МУ 2.6.1.579-96. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. 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. Методические указания

(утв. Госкомсанэпиднадзором России 12.11.1996)

(ред. от 20.12.2013)

Утверждаю Первый заместитель Председателя Госкомсанэпиднадзора России, Заместитель Главного государственного санитарного врача Российской Федерации С. В. Семенов 12 ноября 1996 года

Дата введения с момента утверждения

2.6.1 ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

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

МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ МУ 2.6.1.579-96

1. Разработаны:

Институт радиационной гигиены МЗ РФ (директор — д.м.н., проф. Рамзаев П.В.): д.б.н. Балонов М.И., к.т.н. Брук Г.Я., с.н.с. Голиков В.Ю., к.б.н. Шутов В.Н.;

Институт Биофизики МЗ РФ (директор — академик РАМН Ильин Л.А.): к.т.н. Савкин М.Н.;

Медицинский радиологический научный центр РАМН (директор — академик РАМН Цыб А.Ф.): к.т.н. Питкевич В.А., к.б.н. Степаненко В.Ф.;

НПО «Тайфун» Росгидромета (директор — Вакуловский С.М.): к.ф.-м.н. Вакуловский С.М.;

Госкомсанэпиднадзор России (и.о. Председателя — Онищенко Г.Г.): начальник отдела Перминова Г.С.

2. Утверждены и введены в действие Первым заместителем Председателя Госкомсанэпиднадзора России — заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации С.В. Семеновым 12 ноября 1996 г.

3. Введены впервые.

1. Область применения

1.1. Настоящие Методические указания (далее по тексту — «Указания») определяют требования к необходимым исходным данным, а также процедуру расчета средней накопленной в 1986 — 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.

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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.

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Начиная с 2002 г. используется следующая градация населенных пунктов:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

• 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);

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

• 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;

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

• 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.

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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.).

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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».

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

1.6. Согласно настоящим «Указаниям» определяется средняя накопленная эффективная доза Е как сумма дозы внешнего облучения гамма-излучением радиоактивных выпадений Еext и дозы внутреннего облучения Еint:

Е = Еext + Еint. (1.1)

1.7. Доза внешнего облучения Еext 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 бета-, гамма-излучения от радиоактивного облака в период его прохождения над населенными пунктами Российской Федерации составила по модельным оценкам менее 5% от дозы за 1-й год после аварии и в данных «Указаниях» не рассматривается. Согласно модельным расчетам также незначителен и поэтому не рассмотрен в «Указаниях» вклад в эффективную дозу внешнего дистанционного и контактного облучения кожных покровов бета-излучением радионуклидов.

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

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Еint = Еs + Еr. (1.2)

В настоящих «Указаниях» не рассматривается вклад в дозу внутреннего облучения ингалированных радионуклидов (кроме I-131 и Cs-134, 137) как в период прохождения радиоактивного облака, так и вследствие ресуспензии радионуклидов, осевших на местности. Вклад ингалированных I-131 и Cs-134, 137 учитывается в неявной форме, поскольку расчет накопленной дозы внутреннего облучения этими радионуклидами в наиболее загрязненной местности обоснован на прямых измерениях их активности соответственно в щитовидной железе и всем теле жителей. Согласно результатам анализа аутопсийных проб тканей жителей Брянской области, вклад в эффективную дозу изотопов плутония не превышает 1%. Согласно модельным расчетам, также незначителен вклад в накопленную за 10 лет эффективную дозу внутреннего облучения другими радионуклидами, кроме указанных выше, которые содержались на поверхности растительных пищевых продуктов на ранней стадии после Чернобыльской аварии.

1.9. В качестве исходной информации для расчета средней накопленной эффективной дозы облучения жителей данного НП необходимо использовать:

(1) — дату и метеорологические условия радиоактивных выпадений в регионе, районе или НП;

(2) — среднюю плотность загрязнения почвы на территории НП и в его ареале цезием-137 и стронцием-90;

(3) — изотопный состав радиоактивных выпадений в регионе;

(4) — среднюю активность радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в местных пищевых сельскохозяйственных продуктах в различные периоды в 1986 — 2001 гг.;

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

(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.;

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

(7) — дату отнесения НП к контролируемой территории Брянской области и дату запрета на потребление молока местного производства в мае — июне 1986 г.;

(8) — дату проведения инженерной дезактивации в НП, отнесенных к контролируемой территории Брянской области.

Официальные данные согласно пп. (1), (2) и (3) предоставляются Роскомгидрометом, пп. (4) и (5) - учреждениями и органами Министерства сельского хозяйства и Минздрава РФ, пп. (6) — учреждениями и органами Минздрава РФ и РАМН, а пп. (7) и (8) - учреждениями и органами Минздрава РФ.

1.10. Данные о времени радиоактивных выпадений в загрязненных районах 10-ти областей Российской Федерации представлены в Приложении 1 к данным «Указаниям» в форме среднего интервала между моментом аварии ЧАЭС (26.04.96, 1 час) и моментами начала и окончания радиоактивного загрязнения района - таблица 1.1.

Данные о плотности загрязнения НП Российской Федерации цезием-137 и стронцием-90 содержатся в сборниках Росгидромета.

В табл. 1.2 - 1.4 Приложения 1 содержатся исходные данные, необходимые для реконструкции изотопного состава выпадений в загрязненных районах 10-ти областей Российской Федерации. Эти данные получены путем натурных измерений Росгидромета и моделирования атмосферного переноса радиоактивного выброса Чернобыльской аварии. Для реконструкции изотопного состава выпадений к моменту их окончания в данном районе следует:

• определить дату окончания выпадений по табл. 1.1;
• определить изотопный состав загрязнения почвы на 20.05.86 по табл. 1.2;
• привести плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом от 20.05.86 к дате окончания выпадений с помощью коэффициентов, представленных в табл. 1.3;
• вычислить активность короткоживущих радионуклидов на дату окончания выпадений с помощью табл. 1.4.

1.11. Средняя накопленная эффективная доза рассчитывается по фактическим материалам радиационного мониторинга в 1986 — 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.

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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:

Величина		Символ	Единицы СИ
Поглощенная доза		D	мкГр, нГр
Эффективная доза		Е	мЗв, мкЗв
Мощность поглощенной дозы		. D	нГр/ч, мкГр/сут.
Мощность эффективной дозы		. Е	мкЗв/сут., мкЗв/год
Поверхностная активность радионуклида в почве		сигма	кБк/кв. м
Мощность поглощенной дозы, нормированная на поверхностную активность нуклида		d	(мкГр x кв. м)/(кБк x год)
Мощность эффективной дозы, нормированная на поверхностную активность нуклида		е	(мкЗв x кв. м)/(кБк x год)
Удельная активность радионуклида в веществе		S	Бк/кг
Концентрация радионуклида в жидкости		С	Бк/куб. м, Бк/л
Активность радионуклида в теле человека		Q	кБк
	Примечание.
	1 Ки/кв. м = 37 кБк/кв. км;
	1 мкР/ч = 8,7 нГр/ч;
	1 бэр = 10 мЗв.

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.

(п. 1.15 введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

2. Требования к расчету средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения

2.1 Методология расчета накопленной дозы

2.1.1. Методической основой реконструкции накопленной эффективной дозы является модель формирования дозы внешнего облучения населения территорий Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Исходными данными для построения модели явились результаты следующих исследований, выполненных на загрязненных территориях:

• гамма-спектрометрические измерения проб почвы, измерения мощностей доз гамма-излучения и моделирование процессов переноса и осаждения радиоактивной примеси в различных регионах Российской Федерации, совместный анализ результатов которых позволил установить время выпадений и изотопный состав выпавших радионуклидов, а также динамику мощности дозы в первые недели после аварии;
• измерения глубинного распределения радионуклидов цезия в пробах почвы, отобранных в течение 1986 — 1994 гг. в Брянской, Тульской, Орловской и Ленинградской областях Российской Федерации, в Беларуси и на Украине на расстояниях более 100 км от ЧАЭС, анализ результатов которого позволил описать динамику мощности дозы в воздухе за период наблюдений, а также построить прогноз на будущее;
• измерения суммарной мощности дозы гамма-излучения в воздухе, а также вклада в нее излучения естественных радионуклидов, что позволило выделить вклад излучения цезия-137 и цезия-134 аварийного происхождения в мощность дозы на типовых участках НП городского и сельского типа, включая жилые и рабочие помещения, и оценить для них значения защитных факторов;
• опрос представителей различных возрастных и профессиональных групп населения о режиме их поведения в разные сезоны года, что позволило установить значения сезонных и среднегодовых факторов уменьшения дозы для разных групп населения и типов НП;
• измерения дозы в антропоморфных фантомах с помощью термолюминесцентных детекторов, позволившие определить коэффициенты перехода от значений поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы у человека.

