2.6.1. Ионизирующее излучение. Радиационная безопасность

Методические указания МУ 2.6.1.579-96

"Реконструкция средней (индивидуализированной) накопленной
в 1986 - 2001 гг. эффективной дозы облучения жителей населенных
пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному
загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году"

(утв. Государственным комитетом санитарно-эпидемиологического надзора РФ
12 ноября 1996 г.)

Дата введения: с момента утверждения

Введены впервые

(Измененная редакция. Изм. № 3)

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 - 2001 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 - НП с числом жителей более 100 тысяч человек;

- поселок городского типа (ПГТ) - НП с числом жителей от 10 до 100 тысяч человек;

- село - НП с числом жителей менее 10 тысяч человек.

Начиная с 2002 г., используется следующая градация населенных пунктов:

- ТИП I (село или поселок городского типа) - населенный пункт с числом жителей не более 10 тысяч человек, в котором большинство домов одноэтажные с личными подсобными хозяйствами (ЛПХ);

- ТИП II (поселок городского типа или город) - населенный пункт с числом жителей не более 100 тысяч человек, в котором наряду с одноэтажными имеются многоэтажные дома без ЛПХ, и значительная часть дозообразующих пищевых продуктов приобретается в торговой сети;

- ТИП III (город) - населенный пункт, в котором большая часть жителей проживает в многоэтажных домах без ЛПХ, приобретает пищевые продукты в торговой сети и большая часть улиц и дорог имеет твердое покрытие.

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 - 2001 гг.).

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

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 - 2001 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 E_ext и дозы внутреннего облучения E_int.

1.7. Доза внешнего облучения E_ext включает дозу от гамма-излучения 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 β-, γ-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 β-излучением радионуклидов.

1.8. Доза внутреннего облучения рассматривается как ожидаемая в течение предстоящих 50-ти лет вследствие поступления в 1986 - 2001 гг. цезия-137, -134 и стронция-90, -89 с местными пищевыми продуктами за счет поверхностного E_s и корневого E_r путей загрязнения растительности:

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 основан 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 - 2001 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 - 2001 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 п.п. (1), (2) и (3) предоставляются Роскомгидрометом, п.п. (4) и (5) - учреждениями и органами Министерства сельского хозяйства и Минздрава РФ, п. (6) - учреждениями и органами Минздрава РФ и РАМН, а п.п. (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, 01 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 - 2001 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 №№ 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:

1.15. Настоящие методические указания могут быть использованы в качестве инструмента оценки индивидуальной накопленной эффективной дозы облучения для жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Индивидуальная накопленная эффективная доза определяется для жителей населенных пунктов, по которым имеются данные Росгидромета о поверхностной активности цезия-137 в почве. Цель индивидуализации накопленных доз - дозиметрическое обоснование адресной направленности мер защиты населения, проживающего на радиоактивно загрязненных территориях России.

(Введен дополнительно. Изм. № 2)

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 молельных 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/м² (10 Ки/км²) до 4000 кБк/м² (100 Ки/км²). 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 Cs-137 на почве в НП, приведенную к дате окончания радиоактивных выпадений;

- относительный (по отношению к Cs-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 Cs-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 - 2001 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

2.3. Расчет средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения

2.3.1. Для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения период 1986 - 2001 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.

Уравнение для мощности эффективной дозы  в течение первого года после аварии у представителей i-той группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа имеет вид:

где  - мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут;

k_E - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к эффективной дозе у взрослого человека, равный 0,75 мкЗв/мкГр;

k_C - коэффициент влияния снежного покрова на величину эффективной дозы равный 0,8 для периода с 1-го ноября до 31 марта и 1 для остального времени года, отн. ед.;

R_i,k(t) - фактор, отражающий общий эффект уменьшения дозы внешнего облучения в антропогенной среде у i-той группы населения, проживающей в домах k-го типа.

В табл. 2.2. приведены сезонные значения факторов R_i,k для первого года после аварии.

Таблица 2.2

Значения факторов R_i,k (отн. ед.) для НП различного типа в первый год после аварии

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:

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_s от тонкого источника, расположенного на границе раздела воздух-почва:

где p₁ = 0,4; p₂ = 0,42; T₁ = 550 дней; T₂ = 18250 дней;

 - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/м²;

 - средняя плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом в НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/м²

d^l_s - удельная мощность поглощенной дозы в воздухе гамма-излучения l-го радионуклида для геометрии плоского тонкого изотропного источника, расположенного на границе раздела воздух-почва, (нГр/ч)/(кБк/м²) (см. табл. 2.1);

λ_l - постоянная радиоактивного распада l-го радионуклида, сут^-1;

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 радиоактивной цепочки (¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs, ¹⁰³Ru, ¹³¹I, ¹³³I, ¹⁴¹Ce, ¹²⁵Sb).

Для пар нуклидов ¹³⁷Cs + ^137mBa; ¹⁰⁶Ru + ¹⁰⁶Rh; ¹³²Te + ¹³²I; ¹⁴⁴Ce + ¹⁴⁴Pr, у которых к началу радиоактивных выпадений наступило равновесие между материнским и дочерним нуклидами, суммирование проводится по материнским нуклидам, а значение d^l_s, определяется следующим образом:

где q_а - отношение активностей дочернего и материнского радионуклидов в состоянии равновесия:

где λ_d и λ_m - постоянные распада дочернего и материнского нуклидов соответственно;

b - коэффициент ветвления радиоактивной цепочки.

