МУ 2.6.1.024-95. 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

(утв. Госкомсанэпиднадзором России 28.03.1995)

(ред. от 09.01.2003)

Утверждаю Первый заместитель Председателя Государственного комитета санитарно-эпидемиологического надзора — Заместитель Главного государственного санитарного врача Российской Федерации С. В. Семенов 28 марта 1995 года

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

Дата введения с момента утверждения

Предисловие

1. Методические указания разработаны:

Уральским научно-практическим Центром радиационной медицины Минздравмедпрома РФ.

Опытной научно-исследовательской станцией ПО «Маяк».

Филиалом-1 Института Биофизики Минздравмедпрома РФ.

НИИ радиационной гигиены ГКСЭН РФ.

Госкомсанэпиднадзором РФ.

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.

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 Dt, и средняя эффективная доза <**> E у групп жителей населенного пункта, различающихся по факторам внешнего и внутреннего облучения: возрасту, профессии, рациону питания и др. Группирование жителей по факторам, определяющим накопленную дозу, зависит от условий облучения и представлено в разделах 2 и 3.

<**> Понятие эффективной дозы и соответствующие взвешивающие факторы определены в Публикации 60 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ, 1990 г.).

1.4. Согласно настоящим Указаниям определяется накопленная за период радиационного воздействия средняя поглощенная доза Dt в органе и ткани t группы жителей населенного пункта как сумма дозы внешнего бета- и гамма-излучения D_{ext}^{t} и дозы внутреннего облучения D_{int}^{t} :

D^{t} = D_{ext}^{t} + D_{int}^{t} (1.1)

Доза внешнего излучения складывается из средней дозы бета-излучения D_{\beta}^{t} и гамма-излучения D_{\gamma}^{t} в органе или ткани t:

D_{ext}^{t} = D_{\beta}^{t} + D_{\gamma}^{t} (1.2)

Доза внутреннего облучения рассматривается как коммитментная доза, обусловленная поступлением в течение рассматриваемого периода радионуклидов с вдыхаемым воздухом D_{inh}^{t} и с пищей D_{ing}^{t} :

D_{int}^{t} = D_{inh}^{t} + D_{ing}^{t} (1.3)

1.5. Накопленная средняя эффективная доза E у группы жителей населенного пункта определяется аналогично уравнениям (1.1) - (1.3) как сумма эффективной дозы внешнего Eext и внутреннего Eint облучения, причем доза внешнего излучения складывается из дозы \text{бета} - (E_{\beta}) и \text{гамма} - (E_{\gamma}) излучения, и доза внутреннего облучения — из ингаляционной Einh и пищевой Eing компонент.

1.6. При подготовке настоящих Указаний использованы материалы и положения отечественных и международных документов по радиационной защите:

• Норм радиационной безопасности НРБ-76/87;
• Методических указаний ГКСЭН РФ МУ-2.7.7.001-93 от 12.03.93 г. и МУ 2.6.1.016-93 от 27.12.93 г.;
• Публикаций МКРЗ № 30, 43, 51, 56, 60;
• опыт дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения жителей бассейна р. Течи, зоны ВУРС и Чернобыльской аварии.

1.7. В качестве исходной информации для реконструкции накопленной дозы у жителей необходимо использовать радиационные характеристики окружающей среды в течение рассматриваемого периода: среднюю поверхностную активность долгоживущих радионуклидов Cs-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 Fi получены непосредственно из данных измерений Sr-90 в организме и зубах 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 T жителей i-го НП определяется как сумма годовых доз:

E_{ext}^{i}(T) = \sum_{J} E_{ext}^{i}(T,J) (2.1)

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);

T — год рождения рассматриваемой возрастной когорты (T = 1910,..., 1959).

Годовая эффективная доза E_{ext}^{i}(T,J) у возрастной когорты года рождения T жителей i-го НП, обусловленная гамма-излучением в году J, определяется соотношением:

E_{ext}^{i}(T,J) = f \cdot C^{E} \cdot K_{C} \cdot 8760 \cdot \sum_{j} F_{j}(J - T) \cdot P_{\gamma j}^{i}(J),\text{мЗв}, (2.2)

где KC — 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;

CE — коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы, принятый равным 0.7 мЗв/мГр;

8760 — количество часов в году;

Fj(J — T) — доля времени, в течение которого лица возраста (J — T) находятся в j-той точке внутри НП или в его ареале, час./год (таблица 2.2);