2.1.2 Накопленная эффективная доза внешнего облучения рассчитывается для ряда групп взрослого населения, различающихся:

условиями труда (индекс i):

• группа 1 — лица, работающие преимущественно вне помещений (механизаторы, полеводы, агрономы, шоферы, плотники, каменщики, пастухи, лесники, доярки, скотники, свинарки, зоотехники, телятницы, фуражиры, неквалифицированные с/х рабочие и т.п.);
• группа 2 — лица, работающие преимущественно внутри помещений (бухгалтеры, продавцы, учителя, экономисты, кассиры, работники общественного питания, библиотекари, медперсонал, воспитатели детсадов, работники отделений связи, промышленные рабочие и т.п.);

типом жилого здания (индекс k):

• тип 1 — одноэтажное деревянное;
• тип 2 — одноэтажное каменное;
• тип 3 — многоэтажное.

Таким образом, средняя накопленная доза внешнего облучения может быть реконструирована у шести групп взрослого населения. В сельских НП многоэтажные здания, как правило, отсутствуют, и число групп ограничивается четырьмя.

2.1.3. Результаты модельных расчетов были верифицированы путем сравнения с данными измерений индивидуальных доз внешнего облучения жителей НП различного типа в Брянской области с плотностью загрязнения почвы цезием-137 от 400 кБк/кв. м (10 Ки/кв. км) до 4000 кБк/кв. м (100 Ки/кв. км). Статистический анализ среднемесячных доз внешнего облучения жителей более 50 НП, оцененных обоими методами, показал, что погрешность расчетной методики с доверительной вероятностью 95% находится в пределах -33% — +50%.

2.2 Требования к исходным данным и параметрам модели

2.2.1. Необходимый для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения жителей конкретного НП набор исходных данных, характеризующих радиационную обстановку после Чернобыльской аварии, должен включать:

• дату начала и окончания радиоактивных выпадений в НП (районе);
• среднюю поверхностную активность 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.

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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 ds

№ п/п	Радионуклид	Период полураспада	ds, (нГр/ч)/(кБк/кв. м) <*>
1	137Cs + 137mBa	30 лет	2,55 <**>
2	134Cs	2,06 г.	6,85
3	103Ru	39,4 дня	2,21
4	106Ru + 106Rh	368 дней	0,94 <**>
5	131I	8,04 дня	1,74
6	133I	20,8 часа	2,72
7	132Te + 132I	3,28 дня	11,5 <**>
8	140Ba	12,7 дня	0,93
9	140La	40,3 часа	9,27
10	95Zr	64 дня	3,23
11	95Nb	35,2 дня	3,35
12	136Cs	13,1 дня	9,08
13	144Ce + 144Pr	284 дня	0,24 <**>
14	125Sb	2,77 г.	2,15
--------------------------- <*> По данным ICRU-53.
<**> Для условий радиоактивного равновесия (см. ниже формулу 2.4).

2.3 Расчет средней накопленной эффективной дозы

внешнего облучения

2.3.1. Для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения период 1986 — 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:

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

• 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 \dot{E}_{i,k}^{ext}(t) в течение первого года после аварии у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа, имеет вид:

\dot{E}_{i,k}^{ext}(t) = \dot{D}(t) \cdot k_{E} \cdot k_{C} \cdot R_{i,k}(t),\text{мкЗв}/\text{сут}.,(2.1)

где:

\dot{D}(t) — мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут.;

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

kС — 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.;

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

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

Таблица 2.2

ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ Ri,k (ОТН. ЕД.) ДЛЯ НП РАЗЛИЧНОГО ТИПА В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ АВАРИИ

Группа населения (i)	Село, поселок, деревня			ПГТ			Город
	Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 — 1987 г.	Апрель 1987 г.	Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 — 1987 г.	Апрель 1987 г.	Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 — 1987 г.	Апрель 1987 г.
1	0,45	0,33	0,39	0,43	0,28	0,32	0,36	0,21	0,28
	0,42	0,29	0,36	0,40	0,25	0,30	0,34	0,20	0,27
				0,36	0,19	0,25	0,31	0,16	0,24
2	0,40	0,25	0,34	0,30	0,19	0,23	0,25	0,14	0,20
	0,37	0,20	0,31	0,28	0,16	0,22	0,23	0,12	0,19
				0,23	0,10	0,17	0,20	0,08	0,16
Примечание. Первое число соответствует одноэтажным деревянным домам (тип 1), второе — одноэтажным кирпичным (тип 2), третье — многоэтажным (тип 3).

2.3.2. Для расчета мощности поглощенной дозы в воздухе над целинной почвой в течение 1-го года после аварии на Чернобыльской АЭС используют следующее соотношение:

\dot{D}(t) = 0,024 \cdot r(t) \cdot \sigma_{0}^{137} \cdot \sum_{l} (\frac{\sigma_{0}^{l}}{\sigma_{0}^{137}}) \cdot d_{s}^{l} \cdot exp(- \lambda_{l} \cdot t),\text{мкГр}/\text{сут}.,(2.2)

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 ds, от тонкого источника, расположенного на границе раздела воздух — почва:

r(t) = p_{1} \cdot exp(- \frac{0,693}{T_{1}} \cdot t) + p_{2} \cdot exp(- \frac{0,693}{T_{2}} \cdot t),\text{отн}.\text{ед}.,(2.3)

где:

р1 = 0,4; р2 = 0,42; Т1 = 550 дней; Т2 = 18250 дней;

\sigma_{0}^{137} — средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м;

\sigma_{0}^{l} — средняя плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом в НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м;

d_{s}^{l} — 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/кв. м) (см. табл. 2.1);

\lambda_{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_{s}^{l} определяется следующим образом:

d_{s}^{l} = (d_{s}^{m} + q_{a} \cdot d_{s}^{d}),(2.4)

где qa — отношение активностей дочернего и материнского радионуклидов в состоянии равновесия:

q_{a} = \frac{b \cdot \lambda_{d}}{\lambda_{d} - \lambda_{m}} ,(2.5)

где \lambda_{d} и \lambda_{m} — постоянные распада дочернего и материнского нуклидов соответственно;

b — коэффициент ветвления радиоактивной цепочки.

Для пар нуклидов 140Ba + 140La; 95Zr + 95Nb, у которых к началу радиоактивных выпадений равновесие между материнским и дочерним нуклидами не наступило, величину d_{s}^{l} для материнских нуклидов Ba-140 и Zr-95 представим как функцию времени:

d_{s}^{l} = d_{s}^{m} + q_{a} \cdot d_{s}^{d} \cdot (1 - exp(\lambda_{m} - \lambda_{d}) \cdot t),(2.6)

где qa = 1,15 для пары 140Ba + 140La; qa = 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:

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

• 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 \dot{E}_{i,k}^{ext}(t) у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа, в этот период времени имеет вид:

\dot{E}_{i,k}^{ext}(t) = \dot{D}(t) \cdot k_{E} \cdot k_{C} \cdot R_{i,k}(t),\text{мкЗв}/\text{сут}.,(2.7)

где:

\dot{D}(t) — мощность поглощенной дозы в воздухе над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут.;

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

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

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

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

R_{i,k}(t) = a \cdot exp( - b \cdot t) + c,\text{отн}.\text{ед}.,(2.8)

где:

t — время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений, лет;

a, b, c — параметры, зависящие от типа НП, типа жилого здания и профессии человека (таблица 2.3).

Таблица 2.3

ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ a, b, c В ФОРМУЛЕ (2.8)

Тип НП	Группа 1			Группа 2
	a, отн. ед.	b, сут.-1	c, отн. ед.	a, отн. ед.	b, сут.-1	c, отн. ед.
Село, деревня	0,10/0,09	1,2 x 10-3	0,30/0,27	0,11/0,10	1,2 x 10-3	0,22/0,20
Город	0,16/0,15/ 0,12	1,4 x 10-3	0,17/0,16/ 0,14	0,09/0,09/ 0,06	1,4 x 10-3	0,13/0,12/ 0,11
Примечание. Первое число дано для одноэтажных деревянных домов, второе — для одноэтажных кирпичных, третье — для многоэтажных. Фактор Ri,k(t) для ПГТ в 1,2 раза больше, чем для города.

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

(абзац введен Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Таблица 2.3а

СРЕДНЕГОДОВЫЕ ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ Ri,k, ОТН. ЕД.

(введено Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Тип НП	Группа 1	Группа 2
Село	0,30/0,27/0,24	0,22/0,20/0,18
ПГТ	0,20/0,19/0,17	0,16/0,14/0,13
Город	0,17/0,16/0,14	0,13/0,12/0,11

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

(примечание введено Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Начиная с 2002 г. среднегодовые значения факторов Ri,k следует считать постоянными. Их численные значения приведены в табл. 2.3а МУ 2.6.1.1114-02 (Дополнение 1 к МУ 2.6.1.579-96).