Для пар нуклидов ¹⁴⁰Ва + ¹⁴⁰La; ⁹⁵Zr + ⁹⁵Nb, у которых к началу радиоактивных выпадений равновесие между материнским и дочерним нуклидами не наступило, величину d^l_s, для материнских нуклидов Ва-140 и Zr-95 представим как функцию времени:

где q_a = 1,15 для пары ¹⁴⁰Ва + ¹⁴⁰La; q_a = 2,22 для пары ⁹⁵Zr + ⁹⁵Nb.

2.3.4. При расчете дозы за второй (1 ≤ t ≤ 9,7 лет после аварии) и третий (9,7 < t ≤ 14,7 лет после аварии) интервалы времени 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.

Уравнение для расчета мощности эффективной дозы  представителей i-той группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа, в этот период времени имеет вид:

где  - мощность поглощенной дозы в воздухе над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут;

k_E = 0,75 мкЗв/мкГр, см. примечание к (2.1);

k_C - коэффициент влияния снежного покрова на величину среднегодовой эффективной дозы, равный 0,9, отн. ед.;

R_i,k(t) - среднегодовой фактор уменьшения дозы для i-той группы населения, проживающей в домах k-го типа, отн. ед.

(Измененная редакция. Изм. № 1)

2.3.5. Для второго интервала времени зависимость среднегодового значения фактора R_i,k(t) от времени аппроксимируется выражением:

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)

Для третьего интервала времени (9,7 < t ≤ 14,7 лет после аварии) среднегодовые значения факторов R_i,k следует считать постоянными и равными значениям, приведенным в таблице 2.3а.

Таблица 2.3а

Среднегодовые значения факторов R_i,k, отн. ед.

Примечания: первое число дано для одноэтажных деревянных домов, второе - для одноэтажных кирпичных, третье - дли многоэтажных.

Начиная с 2002 г., среднегодовые значения факторов R_i,k следует считать постоянными. Их численные значения приведены в табл. 2.3а МУ 2.6.1.1114-02.

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

2.3.6. Для расчета D(t) используется соотношение:

где  - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в НП на дату окончания радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, согласно табл. 1.1), кБк/м²;

 = 22,3 (мкГр/сут) / (кБк/м²) - мощность дозы в воздухе от плоского тонкого источника цезия-137, расположенного на границе раздела воздух-почва;

 = 60 (мкГр/сут)/(кБк/м²) - мощность дозы в воздухе 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-той группы взрослого населения, проживающей в домах k-того типа в течение первого года после аварии проводится по формуле:

где  - определяется выражением (2.2) с учетом (2.3), (2.4) и (2.6);

t₀ - время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до начала радиоактивных выпадений, (см. приложение 1), сут;

t₁ - время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до окончания радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, см. приложение 1), сут.

Средние значения сезонных факторов , ,  приведены в табл. 2.2 для периодов времени: с апреля 1986 г. до 1.11.86; с 1.11.86 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 промежутках времени, равные: r^I = 0,78; r^II = 0,70; r^III = 0,67.

2.3.8. Накопленная эффективная доза внешнего облучения у представителей i-той группы взрослого населения, проживающей в домах k-го типа, за второй интервал времени (1 - 9,7 лет) рассчитывается по формуле:

 

где:  определяется выражением (2.9). Значения R_ik (t) для второго промежутка времени (1 < t ≤ 9,7 лет после аварии) определяются выражением (2.8), а значения R_i,k для третьего промежутка времени (9,7 < t ≤ 14,7 лет после аварии) приведены в таблице 2.3а.

Начиная с 2002 г.,  рассчитывают по формуле:

где t₁ и t₂ (лет, прошедших после аварии) - начало и конец интервала, за который оценивается доза, а D(t) определяется выражением:

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

2.3.9. Влияние на накоплению 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:

Расчет накопленной дозы внешнего облучения за третий интервал времени (9,7 < t ≤ 14,7 лет после аварии) производится по формуле (2.12а):

Расчет накопленной дозы внешнего облучения, начиная с 2002 г., производят по формуле (2.12б):

где t₁ и t₂ (лет, прошедших после аварии) - начало и конец интервала, за который оценивается доза.

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

2.3.10. Средняя накопленная эффективная доза внешнего облучения жителей НП рассчитывается путем усреднения значений  для четырех-шести групп населения.

Усреднение величин  проводится по следующим признакам:

- 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:

где α_k,i - доля взрослого населения i-той группы в НП, проживающая в k-том типе жилого здания, а  рассчитывается 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 % - группе 2, в кирпичных одноэтажных домах; 40 % - к группе 2, в многоэтажных домах.

В таблицах 2.4, 2.5 и 2.6 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

Таблица 2.5

Значения факторов R (отн.ед.) для типовой структуры населения в промежуток времени от 1 до 9,7 лет после аварии

Таблица 2.6

Значения факторов R (отн.ед) для типовой структуры населения в промежуток времени от 9,7 лет до 14,7 лет после аварии

Начиная с 2002 г., значения антропогенных факторов уменьшения дозы следует считать постоянными и равными значениям, приведенным в табл. 2.6 МУ 2.6.1.1114-02.