P_{\gamma j}^{i}(J) — 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 Fj(J — T) для различных возрастных (J — T) групп населения и типовых мест пребывания (j)

2.2.5. При отсутствии данных инструментальных измерений мощностей дозы гамма-излучения на территории НП принимали следующее отношение мощности экспозиционной дозы к ее значению в пойме:

1 : 0,05 : 0,025 (урез воды): (приусадебные участки): (помещения)

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 T в календарном году J в i-м НП определяется по формуле:

I_{i}^{r}(T,J) = \alpha(T,J) \cdot F_{i} \cdot I_{0}^{r}(J),\text{Бк}, (2.3)

где: I_{0}^{r}(J) — среднее годовое поступление радионуклида r взрослым жителям реперного НП в J-ом календарном году;

Fi — коэффициент пересчета поступления для i-го НП по отношению к реперному НП (с. Муслюмово) — см. табл. 2.1;

\alpha(T,J) — коэффициент пересчета поступления возрастной когорте жителей реперного НП года рождения T в календарном году J по отношению к поступлению для взрослого населения.

Значения \alpha(T,J) и Fi 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 \alpha(T,J)

Таблица 2.4

Дозовые коэффициента (мГр/Бк, мЗв/Бк) для поступления Sr-89, Sr-90, Cs-137 в организм жителей разного возраста пищевым путем

2.3.6. Расчет накопленной эффективной дозы внутреннего облучения Eint производится для трех основных дозообразующих радионуклидов: цезия-137, стронция-90 и стронция-89. На долю этих трех радионуклидов приходится более 95% эффективной дозы внутреннего облучения. Ввиду различия в метаболизме, вклады цезия и стронция в Eint рассчитываются по отдельности:

Eint = ECs + ESr (2.4)

2.3.6 Цезий-137

Накопленная эффективная доза от поступления Cs-137 рассчитывается по модели из Публикации 56 МКРЗ для возрастной когорты T жителей i-го НП за весь период как сумма ожидаемых доз от поступления каждого года, которое рассматривается как однократное:

E_{Cs}^{i}(T) = \sum_{J} E_{Cs,i}(T,J) (2.5)

Здесь ECs,i(T, J) — эффективная доза у возрастной когорты T жителей i-го НП за счет поступления Cs-137 в календарном году J, которая рассчитывается по формуле:

E_{Cs,i}(T,J) = ek^{137}(J - T) \cdot I_{i}^{137}(T,J),\text{мЗв}, (2.6)

где I_{i}^{137}(T,J) — годовое поступление Cs-137 возрастной когорте года рождения T 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 Cs-137 в возрасте (J — T), согласно Публикации 56 МКРЗ - таблица 2.4.

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_{Sr,i}^{t}(T) ограничены этими 4 органами.

Накопленная средняя поглощенная доза в ткани t у возрастной когорты T жителей i-го НП рассчитывается как сумма коммитментных поглощенных доз от каждого года поступления:

D_{Sr,i}^{t}(T) = \sum_{J} D_{Sr,i}^{t}(T,J) (2.7)

Здесь D_{Sr,i}^{t}(T,J) — поглощенная доза в ткани t для возрастной когорты T жителей i-го НП от поступления Sr в календарном году J, которая рассчитывается по формуле:

D_{Sr,i}^{t}(T,J) = dk_{89,90}^{t}(J - T) \cdot I_{i}^{89,90}(T,J),\text{мГр}, (2.8)

где I_{i}^{89,90}(T,J) — годовое поступление Sr-89, 90 возрастной когорте T в календарном году J в i-том НП (см. раздел 2.3.4 настоящей Методики);

dk_{89,90}^{t}(J - T) — дозовый коэффициент (мГр/Бк), равный ожидаемой поглощенной дозе в ткани t при однократном поступлении 1 Бк Sr-89, 90 в организм в возрасте (J — T). Значения dk_{89,90}^{t}(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 T i-го НП рассчитывается по формуле, аналогичной (2.7) и (2.8):

E_{Sr}^{i}(T) = \sum_{J} ek_{89,90}(J - T) \cdot I_{i}^{89,90}(T,J),\text{мЗв}, (2.9)

где ek_{89,90}^{t}(J - T) — дозовый коэффициент (мЗв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении 1 Бк Sr-89, 90 в организм в возрасте J — T. Значения ek_{89,90}^{t}(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 емкости 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 Ku/км2 по 90Sr и 1 тыс. км2 в границах 2 Ku/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 \gamma - \text{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 Ku/км2 по 90Sr. С этой территории было отселено 10700 жителей в течение 10 — 670 суток после аварии. Вследствие этого все 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 Ku/км2 по 90Sr.