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

2.3.6 Для расчета \dot{D}(t) используется соотношение:

\dot{D}(t) = \sigma_{0}^{137} \cdot r(t) \cdot [d_{s}^{137} \cdot exp(- 0,023 \cdot t) + d_{s}^{134} \cdot \frac{\sigma_{0}^{134}}{\sigma_{0}^{137}} \cdot exp(- 0,336 \cdot t)],\text{мкГр}/\text{сут}.,(2.9)

где:

\sigma_{0}^{137} — средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в НП на дату окончания радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, согласно табл. 1.1), кБк/кв. м;

d_{s}^{137} = 22,3 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) — мощность дозы в воздухе от плоского тонкого источника цезия-137, расположенного на границе раздела воздух — почва;

d_{s}^{134} = 60 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) — мощность дозы в воздухе от от плоского тонкого источника цезия-134, расположенного на границе раздела воздух — почва;

r(t) приведена в пояснениях к формуле (2.3), а t выражено в сутках.

2.3.7. Расчет накопленной эффективной дозы внешнего облучения у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающей в домах k-го типа, E_{i,k}^{ext} в течение первого года после аварии проводится по формуле:

где:

\dot{D}(t) — 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 R_{i,k}^{I} , R_{i,k}^{II} , R_{i,k}^{III} приведены в табл. 2.2 для периодов времени: с апреля 1986 г. до 01.11.86; с 01.11.86 по 31.03.87 и до конца первого года после аварии соответственно. Процедуру интегрирования можно упростить, используя средние значения функции r(t) на трех указанных промежутках времени, равные: rI = 0,78; rII = 0,70; rIII = 0,67.

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

где \dot{D}(t) определяется выражением (2.7), а Ri,k(t) — выражением (2.8).

\text{Е}_{i,k}^{ext} = k_{E} \cdot k_{C} \cdot R_{i,k}^{1} \int_{9,7 \cdot 1}^{4,7 \cdot 1} \dot{D}(t) \cdot dt,\text{мкЗв},(2.11\text{а})

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

(абзац введен Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Начиная с 2002 г. E_{i,k}^{ext} рассчитывают по формуле:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\text{Е}_{i,k}^{ext} = k_{E} \cdot k_{C} \cdot R_{i,k} \int_{t_{1}}^{t_{2}} \dot{D}(t) \cdot dt,\text{мкЗв},(2.11\text{б})

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\dot{D}(t) = \sigma_{0}^{137} \cdot r(t) \cdot d_{s}^{137} \cdot exp( - 0,023 \cdot t).(2.11\text{в})

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

2.3.9. Влияние на накопленную дозу внешнего облучения населения контролируемой территории Брянской области инженерной дезактивации учитывается на основании следующих положений:

• эффективная дезактивация проводилась в ряде НП по списку летом 1989 г.;
• датой окончания дезактивационных работ считается 01.09.89;
• коэффициент снижения дозы внешнего облучения за последующий период равен 0,8 для всего взрослого населения дезактивированных НП.

С использованием этих данных расчет накопленной дозы внешнего облучения за второй интервал времени (1 — 9,7 лет) производится следующим образом:

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

E_{i,k}^{ext} = 0,8 \cdot k_{E} \cdot k_{C} \cdot R_{i,k}[^{1} \int_{9,7 \cdot 1}^{4,7 \cdot 1} \dot{D}(t) \cdot dt],\text{мкЗв}.(2.12\text{а})

(абзац введен Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\text{Е}_{i,k}^{ext} = 0,8k_{E}·k_{C} \cdot R_{i,k}[\int_{t_{1}}^{t_{2}} \dot{D}(t) \cdot dt],\text{мкЗв},(2.12\text{б})

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

2.3.10. Средняя накопленная эффективная доза внешнего облучения жителей НП рассчитывается путем усреднения значений E_{i,k}^{ext} для четырех — шести групп населения.

Усреднение величин E_{i,k}^{ext} 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:

E^{ext} = \sum_{i,k} \alpha_{k,i} \cdot E_{i,k}^{ext},(2.13)

где \alpha_{k,i} — доля взрослого населения i-ой группы в НП, проживающая в k-ом типе жилого здания, а E_{i,k}^{ext} 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% — к 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.

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Таблица 2.4

ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ ТИПОВОЙ СТРУКТУРЫ НАСЕЛЕНИЯ В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ АВАРИИ

Село, поселок, деревня			ПГТ			Город
Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 - 1987 г.	Апрель 1987 г.	Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 - 1987 г.	Апрель 1987 г.	Апрель — октябрь 1986 г.	Ноябрь — март 1986 - 1987 г.	Апрель 1987 г.
0,42	0,28	0,36	0,31	0,18	0,24	0,27	0,14	0,21

Таблица 2.5

ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ ТИПОВОЙ СТРУКТУРЫ НАСЕЛЕНИЯ В ПРОМЕЖУТОК ВРЕМЕНИ ОТ 1 ДО 9,7 ЛЕТ ПОСЛЕ АВАРИИ (в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Село, поселок, деревня	ПГТ	Город
0,28	0,18	0,15

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

(введено Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Село	ПГТ	Город
0,26	0,16	0,13

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 (Дополнение 1 к МУ 2.6.1.579-96)

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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 Еint оценивается по поступлению смеси l-х радионуклидов с пищей в период времени от t1 до t2 по формуле:

E_{int}(t_{1},t_{2}) = \sum_{l} dk_{l} \cdot \int_{t_{1}}^{t_{2}} I_{l}(t) \cdot dt,\text{мЗв},(3.1)

где:

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

Il (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)

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Коэффициент, единица измерения	89Sr	90Sr	134Cs	137Cs
dkl, мЗв/Бк	2,6 x 10-6	2,8 x 10-5	1,9 x 10-5	1,3 x 10-5
kdl, (мЗв x кг)/(Бк x сут.)	-	-	9,2 x 10-6	6,3 x 10-6

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

I_{l}(t) = \sum_{p} C_{lp}(t) \cdot V_{p},\text{Бк}/\text{сут}.,(3.2)

где:

Clр (t) — удельная активность (концентрация) l-го нуклида в р-м пищевом продукте, Бк/кг (л);

Vр — суточное потребление р-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 Ql, Бк, l-го нуклида в теле:

E_{int}(t_{1},t_{2}) = \sum_{l} \frac{kd_{l}}{M} \int_{t_{1}}^{t_{2}} Q_{l}(t) \cdot dt,\text{мЗв},(3.3)

где:

kdl — коэффициент перехода от удельного содержания l-го нуклида в теле Ql/М к мощности дозы, (мЗв x кг)/(Бк x 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/кв. км 137Cs) 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 КПlр(t) от плотности загрязнения почвы l-ым радионуклидом \sigma_{l} , Бк/кв. м, к удельной активности l-го нуклида в р-м пищевом продукте Clp, Бк/кг (л):

C_{lp}(t) = \text{КП}_{lp}(t) \cdot \sigma_{l}(t),\text{Бк}/\text{кг }(\text{л}).(3.4)

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 \sigma_{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 КПlр(0) зависит от метеоусловий выпадений (интенсивности осадков) и в конечном счете от плотности загрязнения почвы этим нуклидом \sigma_{l} , также тесно связанной с интенсивностью осадков. Как правило, значения КПlр(0) возрастают в области малых \sigma_{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 ClМ, выпасаемых на загрязненной местности, аппроксимируется функцией:

\text{С}_{lM}(t) = \text{КП}_{lM}(0) \cdot \sigma_{l}(t) \cdot (exp(- ln2 \cdot \frac{t}{T_{2}}) - exp(- ln2 \cdot \frac{t}{T_{1}}),\text{Бк}/\text{л},(3.5)

где:

КПlМ(0) — начальный (при t = 0) коэффициент перехода l-го нуклида в молоко коровы после поверхностного загрязнения почвы и растительности, кв. м/кг (л);

Т1 = 2 сут. — период, близкий к периоду полувыведения цезия и стронция с молоком коровы;

Т2 = 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 гг. приведены в таблице 3.2а.