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

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 долгоживущими радионуклидами ^134,137Cs и ⁹⁰Sr, 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 E_int оценивается по поступлению смеси l-х радионуклидов с пищей в период времени от t₁ до t₂ по формуле:

где dk_l - дозовый коэффициент для пищевого поступления l-го нуклида в организм взрослого, мЗв/Бк, - см. верхнюю строку табл. 3.1;

I_l(t) - суточное поступление l-го нуклида в организм с пищей, Бк/сут.

Таблица 3.1

Дозовые коэффициенты внутреннего облучения взрослых жителей радионуклидами цезия и стронция (МКРЗ-56, 67)

(Измененная редакция. Изм. № 1)

3.1.3. Суточное поступление нуклидов в организм складывается из поступления с различными продуктами - компонентами рациона:

где C_lp(t) - удельная активность (концентрация) l-го нуклида в p-м пищевом продукте, Бк/кг (л),

V_p - суточное потребление p-го пищевого продукта, кг (л)/сут.

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_l, Бк, l-го нуклида в теле:

где kd_l - коэффициент перехода от удельного содержания l-го нуклида в теле Q_l/M к мощности дозы, (мЗв∙кг)/(Бк∙сут), - см. 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 низким уровнем радиоактивного загрязнения (1 - 5 Ки/км^{2 137}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_lp(t) от плотности загрязнения почвы l-тым радионуклидом σ_l, Бк/м², к удельной активности l-го нуклида в р-м пищевом продукте C_lp, Бк/кг (л):

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 σ_l и метеоусловиями выпадений. При 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_lр(0) зависит от метеоусловий выпадений (интенсивности осадков) и в конечном счете от плотности загрязнения почвы этим нуклидом σ_l, также тесно связанной с интенсивностью осадков. Как правило, значения КП_lр(0) возрастают в области малых σ_l, характерных для данного региона и обусловленных сухими 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 C_ml, выпасаемых на загрязненной местности, аппроксимируется функцией:

где КП_lM(0) - начальный (при t = 0) коэффициент перехода l-го нуклида в молоко коровы после поверхностного загрязнения почвы и растительности, м²/кг(л).

T₁ = 2 сут - период, близкий к периоду полувыведения цезия и стронция с молоком коровы;

T₂ = 15 сут - период, близкий к периоду очистки пастбищной 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.

Средние значения КП цезия-137 и стронция-90 в молоко и картофель в 1996 - 2001 г.г. приведены в таблице 3.2а.

Таблица 3.2

Средние значения коэффициентов перехода (КП) ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr из почвы в молоко и картофель в 1987 и 1993 - 1995 гг., 10^-3 м²/кг

Начиная с 2002 г., при проведении расчетов следует использовать градацию почв по группам: торфяно-болотные, песчаные и супесчаные, легко- и среднесуглинистые, тяжелосуглинистые и глинистые. При отсутствии данных анализов проб грибов, их недостоверности или недостаточном количестве (см. табл. 3.4а настоящего дополнения) допускается выполнять оценки доз с использованием численных значений КП для этих природных продуктов.

Таблица 3.2а

Коэффициенты перехода ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr из почвы в молоко КП_м и картофель КП_к в 1996 - 2001 гг. в зависимости от типа почв на сельскохозяйственных угодьях, 10^-3 м²/л (кг)

В табл. 3.2б и 3.2в приведены средние значения КП ¹³⁷Cs в молоко и различные группы (виды) грибов на период 2012 - 2020 гг.

Таблица 3.2б

Коэффициенты перехода ¹³⁷Cs из почв разных групп в молоко, 10^-3 м²/кг (на период 2012 - 2020 гг.)

Таблица 3.2в

Коэффициенты перехода ¹³⁷Cs из почв разных групп в грибы лесные, 10^-3 м²/кг (на период 2012 - 2020 гг.)

Если почвенный покров на территории хозяйства или в лесных массивах сформирован различными группами почв, то в дозовых расчетах используют средневзвешенное по площадям, занимаемым этими почвами, численное значение коэффициента перехода - КП_i среднее. Величину КП_i среднее, определяют отдельно для каждого продукта по формуле:

где r_in - отношение площади почв n-й группы к суммарной площади земель, используемых для производства или сбора i-го пищевого продукта;

КП_in - коэффициент перехода ¹³⁷Cs из почвы n-й группы в i-й пищевой продукт (молоко, грибы разных видов), 10^-3, м²/кг.

Если "грибная корзина" в населенном пункте или регионе состоит из нескольких видов грибов, то в дозовых расчетах используют средневзвешенное по уровням потребления разных видов грибов численное значение коэффициента перехода ¹³⁷Cs из почвы в грибы КП_гр среднее, которое определяют по формуле:

r_k - весовая доля грибов k-го вида в полной "грибной корзине”, потребляемой населением, отн. ед.;

 - средневзвешенный по группам почв коэффициент перехода ¹³⁷Cs из почвы в грибы k-го вида, 10^-3 м²/кг; определяется по формуле (3.5а)".

В последней строке таблицы 3.2в приведены численные значения КП_гр среднее для "среднего гриба" - средневзвешенные величины КП по уровням потребления разных групп (видов) грибов населением средней полосы Европейской части России. При отсутствии более детальной информации о "грибной корзине" в конкретном НП или регионе для выполнения оценок дозы допускается использовать приведенные в табл. 3.2в численные значения КП_гр среднее для "среднего гриба".