3.2 Доза внешнего \beta - и \gamma - \text{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 Eext и поглощенная доза в коже D_{ext}^{k} .

3.2.1 Облучение при прохождении радиоактивного облака.

3.2.1.1. Эффективную дозу внешнего \gamma - \text{излучения} за время прохождения облака E_{\gamma}^{0} пропорциональную начальной плотности загрязнения территории стронцием-90 \sigma_{90} , рассчитывают по формуле:

E_{\gamma}^{0} = \frac{10^{- 3}}{\overline{V_{g}}} \cdot \sum_{r} \sigma_{r0} \cdot k_{\gamma r},\text{мЗв}, (3.1)

где \sigma_{r0} — начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м2; \sigma_{r0} = R_{r} \cdot \sigma_{90} ;

\sigma_{90} — начальная плотность загрязнения территории населенного пункта 90Sr, Бк/м2;

(в ред. МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 09.01.2003)

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

k_{\gamma r} — дозовый коэффициент для условий погружения тела человека в полубесконечное облако выброса r-го радионуклида, (мкЗв·м3)/(Бк·с), - табл. 3.2;

\overline{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.

Таблица 3.2

Численные значения параметров формул (3.1) - (3.3)

3.2.1.2. Поглощенную дозу внешнего гамма-излучения в коже за время прохождения облака D_{r}^{K0} , пропорциональную плотности загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле:

D_{r}^{\text{К}0} = \frac{10^{- 3}}{\overline{V_{g}}} \cdot \sum_{r} \sigma_{r0} \cdot k_{\gamma r}^{\text{К}},\text{мГр}, (3.2)

где k_{\gamma r}^{\text{К}} для кожи также приведены в табл. 3.2.

3.2.1.3. Дозы внешнего \beta - \text{облучения} при прохождении облака рассчитывают только для единственно облучаемой при этом ткани — кожного покрова. При этом применяют формулу (3.2), подставляя в нее k_{\beta r}^{\text{К}} вместо k_{\gamma r}^{\text{К}} , значения которых приведены в табл. 3.2.

3.2.1.4 Для оценки сочетанного внешнего \beta + \gamma - \text{облучения} кожи применяют уравнение (3.3):

D_{\beta + \gamma}^{\text{К}0} = \frac{10^{- 3}}{\overline{V_{g}}} \cdot \sum_{r} \sigma_{r0} \cdot (k_{\beta r}^{\text{К}} + k_{\gamma r}^{\text{К}}),\text{мЗв}. (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 E_{\gamma} у ее жителей определяется соотношением:

E_{\gamma}(J) = K_{\text{ЭЭ}} \cdot \sum_{r} k_{\gamma r}^{\text{П}} \cdot \sigma_{r0} \cdot \int_{1957}^{J} B(\tau) \cdot e^{- \lambda_{r}^{- \tau}} \cdot d\tau,\text{мЗв}, (3.4)

где: KЭЭ — коэффициент эффективного экранирования \gamma - \text{излучения} стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн. ед. - табл. 3.3;

k_{\gamma r}^{\text{П}} — дозовый коэффициент для условий внешнего \gamma - \text{облучения} тела человека при нахождении его на поверхности почвы, содержащей r-й радионуклид (мкЗв·м2)/(Бк·с), - табл. 3.4;

\sigma_{r0} — начальная плотность загрязнения территории r-ым радионуклидом, Бк/м2; по отношению к 90Sr выражается как \sigma_{r0} = R_{r} \cdot \sigma_{90} — см. табл. 3.2;

\lambda_{r} — константа скорости радиоактивного распада r-го радионуклида;

B(t) — функция изменения мощности дозы \gamma - \text{излучения} с поверхности почвы в результате естественных процессов заглубления радиоактивного вещества в почве, отн. ед.