(абзац введен Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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 КВ. М/КГ

Тип почвы	134Cs, 137Cs				90Sr
	Молоко		Картофель		Молоко		Картофель
	1987	1993 — 1995	1987	1993 — 1995	1987	1993 — 1995	1987	1993 — 1995
Дерново-подзолистые:
- песчаные	7,0	0,2	0,2	0,04	0,3	0,2	0,2	0,15
- супесчаные	3,5	0,1	0,1	0,02	0,25	0,2	0,15	0,1
- легкосуглинистые	2,0	0,05	0,05	0,01	0,2	0,2	0,1	0,07
- среднесуглинистые	1,0	0,04	0,035	0,007	0,15	0,1	0,07	0,05
- тяжелосуглинистые	0,5	0,03	0,025	0,005	0,1	0,07	0,05	0,03
Серые лесные	0,5	0,03	0,025	0,005	0,1	0,07	0,05	0,03
Каштановые и луговые	0,5	0,03	0,025	0,005	0,1	0,07	0,05	0,03
Черноземы	0,1	0,01	0,02	0,004	0,05	0,03	0,03	0,02

Таблица 3.2а

КОЭФФИЦИЕНТЫ ПЕРЕХОДА 137Cs И 90Sr ИЗ ПОЧВЫ В МОЛОКО КПм И КАРТОФЕЛЬ КПк В 1996 — 2001 ГГ. В ЗАВИСИМОСТИ ОТ ТИПА ПОЧВ НА СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННЫХ УГОДЬЯХ, 10-3 КВ. М/Л (КГ)

(введено Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Тип почвы		Молоко		Картофель
	137Cs	90Sr	137Cs	90Sr
Черноземы	0,01	0,03	0,004	0,02
Серые лесные, каштановые, луговые	0,03	0,07	0,005	0,03
Дерново-подзолистые:
- тяжелосуглинистые	0,03	0,07	0,005	0,03
- среднесуглинистые	0,04	0,1	0,007	0,05
- легкосуглинистые	0,05	0,13	0,01	0,07
- супесчаные	0,1	0,15	0,02	0,1
- песчаные	0,2	0,2	0,04	0,15
Дерновые глеевые	0,1	0,15	0,02	0,01
Пойменные дерновые:
- тяжелосуглинистые	0,04	-	-	-
- среднесуглинистые	0,06	-	-	-
- легкосуглинистые	0,08	-	0,02	-
- супесчаные	0,15	-	0,03	-
- песчаные	0,3	-	0,06	-
Торфяные	1,0	0,07	0,06	-

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.

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

Таблица 3.2б

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

Группа почв (тип, подтип почв)	КП
Торфяно-болотные	0,50
Песчаные и супесчаные (дерново-подзолистые, дерново-глеевые, дерновые, светло-серые и серые лесные)	0,17
Легко- и среднесуглинистые (дерново-подзолистые; дерновые; серые и темно-серые лесные; выщелоченные и оподзоленные черноземы)	0,06
Тяжелосуглинистые и глинистые (темно-серые лесные; черноземы: выщелоченные, оподзоленные, типичные, обыкновенные, южные; каштановые)	0,02

Таблица 3.2в

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

Группы (виды) грибов по накоплению 137Cs	Группа почв
	торфяно-болотные	песчаные и супесчаные	легко- и среднесуглинистые	тяжелосуглинистые и глинистые
1	2	3	4	5
Сильно накапливающие группы: - болетовые (моховик, польский гриб, козляк, масленок); - млечники (все виды млечников: груздь, горькушка, волнушка, рыжик, зеленка, серушка, скрипица, белянка и др.)	35	26	9	2
Средне накапливающие группы: - болетовые (подберезовик, подосиновик, белый гриб); -лисичка; - сыроежки (все виды); - рядовки	17	13	3	0,9
Слабо накапливающие группы: - опенки (опенок осенний, опенок летний, опенок зимний, опенок луговой); - сморчки и строчки; - шампиньоны (все виды шампиньонов); - гриб-зонтик; - дождевики	3	3	0,9	0,3
«Средний гриб» <*>	17	11	3	0,9
-------------------------------- <*> В последней строке таблицы приведены численные значения КП для «среднего гриба» — средневзвешенные величины КП по уровням потребления разных групп (видов) грибов населением средней полосы Европейской части России

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 — \overline{\text{КП}_{i}} . Величину \overline{\text{КП}_{i}} определяют отдельно для каждого продукта по формуле:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\overline{\text{КП}_{i}} = \sum_{n} r_{in} \cdot \text{КП}_{in},10^{- 3}\text{кв}.\text{м}/\text{кг},(3.5\text{а})

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

где:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

КПin — коэффициент перехода 137Cs из почвы n-й группы в i-й пищевой продукт (молоко, грибы разных видов), 10-3 кв. м/кг.

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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 \overline{\text{КП}_{\text{гр}}} , которое определяют по формуле:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\overline{\text{КП}_{\text{гр}}} = \sum_{k} r_{k} \cdot \overline{\text{КП}_{k}},10^{- 3}\text{кв}.\text{м}/\text{кг},(3.5\text{б})

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

где:

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

rk — весовая доля грибов k-го вида в полной «грибной корзине», потребляемой населением, отн. ед.;

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

\overline{\text{КП}_{k}} — средневзвешенный по группам почв коэффициент перехода 137Cs из почвы в грибы k-го вида, 10-3 кв. м/кг; определяется по формуле (3.5а).

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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 Vм, РАСТИТЕЛЬНЫХ Vк И ПРИРОДНЫХ Vгр ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ ВЗРОСЛЫМИ ЖИТЕЛЯМИ СРЕДНЕЙ ПОЛОСЫ РОССИИ НА ПЕРИОД 1986 — 1995 ГГ., КГ/ГОД

(в ред. Дополнения № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

Нуклид	Продукт	Vм,к, кг/год
		Село	ПГТ	Город
Sr-89, 90	Молоко	250	180	130
	Картофель	250	200	150
Cs-137, 134	Молоко	370	300	220
	Картофель	370	300	220
Cs-137 (с 1996 г.)	Грибы	7	5	4

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.

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

Таблица 3.3а

Эквивалент годового потребления сельскохозяйственных Vм и природных Vгр пищевых продуктов взрослыми жителями средней полосы России на период 2012 — 2020 гг., кг/год

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

Нуклид	Продукт	Тип НП
		I	II	III
Cs-137	Молоко	170	140	110
	Грибы	9	7	5

(п. 3.1.11 в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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:

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

• данные Росгидромета о средней плотности 137Cs и 90Sr на почве в 1986 г. и \sigma_{137} и \sigma_{90} , соответственно, в НП;
• среднее удельное содержание радионуклидов цезия в организме жителей, полученное путем их измерений на СИЧ либо измерений содержания 134,137Cs в пробах мочи жителей в разные периоды в 1986 — 2001 гг.;

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

• 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.;

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

• 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 \frac{Q_{137}(t)}{M} , 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 бета-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 бета-активности для дозиметрических расчетов в отдаленный период непригодны.

В расчетах дозы для городов районного подчинения и ПГТ используют результаты анализов проб молока из торговой сети и картофеля из ЛПХ, а для городов областного подчинения — результаты анализов проб молока и картофеля из торговой сети. При отсутствии таких данных для районных центров используют результаты анализов продукции из ЛПХ, усредненные по всему району.

Минимальное число проб, проанализированных в течение года, или количество измерений жителей на СИЧ, необходимое для расчета дозы у жителей данного НП, приведено в табл. 3.4.

Таблица 3.4

МИНИМАЛЬНОЕ ЧИСЛО ПРОБ ИЛИ СИЧ-ИЗМЕРЕНИЙ, НЕОБХОДИМОЕ ДЛЯ РАСЧЕТА ДОЗЫ

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

Объект контроля	Нуклид	Село	ПГТ	Город
Человек (СИЧ)	137, 134Cs	10	30	100
Молоко	90Sr	2	5	10
	137, 134Cs	5	10	30
Картофель	90Sr	3	3	5
	137, 134Cs	3	5	10
Грибы (с 1996 г.)	137Cs	5	10	30

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.

(абзац введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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.)

(введено Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

Объект	Тип НП
	I	II и III
Человек	30 <*>	300
Молоко	15	45
Грибы	20	60
<*> Для НП с количеством жителей менее 100 человек количество СИЧ-измерений, достаточное для оценки дозы, должно быть не менее 30% от общего числа жителей в этом НП.

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).

3.3 Расчет накопленной дозы по данным измерений на СИЧ

При наличии данных о среднем удельном содержании \frac{\overline{Q_{137}^{n}}}{M} цезия-137 в организме жителей НП в разные моменты времени tn после аварии (n = 1, 2, 3, 4, 5...), накопленная за 1986 — 2001 гг. доза внутреннего облучения Еint рассчитывается как сумма дозы, обусловленной поверхностным загрязнением растительности Еs, и дозы, обусловленной переходом радионуклидов в растения через корневые системы Еr (см. п. 1.8), следующим образом:

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

3.3.1. Если первое измерение содержания радионуклидов цезия в организме жителей НП Q1 проведено в момент tl не позднее 200 суток после Чернобыльской аварии (июнь — ноябрь 1986 г.), то оно служит основой для восстановления поступления радионуклидов и расчета дозы внутреннего облучения Еint 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:

---

<*> Использование последней экспоненты с периодом Т2 в формуле (3.6) для расчета по (3.6) и (3.7) не обязательно.

где:

КП137М(0) — начальный коэффициент перехода 137Cs в молоко выпасаемой коровы при поверхностном загрязнении почвы и растительности, кв. м/кг (л) — см. п. 3.1.9;

\sigma_{137}(0) — средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в 1986 г., Бк/кв. м;

VМ — 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.;

Т1 и Т2 — определены в п. 3.1.9;

КП137М(1987) — коэффициент перехода радионуклидов цезия из почвы данного НП в молоко коровы летом 1987 г., согласно результатам местных измерений или по табл. 3.2, кв. м/кг;

t1987 = 395 сут. (1 июня 1987 г.) — дата определения КП137М(1987);

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

Неизвестный параметр КП137М(0) x F137(0, t1) в (3.6) определяется численным решением уравнения:

\overline{Q_{137}^{1}} = \int_{0}^{t_{1}} I_{137}(\tau) \cdot R(t_{1} - \tau) \cdot d \cdot \tau,\text{Бк},(3.7)

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

Для однозначного решения уравнения (3.7) отношение констант КП137М(1987) / КП137М(0) в формуле (3.6) устанавливается независимо: КП137М(1987) оценивается согласно пояснению к формуле (3.6), а КП137М(0) — согласно п. 3.4.1.