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2, № 3)

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 трех пищевых компонентов -молока, картофеля и грибов дикорастущих, табл. 3.3. Поступление с молоком, указанное в табл. 3.3, эквивалентно поступлению радионуклидов со всеми животными продуктами местного сельскохозяйственного производства, с картофелем - поступлению со всеми растительными продуктами, а с грибами - поступлению со всеми продуктами природного происхождения. Согласно данным опроса населения Брянской области, потребление животных и растительных пищевых продуктов различно в населенных пунктах разных типов. Эквивалент потребления продуктов, содержащих радионуклиды стронция, - существенно 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_м, растительных V_к и природных V_гр пищевых продуктов взрослыми жителями средней полосы России, кг/год на период 1986 - 1995 гг.

Начиная с 2012 г., для выполнения расчетов дозы поступление ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr со всеми пищевыми продуктами в организм жителей можно с приемлемой точностью заменить поступлением ¹³⁷Cs с молоком и грибами дикорастущими в количествах, указанных в табл. 3.3а. При этом поступление ¹³⁷Cs с молоком, указанное в табл. 3.3а, эквивалентно (по формируемой дозе) поступлению ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr со всеми продуктами местного сельскохозяйственного производства, а с грибами - поступлению со всеми продуктами природного происхождения.

Таблица 3.3а

Эквивалент годового потребления сельскохозяйственных V_м и природных V_гр
пищевых продуктов взрослыми жителями средней полосы России
на период 2012 - 2020 гг., кг/год

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2, № 3)

3.2. Требования к исходным данным

3.2.1. В качестве исходной информации для расчета средней накопленной в 1986 - 2001 гг. эффективной дозы внутреннего облучения жителей НП необходимо использовать:

- данные Росгидромета о средней плотности ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr на почве в 1986 г. σ₁₃₇ и σ₉₀, соответственно, в НП;

- среднее удельное содержание радионуклидов цезия в организме жителей, полученное путем их измерений на СИЧ, либо измерений содержания ^{134, 137}Cs в пробах мочи жителей в разные периоды в 1986 - 2001 гг.;

- концентрацию ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в молоке местного производства в период от 05.05.86 до 15.06.86;

- среднегодовые концентрации ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в молоке и удельную активность в картофеле местного производства по годам в 1986 - 2001 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 жителей НП в данный период , Бк/кг, вычисляют как среднее арифметическое отношение активности цезия-137 в теле Q₁₃₇, Бк, 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 содержание цезия-137 в теле жителей. Для оценки содержания ¹³⁷Cs 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 β-активность) следует умножить на коэффициенты 0,67 и 0,33 - для определения активности в пробах ¹³⁷Cs и ¹³⁴Cs, 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 β-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.

Начиная с 2002 г., для выполнения расчетов дозы по поступлению радионуклидов с пищевыми продуктами следует использовать данные радиационного мониторинга по молоку и грибам лесным. Минимальное количество пригодных для использования архивных данных по содержанию ¹³⁷Cs в этих пищевых продуктах или данных индивидуальных измерений жителей на СИЧ, достаточное для выполнения последующих оценок дозы, приведено в табл. 3.4а. При этом для оценки дозы за некоторый j-й год допускается использовать весь массив имеющихся данных анализов проб или результатов измерений населения на СИЧ не только по этому году, но и за предшествующие 2 (для данных по молоку или результатов СИЧ-измерений) или 4 (для данных по грибам) года.

(Измененная редакция. Изм. № 2)

3.2.5. При отсутствии данных об удельной активности ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr 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).

Таблица 3.4

Минимальное число проб или СИЧ-измерений, необходимое для расчета дозы

Таблица 3.4а

Минимальное количество архивных данных о содержании ¹³⁷Cs в пищевых продуктах или результатов измерений жителей на СИЧ, достаточное для оценки средней годовой эффективной дозы внутреннего облучения (начиная с 2002 г.)

(Измененная редакция. Изм. № 2)

3.3. Расчет накопленной дозы по данным измерений на СИЧ

При наличии данных о среднем удельном содержании -  цезия-137 в организме жителей НП в разные моменты времени t_n после аварии (n = 1, 2, 3, 4, 5...), накопленная за 1986 - 2001 гг. доза внутреннего облучения E_int рассчитывается как сумма дозы, обусловленной поверхностным загрязнением растительности Е_s, и дозы, обусловленной переходом радионуклидов в растения через корневые системы E_r (см. п. 1.8), следующим образом:

3.3.1. Если первое измерение содержания радионуклидов цезия в организме жителей НП Q^l проведено в момент t_l не позднее 200 суток после Чернобыльской аварии (июнь - ноябрь 1986 г.), то оно служит основой для восстановления поступления радионуклидов и расчета дозы внутреннего облучения E_int за предшествующий период по общей формуле (3.1). Форма функции поступления I₁₃₇(t) задается как сумма поступления ¹³⁷Cs 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:

где КП_137М(0) - начальный коэффициент перехода ¹³⁷Cs в молоко выпасаемой коровы при поверхностном загрязнении почвы и растительности, м²/ кг(л) - см. п. 3.1.9;

σ₁₃₇(0) - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в 1986 г., Бк/м²;

V_м - средний "молочный эквивалент" суточного потребления животных продуктов взрослыми жителями - см. табл. 3.3;

F₁₃₇(0,t) - коэффициент уменьшения поступления радионуклидов 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.;

T₁ и T₂ - определены в п. 3.1.9;

КП_137M(1987) - коэффициент перехода радионуклидов цезия из почвы данного НП в молоко коровы летом 1987 г., согласно результатам местных измерений или по табл. 3.2, м²/кг.

t₁₉₈₇ = 395 сут (1 июня 1987 г.) - дата определения КП_137M (1987);

Т₃ = 440 сут (1,2 года) - средний период уменьшения КП радионуклидов цезия в 1987 - 1991 гг.