Таблица 3.3

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

Таблица 3.4

Дозовые коэффициенты k_{\gamma r}^{\text{П}} для условий внешнего \gamma - \text{облучения} человека с поверхности загрязненной почвы

3.2.2.2. Среднегодовой коэффициент эффективного экранирования Kээ складывается из факторов экранирования \gamma - \text{излучения} стенами зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени пребывания человека внутри и вне помещений:

KЭЭ = (KЭ·TП + (1 — TП))·KС, отн. ед. (3.5)

где KЭ — коэффициент экранирования \gamma - \text{излучения} внутри помещения, отн. ед.;

Tп — среднегодовая доля времени пребывания в помещении, отн. ед.;

KС — среднегодовой коэффициент снижения мощности дозы в воздухе снежным покровом, равный 0.85.

Для реальных условий жизнедеятельности преимущественно сельского населения на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа KЭ меняется в пределах от 0.05 до 0.3, составляя в среднем около 0.1. Доля времени пребывания человека в помещении Tп 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 B в зависимости от времени после аварии \Theta определяются как

B(\Theta) = 0.63exp( - 1.13\Theta) + 0.37exp( - 0.075\Theta),\text{отн}.\text{ед}., (3.6)

где \Theta — в годах.

Численные значения интеграла в формуле (3.4) для основных радионуклидов приведены в табл. П.1 Приложения.

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:

E_{inh}(T) = \frac{V(1957 - T)}{\overline{V_{g}}} \cdot \sum_{r} ek_{r}^{inh} \cdot \sigma_{r0},\text{мЗв}, (3.7)

где Einh — 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;

\overline{V_{g}} — 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;

\sigma_{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

(в ред. МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ

09.01.2003)

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_{ing}^{t} и эффективной дозы Eing используют уравнения (3.8) и (3.9), учитывающие среднее поступление r радионуклидов в организм когорты жителей года рождения T в течение времени от момента аварии в 1957 г. до года J:

D_{ing}^{t}(T,J) = \sigma_{90} \cdot \sum_{r} \sum_{J} i_{r}(T,J) \cdot dk_{r}^{ing}(J - T),\text{мГр}, (3.8)

E_{ing}(T,J) = \sigma_{90} \cdot \sum_{r} \sum_{J} i_{r}(T,J) \cdot ek_{r}^{ing}(J - T),\text{мЗв}, (3.9)

где dk_{r}^{ing}(J - T) и ek_{r}^{ing}(J - T) — дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой поглощенной в органе или эффективной дозы от разового пищевого поступления радионуклида в возрасте (J — T), мГр/Бк или мЗв/Бк, соответственно. Численные значения дозовых коэффициентов приведены в табл. П.3 Приложения;

(в ред. МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 09.01.2003)

ir(T, J) — среднее годовое поступление r-го радионуклида с пищей в J-том году группе жителей T-го года рождения, нормированное на плотность загрязнения почвы стронцием-90, (Бк·м2)/Бк90Sr;

\sigma_{90} — среднее значение плотности загрязнения стронцием-90 территории НП и его ареала в 1957 году, Бк/м2».

(введено МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 09.01.2003)

<*> Территория НП и его ареала определяется территорией НП и прилегающей к нему территорией радиусом до 5 км.

(сноска введена МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 09.01.2003)

3.3.3.3. Значения ежегодного поступления радионуклидов ir(T, J), используемые в уравнениях (3.8) и (3.9), основаны на экспериментальных данных, полученных в результате систематических исследований пищевых рационов сельского населения региона ВУРС. В зависимости от продолжительности проживания жителей до их отселения объем потребления пищи и поступление радионуклидов с пищей на протяжении периода до окончания отселения изменялись. Годовое поступление у этой группы, отнесенное к плотности загрязнения территории 90Sr, на протяжении первых двух лет было меньшим, чем у неотселенных жителей. Ежегодное годовое поступление 90Sr и других радионуклидов с пищей для групп отселенных и неотселенных жителей разного возраста представлено в табл. П.4 Приложения.

4. Требования к методике реконструкции дозы облучения жителей Челябинской области инкорпорированными трансурановыми 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.:

D_{inh}^{t} = \dot{d}_{Pu}^{t} \cdot 1.18 \cdot K_{i} \cdot \sum_{J_{1}}^{J_{2}} V(J) \cdot (1994 - J),\text{мГр}, (4.1)

а эффективная доза за тот же период:

E_{inh} = ë_{Pu} \cdot 1.18 \cdot K_{i} \cdot \sum_{J_{1}}^{J_{2}} V(J) \cdot (1994 - J),\text{мЗв}, (4.2)