После подстановки КП137М(0) x F137(0, t1) в (3.6) доза от начала загрязнения до t1, обусловленная поступлением цезия-137 в организм, вычисляется по (3.1).

Функция поступления 134Cs 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:

I_{134}(t) = I_{137}(t) \cdot \frac{\sigma_{134}^{0}}{\sigma_{137}^{0}} \cdot exp(- ln2 \cdot t \cdot (\frac{1}{750} - \frac{1}{10950})),\text{Бк}/\text{сут}.,(3.8)

где 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).

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 (tm, tq) рассчитывают по упрощенной формуле (3.3) методом трапеций:

E(t_{m},t_{q}) = \sum_{l} kd_{l} \sum_{n = m}^{q - 1} \frac{(\overline{Q_{l}M})_{n} + (\overline{Q_{l}M})_{n + 1}}{2} \cdot (t_{n + 1} - t_{n}),\text{мЗв},(3.9)

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;

(\overline{Q_{l}M})_{n} — среднее значение отношения активности l-го радионуклида (134Cs, 137Cs) в теле жителей Ql, Бк, к массе тела М, кг, по данным n-го измерения;

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

tn — время с момента аварии до момента n-го СИЧ-измерения, сут.;

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

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

Q_{134}(t_{n}) = \sigma_{134}^{0}\sigma_{137}^{0} \cdot Q_{137}(t_{n}) \cdot exp(- ln2 \cdot t_{n} \cdot (\frac{1}{750} - \frac{1}{10950})) = K \cdot Q_{137}(t_{n}).(3.10)

В табл. 3.5 приведены численные значения среднего соотношения К = Q134 / Q137 в разные годы после аварии на ЧАЭС, рассчитанные по формуле (3.10) при начальном отношении \sigma_{134}^{0}\sigma_{137}^{0} = 0,54 .

Таблица 3.5

СРЕДНЕЕ ОТНОШЕНИЕ К СОДЕРЖАНИЯ ЦЕЗИЯ-134 И ЦЕЗИЯ-137 В ОРГАНИЗМЕ ЧЕЛОВЕКА В РАЗНЫЕ ГОДЫ ПОСЛЕ АВАРИИ

Календарный год	К, отн. ед.
1986	0,50
1987	0,36
1988	0,26
1989	0,18
1990	0,13
1991	0,093
1992	0,066
1993	0,047
1994	0,034

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 tm, tq имеет следующий вид:

E_{90}(t_{m},t_{q}) = dk_{90} \cdot I_{90}(t_{m},t_{q}) \cdot (t_{m} - t_{q}),\text{мЗв},(3.11)

где dk90 — дозовый коэффициент для 90Sr, мЗв/Бк, — см. табл. 3.1.

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

I_{90}(t_{m},t_{q}) = 0,006 \cdot \sum_{n = m}^{p - 1} \frac{(Q_{137}^{n} + Q_{137}^{n + 1}) \cdot (t_{n + 1} - t_{n}) \cdot P(t_{n})}{2} ,\text{Бк},(3.12)

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

3.4 Расчет накопленной дозы по поступлению радионуклида

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 ЕS вычисляют по поступлению четырех нуклидов 89Sr, 90Sr, 134Cs, 137Cs по формуле:

E_{S} = V_{M} \cdot \sum_{l} F_{l}(0,60) \cdot dk_{l} \cdot \int_{0}^{\infty} C_{lM}(t) \cdot dt,(3.13)

где:

VМ — средний «молочный эквивалент» суточного потребления животных продуктов взрослыми жителями — см. табл. 3.3;

Fl(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.;

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

Значения Fl(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 КПlМ(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:

\text{КП}_{lM}(0) = \frac{C_{lM}(t_{n})}{\{\sigma_{l} \cdot [exp(- ln2 \cdot \frac{t_{n}}{T_{2}}) - exp(- ln2 \cdot \frac{t_{n}}{T_{1}})]\}} ,\text{кв}.\text{м}/\text{л},(3.14)

где ClМ(tn) — концентрация l-го радионуклида в пробе молока, отобранной в момент времени tn, Бк/л.

При выполнении расчетов следует использовать усредненные значения КПlМ(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 — 2001 гг. (137Cs, 134Cs, 90Sr), представляет сумму по радионуклидам l и годам j:

(в ред. Дополнения № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

E_{r} = \sum_{l} dk_{l} \cdot \sum_{j} Y_{l}(j),\text{мЗв},(3.15)

где:

j — текущий календарный год;

Yl(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 Y134,137(1986) = 0,9 x Y134,137(1987), а для стронция-90 — Y90(1986) = 0,6 x Y90(1987);

dkl — 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:

Yl(j) = Fl(j) · (VМ · ClМ(j) + VК · ClК(j)), Бк/год, (3.16)

где:

Fl(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;

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

VМ и VК — 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 YCs-137(j) используют формулу:

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

YCs-137(j)=Vм·CCs-137м(j)+Vгр·0,5·CCs-137гр(j), Бк/год, где (3.16а)

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

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

(в ред. Изменений № 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)

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

Ylj = Yl(1987) · exp(-ln2 · (j — 1987) / Т3)

(для 137Cs, j < 1992); (3.18)

Y₁₃₇(1992) = Y137(1993) = Y137(1994) = Y137(1995), (3.19)

где:

Т3 — эффективный период полуочищения рациона питания в первые 5 (для 137Cs) или 10 (для 90Sr) лет после аварии (Т3 = 1,2 года для 137Cs, Т3 = 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:

Y134j = 0,5 · exp[-0,32 · (j — 1987)] · Y137j, Бк/год. (3.20)

При отсутствии данных об удельной активности Cs-137 и Sr-90 в молоке и картофеле или их недостаточности 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 Еint 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:

(в ред. Дополнения № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

• СНЭД внешнего гамма-излучения от всех выпавших радионуклидов Еext (см. настоящие МУ);
• СНЭД внутреннего облучения радионуклидами цезия (134Cs, 137Cs) и стронция (89Sr, 90 Sr) Еint (см. настоящие МУ);
• вклада в эффективную дозу Еth дозы внутреннего облучения щитовидной железы Dth, мГр, от инкорпорированных изотопов йода:

Е = Еext + Еint + Еth, мЗв. (4.1)

4.2. Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе Dth от инкорпорированных радионуклидов йода (преимущественно, 131I) в эффективную дозу у отдельных возрастных групп жителей определяется умножением средней Dth в каждой группе на взвешивающий тканевой множитель, равный 0,05. Вклад дозы в щитовидной железе в СНЭД у жителей данного НП Еth 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:

Еth = 0,05 · (w0-7 · Dth(0 — 7) + w7-17 · Dth(7 — 17) + w>17 · Dth(> 17)), мЗв, (4.2)

где w0-7, w7-17, 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.

(п. 4.3 введен Дополнением № 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)

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.

(п. 4.3а введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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)

(введен Дополнением № 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)

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 Кинд, учитывающий сроки пребывания индивидуума на загрязненной территории.

Поправочный коэффициент Кинд 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 Кинд.

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: Кинд = 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: Кинд = 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