Неизвестный параметр КП_137М(0)∙F₁₃₇(0,t₁) в (3.6) определяется численным решением уравнения:

где R(t) = 0,9∙exp(-ln2∙t/90), отн. ед., - функция удержания цезия-137 в организме взрослых лиц обоего пола.

Для однозначного решения уравнения (3.7) отношение констант КП_137M(1987)/КП_137M(0) в формуле (3.6) устанавливается независимо: КП_137M(1987) оценивается согласно пояснению к формуле (3.6), а КП_137M(0) - согласно п. 3.4.1.

После подстановки КП_137M(0)∙F_137M(0,t₁) в (3.6) доза от начала загрязнения до t₁, обусловленная поступлением цезия-137 в организм, вычисляется по (3.1).

Функция поступления ¹³⁷Cs в организм за тот же период определяется из (3.6) с учетом соотношения ¹³⁴Cs и ¹³⁷Cs в выпадениях в данном регионе согласно табл. 1.2 приложения 1:

750 сут - период полураспада ¹³⁴Cs, а 10950 сут - период полураспада ¹³⁷Cs.

Соответственно, доза внутреннего облучения цезием-134 за период от 0 до t₁ также вычисляется по формуле (3.1).

__________

* Использование последней экспоненты с периодом Т₂ в формуле (3.6) для расчета по (3.6) и (3.7) необязательно.

3.3.2. Дозу внутреннего облучения жителей на длительном этапе за счет преимущественного корневого загрязнения растительности вычисляют с использованием данных серии СИЧ-измерений, если интервал между двумя последовательными измерениями не превышает 1 - 2 года. Дозу облучения радионуклидами цезия за период (t_m, t_q) рассчитывают по упрощенной формуле (3.3) методом трапеций:

где n - порядковый номер СИЧ-измерения содержания радионуклидов цезия в организме жителей;

m, q - начальный и конечный порядковые номера СИЧ-измерений в данном населенном пункте;

 - среднее значение отношения активности l-го радионуклида (¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs) в теле жителей Q_l, Бк, к массе тела М, кг, по данным n-го измерения;

kd_l - дозовый коэффициент, определенный в п. 3.1.4, и приведенный в табл. 3.1 для ¹³⁷Cs и ¹³⁴Cs соответственно, (мЗв∙кг) / (Бк∙сут);

t_n - время с момента аварии до момента n-го СИЧ-измерения, сут;

(t_n+1 - t_n) - интервал времени между двумя последовательными СИЧ-измерениями, сут.

Содержание ¹³⁴Cs в организме Q₁₃₄ в момент t_n рассчитывают с учетом его радиоактивного распада по данным о содержании ¹³⁷Cs:

В табл. 3.5 приведены численные значения среднего соотношения K = Q₁₃₄/Q₁₃₇ - в разные годы после аварии на ЧАЭС, рассчитанные по формуле (3.10) при начальном отношении  = 0,54.

Таблица 3.5

Среднее отношение K содержания цезия-134 и цезия-137 в организме человека в разные годы после аварии

3.3.3. Эффективную дозу облучения жителей стронцием-90 в отдаленный период можно оценить, используя данные регулярных СИЧ-измерений содержания ¹³⁷Cs в их организме. Формула для расчета дозы по поступлению стронция-90 за время между СИЧ-измерениями в моменты t_m, t_q имеет следующий вид:

где dk₉₀ - до новый коэффициент для ⁹⁰Sr, мЗв/Бк, - см. табл. 3.1.

Поступление ⁹⁰Sr за длительный период (t_m, t_q) вычисляется из соображений равенства поступления и выведения из организма цезия-137 с учетом соотношения ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в рационе питания населения в разные периоды:

где P(t) - отношение содержания ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в рационе питания населения, отн. ед.

3.4. Расчет накопленной дозы по поступлению радионуклидов с пищевыми продуктами

3.4.1. При отсутствии или недостаточности данных СИЧ-измерений оценку накопленной дозы следует проводить по поступлению радионуклидов с пищевыми продуктами местного производства. "Поверхностный" компонент дозы E_S вычисляют по поступлению четырех нуклидов ⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs по формуле:

где V_M - средний "молочный эквивалент" суточного потребления животных продуктов взрослыми жителями - см. табл. 3.3;

F_l(0,60) - коэффициент уменьшения поступления l-го радионуклида с пищей в организм взрослых жителей в мае - июне 1986 г. вследствие кулинарной обработки, защитных мероприятий, самоограничений в питании и др., отн. ед.;

C_lM(t) - концентрация l-го радионуклида в молоке в момент времени t, сут, после радиоактивных выпадений, Бк/л. C_lM(t) определяется формулой (3.5).

