2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

РЕКОНСТРУКЦИЯ НАКОПЛЕННОЙ ДОЗЫ
У ЖИТЕЛЕЙ БАССЕЙНА Р. ТЕЧА И ЗОНЫ АВАРИИ
В 1957 Г. НА ПРОИЗВОДСТВЕННОМ ОБЪЕДИНЕНИИ "МАЯК"

Методические указания
МУ 2.6.1.024-95

Госкомсанэпиднадзор России
Москва
1995

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
1957 г. на производственном объединении "Маяк"

1. Область применения

1.1. 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 D^t, 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 D^t 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 D^t_β и гамма-излучения D^t_γ 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 Е_ехt и внутреннего E_int облучения, причем доза внешнего излучения складывается из дозы бета- (Е_β) и гамма- (Е_γ) излучения, и доза внутреннего облучения - из ингаляционной E_inh и пищевой E_ing 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 Теча

2.1. Характеристика населенных пунктов

Методика 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.

Таблица 2.1

Характеристика населенных пунктов по реке Теча

____________

* Значения F_i 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-излучения

2.2.1. 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 Eⁱ_ext (T,J) у возрастной когорты года рождения Т жителей i-гo НП, обусловленная гамма-излучением в году J, определяется соотношением:

где K_С - 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;

С^E - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы, принятый равным 0,7 мЗв/мГр;

8760 - количество часов в году;

F_j(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.

Таблица 2.2

Значения режимных коэффициентов F_j(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 облучения

2.3.1. 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: I₀^r(J) - среднее годовое поступление радионуклида r взрослым жителям реперного НП в J-ом календарном году;

F_i - 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 F_i даны в таблицах 2.3 и 2.4.

Таблица 2.3

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 E_int 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 E_int 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 E_Cs,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 I_i¹³⁷ (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.

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 D^t_Sr,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 D^t_Sr,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 I_i^89,90 - годовое поступление Sr-89,90 возрастной когорте Т в календарном году J в i-том НП (см. раздел 2.3.4. настоящей а Методики);

dk^t_89,90 (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 dk^t_89,90 (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 ek^t_89,90 (J - T) - дозовый коэффициент (мЗв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении 1 Бк Sr-89,90 в организм в возрасте J - Т. Значения ek^t_89,90 (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 данные

3.1.1. 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.

Таблица 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-излучения

Дозы 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 Е_ехt и поглощенная доза в коже D^k_ext.

3.2.1. Облучение при прохождении радиоактивного облака

3.2.1.1. Эффективную дозу внешнего γ-излучения за время прохождения облака Е⁰_γ, пропорциональную начальной плотности загрязнения территории стронцием-90 σ₉₀, рассчитывают по формуле:

где σ_r0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м²; σ_r0 = R_r∙σ₉₀;

σ₉₀ - начальная плотность загрязнения территории населенного пункта ⁹⁰Sr, Бк/м²;

R_r - отношение начальной активности r-го радионуклида и ⁹⁰Sr в выпадениях на ВУРС, отн. ед., - табл. 3.2.;

k_γr - дозовый коэффициент для условий погружения тела человека в полубесконечное облако выброса r-го радионуклида, (мкЗв∙м³)/(Бк∙с), - табл. 3.2.;

V_g - 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 D_γ^K0, пропорциональную плотности загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле:

где k^K_γr для кожи также приведены в табл. 3.2.

Таблица 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 k^K_βr вместо k^K_γr, 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 Е_γ у ее жителей определяется соотношением:

где K_ЭЭ - коэффициент эффективного экранирования γ-излучения стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн. ед. - табл. 3.3.

k^П_γr - 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;

σ_r0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м²; по отношению к ⁹⁰Sr выражается как σ_r0 = R_rσ₉₀ - см. табл. 3.2;

λ_r - 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 K_ЭЭ складывается из факторов экранирования γ-излучения стенами зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени пребывания человека внутри и вне помещений:

где K_Э - коэффициент экранирования у-излучения внутри помещения, отн. ед.;

Т_П - среднегодовая доля времени пребывания в помещении, отн. ед.;

K_C - 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 K_Э меняется в пределах от 0,05 до 0,3, составляя в среднем около 0,1. Доля времени пребывания человека в помещении Т_П 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.

Таблица 3.3

Значения среднегодового коэффициента эффективного экранирования K_ЭЭ в зависимости от условий жизнедеятельности населения

Таблица 3.4

Дозовые коэффициенты  для условий внешнего γ-облучения человека с поверхности загрязненной почвы

3.3. Доза внутреннего облучения

3.3.1. 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 Е_inh - 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;

ek_r^inh - дозовый коэффициент, мЗв/Бк, для ингаляционного поступления r-того радионуклида - табл. П.2 Приложения;

σ_r0 - начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м² - см. пояснение к уравнению (3.1).

Таблица 3.5

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 D^t_ing и эффективной дозы Е_ing 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 dk_r^ing(J - T) и dk_r^ing(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;

i_r(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 i_r(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 радионуклидами

4.1. Исходные данные

4.1.1. 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 радионуклидов

4.2.1. 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.;

K_i - 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.

Таблица 4.1

Коэффициенты мощности дозы α-излучения для формул (4.1) и (4.2)

Таблица 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 дозы

4.3.1. 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 K_i = 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:

E_inh = 0,032∙1,18∙0,03∙139,84 = 1,58 мЗв.

5. Требования к определению накопленной эффективной дозы

5.1. Накопленная эффективная доза у жителей бассейна р. Течи

5.1.1. 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 E⁰_γ, Е_γ, Е_inh(Т) и E_ing(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)

Приложение

Таблица П.1

Численные значения интеграла (сек) ∙ехр(-λ_i∙τ)dτ в формуле (3.4) Методики

Таблица П.2

Дозовые коэффициенты  мЗв/Бк, для ингаляционного поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста

(Измененная редакция. Изм. № 1)

Таблица П.3

Дозовые коэффициенты для поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста пищевым путем

(Измененная редакция. Изм. № 1)

Таблица П.4

Годовое поступление радионуклидов в организм жителей с пищей i_r 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).

Таблица П.5

Численные значения коэффициента K_i для населенных пунктов Челябинской области