Дата приезда, отъезда	Дата начала выпаса молочного скота
	28 апр. <*> и ранее	29 апр.	30 апр.	1 май	2 май	3 май	4 май	5 май	6 май	7 май	8 май	9 май	10 май	11 май	12 май	13 май	14 май
28 апр.	0,05	0,06	0,07	0,08	0,09	0,10	0,11	0,12	0,13	0,15	0,16	0,17	0,18	0,19	0,20	0,21	0,22
29 апр.	0,09	0,08	0,09	0,10	0,11	0,13	0,14	0,16	0,17	0,19	0,20	0,22	0,24	0,25	0,26	0,27	0,29
30 апр.	0,16	0,11	0,10	0,12	0,14	0,15	0,17	0,19	0,21	0,23	0,24	0,26	0,28	0,30	0,31	0,33	034
1 мая	0,25	0,18	0,14	0,14	0,16	0,17	0,19	0,22	0,24	0,26	0,28	0,30	0,32	0,34	0,36	0,38	0,39
2 мая	0,34	0,27	0,21	0,17	0,17	0,20	0,22	0,24	0,27	0,29	0,31	0,34	0,36	0,38	0,40	0,42	0,44
3 мая	0,42	0,35	0,29	0,24	0,21	0,21	0,24	0,26	0,29	0,32	0,34	0,37	0,39	0,42	0,44	0,46	0,48
4 мая	0,50	0,43	0,37	0,31	0,27	0,24	0,25	0,28	0,31	0,34	0,37	0,39	0,42	0,45	0,47	0,49	0,51
5 мая	0,57	0,51	0,45	0,39	0,34	0,30	0,28	0,30	0,33	0,36	0,39	0,42	0,45	0,47	0,50	0,52	0,54
6 мая	0,63	0,58	0,52	0,47	0,42	0,37	0,34	0,33	0,35	0,38	0,41	0,44	0,47	0,50	0,53	0,55	0,57
7 мая	0,68	0,64	0,59	0,54	0,49	0,45	0,41	0,38	0,37	0,39	0,43	0,46	0,49	0,52	0,55	0,57	0,60
8 мая	0,73	0,69	0,65	0,61	0,56	0,52	0,48	0,44	0,42	0,42	0,44	0,48	0,51	0,54	0,57	0,59	0,62
9 мая	0,77	0,74	0,70	0,66	0,62	0,58	0,54	0,51	0,48	0,46	0,46	0,49	0,53	0,56	0,59	0,61	0,64
10 мая	0,80	0,77	0,74	0,71	0,68	0,64	0,60	0,57	0,54	0,52	0,51	0,51	0,54	0,57	0,60	0,63	0,66
11 мая	0,83	0,81	0,78	0,75	0,72	0,69	0,66	0,63	0,60	0,57	0,56	0,55	0,56	0,59	0,62	0,65	0,68
12 мая	0,86	0,84	0,81	0,79	0,76	0,74	0,71	0,68	0,65	0,63	0,61	0,60	0,59	0,60	0,63	0,66	0,69
13 мая	0,88	0,86	0,84	0,82	0,80	0,77	0,75	0,73	0,70	0,68	0,66	0,64	0,64	0,63	0,65	0,67	0,69
14 мая	0,90	0,88	0,87	0,85	0,83	0,81	0,79	0,77	0,74	0,72	0,71	0,69	0,68	0,67	0,67	0,68	0,74
16 мая	0,93	0,92	0,90	0,89	0,88	0,86	0,85	0,83	0,81	0,80	0,78	0,77	0,75	0,75	0,74	0,74	0,80
18 мая	0,95	0,94	0,93	0,92	0,91	0,90	0,89	0,88	0,87	0,85	0,84	0,83	0,82	0,81	0,80	0,80	0,85
20 мая	0,96	0,96	0,95	0,94	0,94	0,93	0,92	0,91	0,90	0,89	0,88	0,88	0,87	0,86	0,85	0,85	0,89
22 мая	0,97	0,97	0,96	0,96	0,95	0,95	0,94	0,94	0,93	0,92	0,92	0,91	0,91	0,90	0,89	0,89	0,92
24 мая	0,98	0,98	0,97	0,97	0,97	0,96	0,96	0,95	0,95	0,94	0,94	0,94	0,93	0,93	0,93	0,92	0,94
26 мая	0,99	0,98	0,98	0,98	0,98	0,97	0,97	0,97	0,96	0,96	0,96	0,95	0,95	0,94	0,95	0,94	0,96
28 мая	0,99	0,99	0,99	0,99	0,98	0,98	0,98	0,98	0,97	0,97	0,97	0,97	0,96	0,96	0,96	0,95	0,97
30 мая	0,99	0,99	0,99	0,99	0,99	0,99	0,99	0,98	0,98	0,98	0,98	0,98	0,97	0,97	0,97	0,97	0,97
После 30 мая	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0	1,0
<*> Самые ранние радиоактивные выпадения на территории России произошли в Брянской области 28.04.86; доза за дни, предшествующие этой дате, равна нулю

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/КВ. КМ ОТ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

Административный район	t0 — средний интервал времени между моментами аварии <1> и начала загрязнения, сут.	t1 — средний 1 интервал времени между моментами аварии <1> и «максимума» плотности загрязнения, сут. <2>	Среднее расстояние, км	Минимальное расстояние, км	Максимальное расстояние, км
БЕЛГОРОДСКАЯ
Алексеевский	3,8	5,0	618	599	641
Красненский	3,8	5,0	596	586	605
Новооскольский	3,5	4,8	529	529	529
Ровеньский	4,1	5,3	639	631	649
Старооскольский	3,5	4,8	578	571	586
Чернянский	3,8	4,9	566	563	569
БРЯНСКАЯ
Брасовский	3,1	3,9	351	331	363
Выгоничский	3,1	3,9	329	326	331
Гордеевский	2,6	3,6	213	186	231
Дятьковский	3,1	4,3	380	347	391
Злынковский	2,5	3,5	160	146	169
Карачевский	3,2	4,1	386	362	398
Климовский	2,6	3,6	180	149	203
Клинцовский	2,8	3,6	206	187	224
Комаричский	3,3	3,9	342	322	353
Красногорский	2,5	3,6	211	186	231
Мглинский	2,8	3,8	273	273	273
Навлинский	3,1	3,9	342	326	360
Новозыбковский	2,5	3,5	182	165	198
Погарский	2,8	3,8	249	229	269
Рогнединский	3,1	4,0	369	355	380
Севский	3,1	3,9	310	306	315
Стародубский	2,8	3,6	223	202	245
Суземский	3,1	3,9	293	286	302
Суражский	2,8	3,7	230	225	236
Трубчевский	2,8	3,7	275	256	305
Унечский	2,8	3,7	225	225	225
ВОРОНЕЖСКАЯ
Аннинский	3,8	5,0	710	709	711
Верхнехавский	3,8	4,7	680	678	682
Каширский	3,8	5,0	652	650	654
Нижнедевицкий	3,5	4,7	591	591	591
Ольховатский	3,9	5,2	649	640	659
Острогожский	3,8	5,0	616	609	623
Панинский	3,8	5,0	685	670	702
Репьевский	3,8	4,9	600	585	617
Хохольский	3,5	5,0	600	596	605
КАЛУЖСКАЯ
Думиничский	3,6	4,3	435	433	436
Жиздринский	3,3	4,3	403	384	426
Кировский	3,6	4,3	400	397	402
Козельский	3,6	4,4	490	474	506
Куйбышевский	3,6	4,3	390	383	398
Людиновский	3,6	4,3	402	391	478
Мещовский	3,6	4,3	491	486	498
Ульяновский	3,3	4,3	454	430	479
Хвастовичский	3,3	4,2	416	394	433
КУРСКАЯ
Горшеченский	3,5	4,6	557	557	557
Дмитриевский	3,3	4,0	359	350	367
Железногорский	3,3	4,0	380	363	394
Поныровский	3,3	4,3	441	426	447
Фатежский	3,3	4,2	401	392	418
Хомутовский	3,3	4,0	323	323	324
ЛИПЕЦКАЯ
Грязинский	3,5	4,6	674	667	681
Данковский	3,3	4,5	641	617	701
Измалковский	3,3	4,6	588	562	628
Краснинский	3,3	4,5	609	604	618
Лев-Толстовский	3,3	4,6	673	662	682
Становлянский	3,3	4,5	590	574	600
Усманский	3,4	4,6	672	670	673
Чаплыгинский	3,5	4,5	696	685	705
ОРЛОВСКАЯ
Болховский	3,3	4,2	462	443	484
Верховский	3,3	4,2	504	491	516
Глазуновский	3,3	4,2	435	423	445
Дмитровский	3,3	4,0	372	347	398
Залегощенский	3,3	4,3	484	462	496
Знаменский	3,3	4,3	436	420	446
Корсаковский	3,5	4,2	529	515	548
Кромский	3,3	4,2	416	396	430
Малоархангельский	3,3	4,2	454	441	468
Мценский	3,3	4,3	490	470	512
Новодеревеньковский	3,4	4,2	536	522	558
Новосильский	3,5	4,3	511	498	522
Орловский	3,3	4,3	453	436	467
Покровский	3,3	4,3	475	475	475
Свердловский	3,3	4,2	456	414	471
Сосковский	3,3	4,2	404	397	411
Троснянский	3,3	4,1	413	396	427
Урицкий	3,3	4,1	424	410	486
Хотынецкий	3,3	4,2	421	421	422
Шаблыкинский	3,3	4,0	389	372	398
РЯЗАНСКАЯ
Кораблинский	3,5	4,7	739	709	756
Милославский	3,5	4,5	681	658	699
Михайловский	3,5	4,5	670	653	700
Ряжский	3,5	4,6	723	701	738
Скопинский	3,5	4,6	704	667	716
Старожиловский	3,5	4,6	742	732	750
ТАМБОВСКАЯ
Моршанский	3,5	4,6	820	820	820
Петровский	3,5	4,8	696	696	696
Сосновский	3,5	4,7	814	814	814
ТУЛЬСКАЯ
Арсеньевский	3,4	4,4	507	483	533
Белевский	3,4	4,5	485	471	506
Богородицкий	3,5	4,3	610	589	653
Воловский	3,5	4,3	583	569	598
Донской	3,5	4,4	620	576	645
Ефремовский	3,4	4,3	591	570	608
Каменский	3,5	4,3	561	549	571
Кимовский	3,5	4,3	641	628	654
Киреевский	3,5	4,4	595	581	622
Куркинский	3,5	4,4	616	612	619
Новомосковский	3,5	4,3	632	619	654
Одоевский	3,5	4,3	528	510	547
Плавский	3,5	4,3	546	532	559
Тепло-Огаревский	3,5	4,3	567	544	586
Узловский	3,5	4,4	617	580	631
Чернский	3,5	4,2	517	487	547
Щекинский	3,5	4,4	571	546	587
--------------------------- <1> За момент Чернобыльской аварии принято время 1 час 26.04.86.
<2> Точность оценки интервала времени t1 — 0,1 — 0,2 сут.

