированных в течение года, или
количество измерений жителей на СИЧ, необходимое для расчета дозы у
жителей данного НП, приведено в табл. 3.4.
Таблица 3.4
МИНИМАЛЬНОЕ ЧИСЛО ПРОБ ИЛИ СИЧ-ИЗМЕРЕНИЙ,
НЕОБХОДИМОЕ ДЛЯ РАСЧЕТА ДОЗЫ
------------------------------------------------------------------
| Объект контроля | Нуклид |Сельские| Город | Город |
| | | НП |районного | областного |
| | | |подчинения| подчинения |
|-----------------|----------|--------|----------|---------------|
| |137,134 | | | |
|Человек (СИЧ) | Cs |10 |30 |100 |
|-----------------|----------|--------|----------|---------------|
| |90 | | | |
|Молоко | Sr |3 |5 |10 |
| |----------|--------|----------|---------------|
| |137,134 | | | |
| | Cs |5 |10 |30 |
|-----------------|----------|--------|----------|---------------|
| |90 | | | |
|Картофель | Sr |3 |3 |5 |
| |----------|--------|----------|---------------|
| |137,134 | | | |
| | Cs |3 |5 |10 |
------------------------------------------------------------------
137 90
3.2.5. При отсутствии данных об удельной активности Cs и Sr
в молоке и картофеле или их недостаточности в соответствии с табл.
3.3, для расчетной оценки этих величин используют сведения о типах
почв, доминирующих на территории хозяйства (или НП) и величинах
коэффициентов перехода радионуклидов в 1987 г. и 1993 - 1995 гг.,
характерных для этих типов почв (см. табл. 3.2).
Если почвенный покров хозяйства сформирован различными почвами,
КП оценивают с учетом долевого вклада каждого типа почвы в общую
площадь сельхозугодий, используемых для производства молока и
картофеля. Ожидаемые значения удельной активности радионуклидов в
молоке и картофеле рассчитывают по формуле (3.4).
3.3. Расчет накопленной дозы по данным измерений на СИЧ
----
n
Q
137
При наличии данных о среднем удельном содержании ----
М
цезия-137 в организме жителей НП в разные моменты времени t после
n
аварии (n = 1, 2, 3, 4, 5...), накопленная за 1986 - 1995 гг. доза
внутреннего облучения Е рассчитывается как сумма дозы,
int
обусловленной поверхностным загрязнением растительности Е , и
s
дозы, обусловленной переходом радионуклидов в растения через корневые
системы Е (см. п. 1.8), следующим образом:
r
3.3.1. Если первое измерение содержания радионуклидов цезия
1
в организме жителей НП Q проведено в момент t не позднее 200
l
суток после Чернобыльской аварии (июнь - ноябрь 1986 г.), то оно
служит основой для восстановления поступления радионуклидов и
расчета дозы внутреннего облучения Е за предшествующий период
int
по общей формуле (3.1). Форма функции поступления I (t) задается
137
137
как сумма поступления Cs с молоком в период "поверхностного"
загрязнения растительности по формуле (3.5) в п. 3.1.9 и в период
"корневого" загрязнения согласно п. 3.1.10:
I (t) = КП (0) х сигма (0) х V х F (0, t) х
137 137М 137 М 137
КП (1987)
137М
х {exp(-ln2 х t / Т ) - exp(-ln2 х t / Т ) + ------------ х
2 1 КП (0)
137М
х exp(ln2 х t / Т ) х [exp(-ln2 х t / Т ) -
1987 3 3
- exp(-ln2 х t / Т )]}, Бк/сут., (3.6) <*>
2
----------------------------
<*> Использование последней экспоненты с периодом Т в формуле
2
(3.6) для расчета по (3.6) и (3.7) не обязательно.
где:
137
КП (0) - начальный коэффициент перехода Cs в молоко
137М
выпасаемой коровы при поверхностном загрязнении почвы и
растительности, кв. м/кг (л) - см. п. 3.1.9;
сигма (0) - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137
137
в 1986 г., Бк/кв. м;
V - средний "молочный эквивалент" суточного потребления животных
М
продуктов взрослыми жителями - см. табл. 3.3;
F (0, t) - коэффициент уменьшения поступления радионуклидов
137
цезия с пищей в организм взрослых жителей в период времени от 0 до t
вследствие кулинарной обработки, защитных мероприятий, самоограничений
в питании и др., отн. ед.;
Т и Т - определены в п. 3.1.9;
1 2
КП (1987) - коэффициент перехода радионуклидов цезия из
137М
почвы данного НП в молоко коровы летом 1987 г., согласно результатам
местных измерений или по табл. 3.2, кв. м/кг;
t = 395 сут. (1 июня 1987 г.) - дата определения
Страницы: 1 2 |