Значения F_l(t₁, t₂) устанавливаются для разных регионов и периодов времени (t₁, t₂) после Чернобыльской аварии по данным опроса населения, измерения фактического поступления или содержания радионуклидов в организме жителей, а также специальных исследований.

Значения КП_lМ(0) для использования в расчетах по формулам (3.5) и (3.13) вычисляют по результатам мониторинга содержания радионуклидов в молоке с учетом требований п. 3.2.3:

где C_lM(t_n) - концентрация l-го радионуклида в пробе молока, отобранной в момент времени t_n, Бк/л.

При выполнении расчетов следует использовать усредненные значения КП_lM(0), полученные по результатам анализов всей имеющейся совокупности проб, отобранных в ранний период после аварии.

3.4.2. В отдаленный период после радиоактивного загрязнения территории радионуклиды цезия и стронций-90 поступают в организм жителей преимущественно с пищевыми продуктами местного производства, загрязненными за счет корневого пути поступления. Стронций-89 в этих расчетах не учитывают из-за радиоактивного распада.

Доза внутреннего облучения, обусловленная корневым поступлением l-х долгоживущих радионуклидов в 1986 - 95 гг. (¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs, ⁹⁰Sr), представляет сумму по радионуклидам l и годам j:

где j - текущий календарный год;

Y_l(j) - среднее поступление l-го радионуклида в организм человека за j-ый календарный год вследствие корневого загрязнения растительности, Бк/год. В 1986 г. началом корневого поступления считают 1 июля и полагают для радионуклидов цезия Y_134,137(1986) = 0,9Y_134,137(1987), а для стронция-90 Y₉₀(1986) = 0,6Y₉₀(1987);

dk_l - дозовый коэффициент для l-го радионуклида, мЗв/Бк, - см. табл. 3.1.

Среднее, годовое поступление l-го радионуклида в организм взрослых жителей конкретного НП с пищей рассчитывается по формуле:

где F_l(j) - коэффициент уменьшения суточного поступления l-го радионуклида с пищей в организм взрослых жителей в течение j-го календарного года, отн. ед., - см. п. 3.4.1;

C_lM(j) и C_lk(j) - средняя удельная активность l-го радионуклида в течение j-го календарного года в молоке и картофеле соответственно, Бк/кг;

V_M и V_k - эквивалент годового потребления животных и растительных пищевых продуктов взрослыми сельскими жителями, кг/год, согласно табл. 3.3.

Начиная с 2012 г., средняя годовая эффективная доза оценивается по величине среднего годового поступления цезия-137 с молоком и грибами. При этом для оценки величины Y_Cs-137(j) используют формулу:

где C_Cs-137м(j) и C_Cs-137гр(j) - средняя удельная активность ¹³⁷Cs в молоке и грибах лесных j-м году соответственно, Бк/кг;

V_м и V_гр - эквивалент (по формируемой дозе внутреннего облучения) годового потребления сельскохозяйственных и природных пищевых продуктов соответственно, кг/год (табл. 3.3а);

0,5 - коэффициент снижения содержания ¹³⁷Cs в готовых к употреблению грибах по сравнению с собранными, вследствие их кулинарной обработки, отн. ед.

(Измененная редакция. Изм. № 2, № 3)

3.4.3. При отсутствии или недостаточности данных о C_lM и C_lk за какой-либо из календарных годов допускается экстраполировать соответствующие данные по ближайшим годам, используя для ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr следующие формулы:

 

T₃ - эффективный период полуочищения рациона питания в первые 5 (для ¹³⁷Cs) или 10 (для ⁹⁰Sr) лет после аварии (T₃ = 1,2 года для ¹³⁷Cs, T₃ - 5 лет для ⁹⁰Sr), лет.

Допускается оценивать годовое поступление ⁹⁰Sr по данным о поступлении ¹³⁷Cs, умножая их на среднее соотношение этих радионуклидов в рационе питания населения конкретного региона.

Годовое поступление цезия-134 оценивается по поступлению цезия-137:

При отсутствии данных об удельной активности Cs-137 и Sr-90 в молоке и картофеле или их недостаточности в соответствии с табл. 3.3, для их расчетной оценки используют сведения о типах почв, доминирующих на территории хозяйства (или НП) и величинах коэффициентов перехода радионуклидов в 1987 - 1995 гг., характерных для этих типов почв - см. табл. 3.2.

3.4.4. При вычислении E_int, за первый год после аварии на ЧАЭС следует использовать приведенные в настоящем разделе формулы и таблицы, ограничивая в расчетах временной интервал датой 30.04.87 (1 год со времени радиоактивных выпадений в России).