Таблица 1.2

РЕКОМЕНДУЕМЫЕ (ПРИ ОТСУТСТВИИ ДАННЫХ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИИ ПРОБ ПОЧВЫ) ЗНАЧЕНИЯ ОТНОШЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ КАКИМ-ЛИБО ДОЛГОЖИВУЩИМ РАДИОНУКЛИДОМ <1> К ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ 137Cs. ОТНОШЕНИЯ ПРИВЕДЕНЫ К 20 МАЯ 1986 Г.

Административный район	Радионуклид
	Число НП	140Ba	140La <2>	134Cs	131I <4>	95Zr	95Nb	103Ru	106Ru <7>
БЕЛГОРОДСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	233	0,17	0,20 <2>	0,50	1,41	0,054	0,066 <2>	1,17	0,46
БРЯНСКАЯ ОБЛАСТЬ
Брасовский	37	0,15	0,17 <3>	0,52 <3>	1,32	0,054	0,066 <2>	1,07	0,42 <3>
Выгоничский	2	0,15	0,17 <3>	0,54 <3>	1,31	0,058	0,072 <2>	1,07	0,42 <3>
Гордеевский	88	0,13	0,15	0,55	1,25	0,063	0,077 <5>	1,11	0,45
Дятьковский	39	0,15	0,18 <3>	0,50 <3>	1,34	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41 <3>
Злынковский	62	0,20	0,22	0,54	1,80	0,11	0,14 <5>	1,12	0,48
Карачевский	14	0,15	0,18 <3>	0,50 <3>	1,34	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41 <3>
Климовский	134	0,13	0,14	0,53	1,42	0,094	0,12 <5>	1,11	0,47
Клинцовский	138	0,13	0,15	0,55	1,24	0,071	0,089 <5>	1,11	0,45
Комаричский	21	0,15	0,17 <3>	0,53 <3>	1,32	0,054	0,066 <2>	1,07	0,42 <3>
Красногорский	104	0,13	0,15	0,55	1,25	0,063	0,077 <5>	1,11	0,45
Мглинский	1	0,14	0,16 <3>	0,58 <3>	1,28	0,058	0,072 <2>	1,09	0,43 <3>
Навлинский	17	0,15	0,17 <3>	0,53 <3>	1,32	0,054	0,066 <2>	1,07	0,42 <3>
Новозыбковский	125	0,13	0,15	0,53	1,39	0,089	0,11 <5>	1,11	0,47
Погарский	81	0,13	0,16 <3>	0,57 <3>	1,27	0,058	0,072 <5>	1,10	0,44
Рогнединский	31	0,15	0,18 <3>	0,51 <3>	1,33	0,054	0,066 <2>	1,06	0,42 <3>
Севский	8	0,14	0,17 <3>	0,55 <3>	1,30	0,058	0,072 <2>	1,08	0,43 <3>
Стародубский	135	0,13	0,16	0,56	1,25	0,058	0,072 <5>	1,10	0,44
Суземский	4	0,14	0,17 <3>	0,56 <3>	1,29	0,058	0,072 <2>	1,08	0,43 <3>
Суражский	10	0,13	0,16	0,56	1,26	0,058	0,072 <5>	1,10	0,44
Трубчевский	66	0,14	0,16 <3>	0,58 <3>	1,28	0,058	0,072 <2>	1,09	0,43 <3>
Унечский	1	0,13	0,16	0,56	1,25	0,058	0,072 <5>	1,10	0,44
ВОРОНЕЖСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	271	0,17	0,20 <3>	0,50 <3>	1,41 <3>	0,054	0,066 <3>	1,17 <3>	0,46 <3>
КАЛУЖСКАЯ ОБЛАСТЬ
Думиничский	2	0,16	0,19 <2>	0,50	1,37	0,054	0,066 <2>	1,09	0,42
Жиздринский	89	0,16	0,18 <2>	0,50	1,35	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41
Кировский	6	0,16	0,18 <2>	0,50	1,35	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41
Козельский	15	0,17	0,19 <2>	0,50	1,40	0,054	0,066 <2>	1,13	0,45
Куйбышевский	36	0,16	0,18 <3>	0,50	1,35 <3>	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41 <3>
Людиновский	36	0,16	0,18 <2>	0,50	1,35	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41
Мещовский	6	0,17	0,19 <2>	0,50	1,40	0,054	0,066 <2>	1,13	0,45
Ульяновский	115	0,16	0,19 <2>	0,50	1,38	0,054	0,066 <2>	1,10	0,43
Хвастовичский	53	0,15	0,18 <2>	0,50	1,36	0,054	0,066 <2>	1,07	0,41
КУРСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	201	0,16	0,18 <3>	0,50 <3>	1,35 <3>	0,054	0,066 <3>	1,10 <3>	0,43 <3>
ЛИПЕЦКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	92	0,17	0,20 <3>	0,50 <3>	1,41 <3>	0,054	0,066 <3>	1,17 <3>	0,46 <3>
ОРЛОВСКАЯ ОБЛАСТЬ
Болховский	192	0,17	0,19 <2>	0,50	1,38	0,054	0,066 <2>	1,11	0,43
Верховский	21	0,17	0,20 <2>	0,50	1,41	0,054	0,066 <2>	1,14	0,46
Глазуновский	36	0,16	0,19 <2>	0,50	1,37	0,054	0,066 <2>	1,08	0,42
Дмитровский	94	0,15	0,18 <3>	0,51	1,33 <3>	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41 <3>
Залегощенский	32	0,17	0,19 <2>	0,50	1,40	0,054	0,066 <2>	1,13	0,45
Знаменский	41	0,16	0,19 <2>	0,50	1,37	0,054	0,066 <2>	1,09	0,42
Корсаковский	32	0,17	0,20 <2>	0,50	1,41	0,054	0,066 <2>	1,16	0,46
Кромский	74	0,16	0,18 <2>	0,50	1,36	0,054	0,066 <2>	1,07	0,41
Малоархангельский	30	0,16	0,19 <2>	0,50	1,38	0,054	0,066 <2>	1,10	0,43
Мценский	113	0,17	0,19 <2>	0,50	1,40	0,054	0,066 <2>	1,13	0,45
Новодеревеньковский	8	0,17	0,20 <2>	0,50	1,41	0,054	0,066 <2>	1,17	0,46
Новосильский	27	0,17	0,20 <2>	0,50	1,41	0,054	0,066 <2>	1,15	0,46
Орловский	58	0,16	0,19 <2>	0,50	1,38	0,054	0,066 <2>	1,10	0,43
Покровский	1	0,17	0,19 <2>	0,50	1,39	0,054	0,066 <2>	1,12	0,44
Свердловский	34	0,16	0,19 <2>	0,50	1,38	0,054	0,066 <2>	1,10	0,43
Сосковский	16	0,16	0,18 <2>	0,50	1,35	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41
Троснянский	47	0,16	0,18 <2>	0,50	1,36	0,054	0,066 <2>	1,07	0,41
Урицкий	34	0,16	0,19 <2>	0,50	1,36	0,054	0,066 <2>	1,08	0,41
Хотынецкий	2	0,16	0,18 <2>	0,50	1,36	0,054	0,066 <2>	1,07	0,41
Шаблыкинский	3	0,16	0,18 <3>	0,50	1,34 <3>	0,054	0,066 <2>	1,06	0,41 <3>
РЯЗАНСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	295	0,17	0,20 <3>	0,50 <3>	1,41 <3>	0,054	0,066 <3>	1,17 <3>	0,46 <3>
ТАМБОВСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	7	0,17	0,20 <3>	0,50 <3>	1,41 <3>	0,054	0,066 <3>	1,17 <3>	0,46 <3>
ТУЛЬСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы	1304	0,17	0,20 <3>	0,50 <3>	1,41 <3>	0,054	0,066 <3>	1,14 <3>	0,46 <3>
--------------------------- <1> Отношение плотности загрязнения 125Sb к плотности загрязнения 137Cs можно положить равным 0,06.
<2> При анализе данных гамма-спектрометрии проб почвы не обнаружено статистически значимой корреляции между плотностью загрязнения 140Ba / 140La и 137Cs.
<3> Экстраполированное значение (данных гамма-спектрометрии проб почвы, отобранных на данной территории обнаружить не удалось).
<4> Для расстояний между населенным пунктом и ЧАЭС от 150 до 230 км (часть Брянской области, см. табл. 1.1) коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 131I и 137Cs приблизительно равен 0,8, что означает — 60 — 70% загрязненности 131I статистически связано с загрязненностью 137Cs: для расстояний 400 — 620 км — приблизительно 50%.
<5> Коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 95Zr + 95Nb и 137Cs приблизительно равен 0,5, что означает — только 25% загрязненности 95Zr + 95Nb статистически связано с загрязненностью 137Cs.
<6> Коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 103Ru + 137Cs приблизительно равен 0,9, что означает — 80% загрязненности 103Ru статистически связано с загрязненностью 137Cs.
<7> Для расстояний между населенным пунктом и ЧАЭС от 110 до 450 км (см. табл. 1) коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 106Ru и 137Cs находится в интервале 0,73 — 0,85, что означает — 53 — 72% загрязненности 106Ru и статистически связано с загрязненностью 137Cs: для расстояний 450 — 560 км — приблизительно 40%.