где \dot{d}_{Pu}^{t} — годовая поглощенная доза \alpha - \text{излучения} в ткани t, обусловленная равновесным содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мГр/Бк·год, - табл. 4.1;

ë_{Pu} — годовая эффективная доза, обусловленная содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мЗв/Бк·год, - табл. 4.1;

V(J) — годовой прирост содержания плутония в организме в J-й год проживания в г. Челябинск-65, восстановленный по данным посмертных исследований, Бк, - табл. 4.2;

1.18 — множитель, учитывающий облучение америцием-241, отн. ед.;

Ki — отношение равновесного содержания плутония у жителей i-го 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 \alpha - \text{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 \sum_{J_{1}}^{J_{2}} V(J) \cdot (1994 - J) . Значения V(J) берутся из табл. 4.2:

б) Согласно входным данным о пункте проживания в табл. П.5 Приложения выбираем для поселка Новогорный значения Ki = 0.3;

в) Пользуясь данными табл. 4.1 находим, например, для легкого:

\dot{d}_{Pu}^{t} = 2.0 \cdot 10^{- 3}\text{мГр}/\text{Бк} \cdot \text{год}.

По формуле (4.1) вычисляем поглощенную дозу в легких:

D_{inh}^{t} = 2.0 \cdot 10^{- 3} \cdot 1.18 \cdot 0.3 \cdot 139.84 = 0.099\text{мГр}.

Аналогичные вычисления проводим для остальных органов и тканей, приведенных в табл. 4.1;

г) Используя численное значение ë_{Pu} , которое приведено в табл. 4.1, по формуле (4.2) вычисляем эффективную дозу:

Einh = 0.032·₁.18·0.03·139.84 = 1.58 мЗв.

5. Требования к определению накопленной эффективной 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 T жителей i-го НП бассейна р. Течи, обусловленная \beta - , \gamma - \text{излучением} радионуклидов вычисляется по формуле:

E^{i}(T) = E_{ext}^{i}(T) + E_{Cs}^{i}(T) + E_{Sr}^{i}(T),\text{мЗв}, (5.1)

где E_{ext}^{i}(T) — определяется по формуле (2.1);

E_{Cs}^{i}(T) — определяется по формуле (2.5);

E_{Sr}^{i}(T) — определяется по формуле (2.9).

5.1.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная \alpha - \text{излучением} ингалированных трансурановых радионуклидов Pu-238, -239, -240 и Am-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 T жителей i-го НП не территории ВУРС, обусловленная \beta - , \gamma - \text{излучением} радионуклидов, складывается из дозы, полученной в период прохождения радиоактивного облака, и дозы, полученной за период проживания на загрязненной местности:

E^{i}(T) = E_{\gamma}^{0} + E_{\beta}^{0} + E_{\gamma} + E_{inh}(T) + E_{ing}(T),\text{мЗв}, (5.2)

где E_{\gamma}^{0} , E_{\gamma} , Einh(T) и Eing(T) вычисляются по формулам (3.1), (3.4), (3.7) и (3.9), соответственно.

5.2.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная \alpha - \text{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.) \int_{0}^{\Theta} B(\tau) \cdot exp(- \lambda_{i} \cdot \tau)d\tau в формуле (3.4) Методики

Таблица П.2

ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ek_{r}^{ing} , МЗВ/БК, ДЛЯ ИНГАЛЯЦИОННОГО ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ЖИТЕЛЕЙ РАЗНОГО ВОЗРАСТА

(в ред. МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ

09.01.2003)

Таблица П.3

ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ЖИТЕЛЕЙ РАЗНОГО ВОЗРАСТА ПИЩЕВЫМ ПУТЕМ

(в ред. МУ 2.6.1.1182-03, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ

09.01.2003)

Таблица П.4

Годовое поступление радионуклидов в организм жителей с пищей ir после аварии на ПО «Маяк» в 1957 г., нормированное на плотность загрязнения территории 90Sr, 106 (Бк·м2)/Бк90Sr

Продолжение таблицы П.4

Продолжение таблицы П.4

<*> Поступление одинаково для всех возрастов, так как лица проживающие, на территории ВУРС с момента аварии, стали взрослыми. При необходимости оценки поступления стронция-90 детей по отношению к взрослым оно определяется как 0.40 (до 1 года), 0.75 (1 — 2 года), 0.88 (2 — 7 лет), 1 (более 7 лет).

Таблица П.5

Численные значения коэффициента Ki для населенных пунктов Челябинской области