4. Требования к расчету суммарной средней накопленной эффективной дозы

4.1. Суммарная средняя накопленная с 1986 года эффективная доза у жителей НП, обусловленная их облучением радиоактивными продуктами Чернобыльской аварии вычисляется как сумма трех основных компонентов:

- СНЭД внешнего гамма-излучения от всех выпавших радионуклидов E_ext (см. настоящие МУ);

- СНЭД внутреннего облучения радионуклидами цезия (¹³⁴Cs, ¹³⁷Cs) и стронция (⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr) E_int (см. настоящие МУ);

- вклада в эффективную дозу E_th дозы внутреннего облучения щитовидной железы D_th, мГр, от инкорпорированных изотопов йода:

(Измененная редакция. Изм. № 1, № 2)

4.2. Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе D_th от инкорпорированных радионуклидов йода (преимущественно, ¹³¹I) в эффективную дозу у отдельных возрастных групп жителей определяется умножением средней D_th в каждой группе на взвешивающий тканевой множитель, равный 0,05. Вклад дозы в щитовидной железе в СНЭД у жителей данного НП E_th вычисляется взвешиванием средней дозы в трех основных возрастных группах по их численности: дети дошкольного возраста (до 7 лет), дети и подростки школьного возраста (7- 17 лет) и взрослые:

где w_0-7, w_7-17, w_>17 - доля жителей данного НП в возрасте 0 - 7 лет, 7 - 17 лет и более 17 лет в момент Чернобыльской аварии (26.04.86) соответственно.

4.3. Для получения значений СНЭД за период 1986 - 2001 гг. следует к значениям СНЭД за период времени с 1986 по 1995 год, рассчитанным согласно МУ 2.6.1.579-96 и опубликованным в специальном выпуске "Радиация и риск", 1999 г., добавить значения накопленных доз за период 1996 - 2001 гг., рассчитанных с учетом настоящего дополнения.

(Введен дополнительно. Изм. № 1)

4.3а. Для оценки средней накопленной эффективной дозы за период с 1986 по 2002 гг. и последующие годы следует к ее численным значениям за период с 1986 по 2001 гг., рассчитанным согласно МУ 2.6.1.579-96 и МУ 2.6.1.1114-02 (дополнение 1 к МУ 2.6.1.579-96), добавить численные значения накопленных доз за последующие периоды, рассчитанные с учетом настоящего дополнения.

(Введен дополнительно. Изм. № 2)

5. Оценка индивидуализированных накопленных эффективных доз облучения жителей, проживавших и проживающих на территориях Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС (для целей социальной защиты населения)

(Раздел 5 введен дополнительно. Изм. № 2)

5.1. Индивидуализация накопленной эффективной дозы облучения для конкретного человека осуществляется путем учета наиболее значимых и, в то же время, наиболее устойчивых факторов (далее - индивидуально значимых факторов ИЗФ), учитывающих индивидуальные особенности формирования дозы. К таковым относятся: возраст человека, сроки и продолжительность пребывания в населенных пунктах зон радиоактивного загрязнения, смена условий труда (профессии), тип жилого здания проживания. Перечисленные параметры, как правило, должны быть документально подтверждены. Учет всех перемещений жителей ограничивается минимальными интервалами, которые существенно не влияют на результаты расчетов (см. п.п. 5.5 - 5.7).

5.2. Под индивидуализированной накопленной эффективной дозой (ИНЭД) в период действия некоторого набора ИЗФ, относящегося к конкретному человеку в рассматриваемый период, следует понимать среднюю по населенному пункту накопленную за этот период эффективную дозу у жителей соответствующей группы (по возрасту, профессии, условиям проживания). Это означает, что индивидууму, проживавшему в определенный период в некотором НП, приписываются средние по данному НП накопленные за этот период дозы для соответствующей группы населения, рассчитанные в соответствии с МУ 2.6.1.579-96, дополнением 1 к ним и настоящим дополнением.

5.3. По данным дозиметрического контроля облучения населения в зоне Чернобыльской аварии, средняя годовая эффективная доза (без учета дозы облучения щитовидной железы радиоизотопами йода) у детей разных возрастных групп не превышала среднюю дозу у взрослых жителей того же НП. Поэтому для расчета индивидуализированной накопленной эффективной дозы (без учета дозы облучения щитовидной железы радиоизотопами йода) для жителей НП разного возраста, следует использовать рассчитанные для данного НП значения средней накопленной эффективной дозы облучения, соответствующие взрослому человеку.

5.4. Доза облучения щитовидной железы, обусловленная поступлением в организм радиоизотопов йода, у детей, как правило, выше, чем у взрослых жителей. Вклад дозы облучения щитовидной железы в накопленную эффективную дозу учитывают согласно пункту 4.2 МУ 2.6.1.579-96.

5.5. При расчете ИНЭД внешнего облучения за период с момента аварии по октябрь 1986 г. следует учитывать только те изменения в ИЗФ, которые превысили по длительности 15 суток. В период с ноября 1986 г. по апрель 1987 г. следует учитывать изменения в ИЗФ, превышающие по длительности 30 суток. Начиная с мая 1987 г., учитываются изменения в ИЗФ, превышающие по длительности 3 месяца. При этом дозу за часть календарного года, начиная с мая 1987 г., рассчитывают как соответствующую времени проживания долю от средней годовой эффективной дозы (СГЭД) внешнего облучения.

5.6. При расчете ИНЭД внутреннего облучения (без учета дозы облучения щитовидной железы) за период с момента аварии по август 1986 г. соответствующие этому периоду дозовые оценки выполняют только в том случае, если житель находился на территории, подвергшейся радиоактивному загрязнению, не менее 10 суток в течение мая 1986 г. При этом, если в мае 1986 г. место жительства изменялось, то расчеты ведут в предположении, что житель находился только в одном, но наиболее радиоактивно загрязненном НП. В последующие периоды при расчете дозы следует учитывать только те изменения в ИЗФ, которые превысили по длительности 3 месяца. При этом дозу за часть календарного года рассчитывают как соответствующую времени проживания долю от СГЭД внутреннего облучения за этот же календарный год.