Таблица 1.3

КОЭФФИЦИЕНТЫ ПРИВЕДЕНИЯ ОТНОШЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ РАДИОНУКЛИДОМ К ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ 137Cs, УКАЗАННОГО В ТАБЛ. 1.2, К СРЕДНЕЙ ДАТЕ НАСТУПЛЕНИЯ МАКСИМУМА ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ РАССМАТРИВАЕМОЙ ТЕРРИТОРИИ

Радионуклид

Средняя дата прохождения радиоактивного облака над территорией (год — месяц — календарное число — календарный час)

86042601 0.0

86042612 0.5

86042712 1.5

86042812 2.5

86042912 3.5

86043012 4.5

86050112 5.5

86050212 6.5

86050312 7.5

86050412 8.5

86050512 9.5

86050612 10.5

86050712 11.5

86050712 12.5

86050912 13.5

86051012 14.5

Коэффициенты приведения величины отношения <1> от даты 86052012 к дате, указанной в верхней строке таблицы

131I

.824Е+01

.792Е+01

.726Е+01

.666Е+01

.611Е+01

.561Е+01

.515Е+01

.472Е+01

.433Е+01

.397Е+01

.364Е+01

.334Е+01

.307Е+01

.281Е+01

.258Е+01

.237Е+01

140Ba

.378Е+01

.369Е+01

.350Е+01

.331Е+01

.313Е+01

.297Е+01

.281Е+01

.266Е+01

.252Е+01

.239Е+01

.226Е+01

.214Е+01

.203Е+01

.192Е+01

.182Е+01

.172Е+01

140Lа

.329Е+01

.328Е+01

.322Е+01

.313Е+01

.302Е+01

.289Е+01

.276Е+01

.263Е+01

.250Е+01

.237Е+01

.225Е+01

.214Е+01

.202Е+01

.192Е+01

.182Е+01

.172Е+01

95Zr

.130Е+01

.130Е+01

.128Е+01

.127Е+01

.126Е+01

.124Е+01

.123Е+01

.122Е+01

.120Е+01

.119Е+01

.118Е+01

.116Е+01

.115Е+01

.114Е+01

.113Е+01

.111Е+01

95Nb

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.105Е+01

.104Е+01

.104Е+01

.104Е+01

.104Е+01

.103Е+01

.103Е+01

103Ru

.154Е+01

.153Е+01

.150Е+01

.147Е+01

.145Е+01

.142Е+01

.140Е+01

.137Е+01

.135Е+01

.133Е+01

.130Е+01

.128Е+01

.126Е+01

.124Е+01

.121Е+01

.119Е+01

Коэффициенты приведения величины отношения от даты 86042601 (дата аварии на ЧАЭС) к дате, указанной в верхней строке таблицы

136Cs

.100Е+01

.976Е+00

.926Е+00

.878Е+00

.833Е+00

.790Е+00

.749Е+00

.711Е+00

.674Е+00

.639Е+00

.606Е+00

.575Е+00

.545Е+00

.517Е+00

.491Е+00

.465Е+0

132Te

.100Е+01

.907Е+00

.733Е+00

.593Е+00

.479Е+00

.387Е+00

.313Е+00

.253Е+00

.205Е+00

.165Е+00

.134Е+00

.108Е+00

.874Е-01

.706Е-01

.571Е-01

.462Е-01

133I

.100Е+01

.693Е+00

.312Е+00

.140Е+00

.629Е-01

.283Е-01

.127Е-01

.571Е-02

.257Е-02

.115Е-02

.518Е-03

.233Е-03

.105Е-03

.471Е-04

.212Е-04

.951Е-05

--------------------------- <1> Для 134Cs, 106Ru, 144Ce и 125Sb коэффициенты приведения > 1 не более чем на 6%.

Таблица 1.4

ДОАВАРИЙНЫЕ ОТНОШЕНИЯ АКТИВНОСТЕЙ КОРОТКОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ К РОДСТВЕННЫМ ДОЛГОЖИВУЩИМ

\frac{{}^{136}Cs}{{}^{137}Cs}	\frac{{}^{132}Te}{{}^{131}I}	\frac{{}^{133}I}{{}^{131}I}	\frac{{}^{95}Zr}{{}^{144}Ce}
0,23	1,45	1,57	1,3

В качестве примера реконструкции радионуклидного состава выпадений в ареале конкретного НП рассмотрим с. Саньково Добродеевского с/с Злынковского района Брянской области со средней плотностью загрязнения 137Cs, равной 1,52 МБк/кв. м (41 Ки/кв. км).

1. По табл. 1.1 выбираем параметры t0 = 2,5 сут. (начало загрязнения) и t1 = 3,5 сут. (условный максимум плотности загрязнения) для Злынковского района Брянской области. Таким образом, загрязнение рассматриваемого района НП началось приблизительно в 11 — 12 часов 28 апреля 1986 г. (табл. 1.3). Дата Дt1, соответствующая значению параметра t1, — 86042912.

2. Приводим значения отношения R_{t1}^{i} плотности загрязнения i-го РН к плотности загрязнения 137Cs из табл. 1.2 от даты 86052012 к Дt1 с использованием коэффициентов из табл. 1.3:

2.1. 140Ba: Rt1 = 0,20 x 3,13 = 0,63;

2.2. 140Lа: Rt1 = 0,22 x 3,02 = 0,66;

2.3. 134Cs: Rt1 = 0,54 x 1 = 0,54 (см. сноску к табл. 1.3);

2.4. 131I: Rt1 = 1,80 x 6,11 = 11;

2.5. 95Zr: Rt1 = 0,11 x 1,26 = 0,14;

2.6. 95Nb: Rt1 = 0,14 x 1,05 = 0,15;

2.7. 103Ru: Rt1 = 1,12 x 1,45 = 1,62;

2.8. 106Ru: Rt1 = 0,48 x 1 = 0,48 (см. сноску к табл. 1.3);

2.9. 125Sb: Rt1 = 0,06 x 1 = 0,06 (см. сноску <1> к табл. 1.2). Rt1 для 144Ce получаем по 95Zr (см. табл. 1.4), приводя предварительно его относительную активность от даты 86052012 к дате аварии (см. табл. 1.3);

2.10. 144Ce: = 0,11 x 1,3/1,3 = 0,11.

3. Соответствующие отношения для короткоживущих РН получаем из данных табл. 1.4 умножением доаварийных соотношений родственных РН (относительную активность 131I необходимо предварительно привести от даты 86052012 к дате аварии) и использованием коэффициентов перехода из нижней половины табл. 1.3, учитывающих распад короткоживущих РН за период времени от даты аварии до даты Дt1:

3.1. 136Cs: Rt1 = 0,23 x 0,833 = 0,19;

3.2. 132Te: Rt1 = (1,8 x 8,24) x (1,45 x 0,479) = 10;

3.3. 133I: Rt1 = (1,8 x 8,24) x (1,57 x 0,0629) = 1,5.

В результате получены отношения плотностей загрязнения основных дозообразующих РН к плотности загрязнения 137Cs, приведенные к дате Дt1, а после умножения их на плотность загрязнения 137Cs — абсолютные значения плотности загрязнения.

Итак, для с. Саньково Добродеевского с/с Злынковского района Брянской области оценены плотности загрязнения основными РН на 12 часов 29 апреля 1986 г.: 1_37Cs — 1,52 МБк/кв. м; 134Cs — 0,82 МБк/кв. м; 13_6Cs - 0,3 МБк/кв. м; 131I — 16,7 МБк/кв. м; 132Te — 15,2 МБк/кв. м; 133I — 2,3 МБк/кв. м; 140Ba — 1,0 МБк/кв. м; 140La — 1,0 МБк/кв. м; 95Zr — 0,2 МБк/кв. м; 95Nb — 0,2 МБк/кв. м; 103Ru — 2,5 МБк/кв. м; 106Ru — 0,7 МБк/кв. м; 144Ce — 0,17 МБк/кв. м; 125Sb — 0,09 МБк/кв. м.

---