5.7. Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе в ИНЭД следует учитывать только в том случае, если житель постоянно или временно находился на радиоактивно загрязненной территории до 20 мая 1986 г. При этом, если в этот период место проживания изменялось, то расчет выполняется суммированием поглощенных доз, накопленных в каждом НП за время пребывания в нем.

Под индивидуализированной поглощенной дозой в щитовидной железе человека, проживавшего в некоторый период мая 1986 г. в радиоактивно загрязненном НП, следует понимать среднюю поглощенную за этот же период дозу в щитовидной железе жителей данного НП для соответствующей возрастной (на момент аварии) группы. Расчеты выполняют в соответствии с методическими указаниями МУ 2.6.1.1000-00 "Реконструкция дозы излучения радиоизотопов йода в щитовидной железе жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году", с учетом календарных дат начала и конца пребывания индивидуума в данном НП. При этом полученные по МУ 2.6.1.1000-00 результаты оценки средней дозы для соответствующей возрастной группы необходимо умножить на поправочный коэффициент K_инд, учитывающий сроки пребывания индивидуума на загрязненной территории.

Поправочный коэффициент K_инд определяют с использованием табл. 5.1 следующим образом.

Выбирают столбец, соответствующий дате начала выпаса молочного скота в данном НП (см. прилож. 2А в МУ 2.6.1.1000-00). В этом столбце находят коэффициенты, соответствующие дате накануне приезда индивидуума в НП и дате отъезда из него. Их арифметическая разность и является поправочным коэффициентом K_инд.

Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе от инкорпорированных радиоизотопов йода (преимущественно, ¹³¹I) в эффективную дозу облучения жителя определяется умножением средней поглощенной дозы в соответствующей возрастной (на момент аварии) группе на взвешивающий тканевой множитель, равный 0,05 (см. п. 4.2 МУ 2.6.1.579-96).

Пример использования табл. 5.1 для выполнения расчета индивидуализированной дозы облучения щитовидной железы

Исходные данные для расчета

Ребенок 6 лет (на момент аварии) проживал в г. Новозыбкове Брянской области с момента аварии до 10 мая 1986 г.; 10 мая переехал к бабушке в село Спиридонова Буда Злынковского района Брянской области, где оставался до 20 июня 1986 г.; выпас скота в Новозыбковском районе начался, в среднем, 28 апреля, а в селе Спиридонова Буда - 4 мая.

Расчет

1. В справочнике "Средние дозы облучения щитовидной железы жителей разного возраста, проживавших в 1986 г. в населенных пунктах Брянской, Тульской, Орловской и Калужской областей, загрязненных радионуклидами вследствие аварии на Чернобыльской АЭС" находим для г. Новозыбкова возрастную группу 3 - 7 лет. Для этой группы в справочнике приведена средняя поглощенная доза в щитовидной железе - 210 мГр.

В табл. 5.1 находим ячейку на пересечении столбца "28 апр. и ранее" (дата начала выпаса скота) со строкой "10 мая". Число, находящееся в этой ячейке, и есть поправочный коэффициент для данного НП: K_инд = 0,80. Таким образом, доза, полученная ребенком за время пребывания в г. Новозыбкове, составляет: 210 × 0,80 = 168 мГр.

2. В селе Спиридонова Буда средняя доза для возрастной группы 3 - 7 лет равна 120 мГр (см. тот же справочник).

В табл. 5.1 находим ячейки на пересечении столбца "4 мая" (дата начала выпаса скота) со строками "9 мая" (накануне приезда) и "После 30 мая". Арифметическая разность чисел, находящихся в этих ячейках, и есть поправочный коэффициент для данного НП: K_инд = 1,0 - 0,54 = 0,46.

Таким образом, доза, полученная ребенком в селе Спиридонова Буда, равна: 120 × 0,46 = 55 мГр.

3. Суммарная поглощенная доза облучения щитовидной железы равна: 168 + 55 = 223 мГр. Вклад в эффективную дозу составляет: 223 × 0,05 = 11 мЗв.

Таблица 5.1

Доля накопленной дозы излучения радиоизотопов йода в щитовидной железе местных жителей в течение первого месяца после аварии для разных дат начала выпаса молочного скота в населенном пункте

(Измененная редакция. Изм. № 2)

Перечень используемых сокращений и терминов

АЭС - атомная электростанция;

НП - населенный пункт;

СНЭД - средняя накопленная эффективная доза;

ИНЭД - индивидуализированная накопленная эффективная доза;

ИЗФ - индивидуально значимые факторы;

РНКРЗ - Российская научная комиссия по радиационной защите.

Приложение 1

Данные для реконструкции даты и изотопного состава радиоактивных выпадений в административных районах десяти областей Российской Федерации

Таблица 1.1

Характеристики динамики радиоактивного загрязнения и удаленности населенных пунктов РФ с плотностью загрязнения почвы ¹³⁷Cs больше 1 Ки/км² от Чернобыльской АЭС

Таблица 1.2

Рекомендуемые (при отсутствии данных γ-спектрометрии проб почвы) значения отношения плотности загрязнения почвы каким-либо долгоживущим радионуклидом^*(1) к плотности загрязнения ¹³⁷Cs. Отношения приведены к 20 мая 1986 г.