«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) <Письмо> Роспотребнадзора от 19.12.2013 N 01/14570-13-32 «Об оценке радиационной безопасности населения при медицинском облучении и эффективности санитарного надзора»
Изменения, внесенные Методическими указаниями МУ 2.6.1.3153-13, утвержденными Роспотребнадзором 20.12.2013, введены в действие с 20 декабря 2013 года. Текст документа
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
(в ред. Дополнений N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002,
N 2, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 25.07.2005,
Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
- 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.
- Утверждены и введены в действие Первым заместителем Председателя Госкомсанэпиднадзора России — заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации С.В.Семеновым 12 ноября 1996 г.
- Введены впервые.
- 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 N 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 N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002) Начиная с 2002 г. используется следующая градация населенных пунктов: (абзац введен Дополнением N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 N 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 и дозы внутреннего облучения :
. (1.1)
1.7. Доза внешнего облучения 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 и корневого путей загрязнения растительности:
. (1.2)
(в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
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 N 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 N 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 N 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 N 43, 51, 56, 60, 67; — опыт десятилетнего дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения жителей территорий, загрязненных вследствие Чернобыльской аварии. 1.14. В документе используются единицы СИ:
Величина
Символ
Единицы СИ
Поглощенная доза
D
мкГр, нГр
Эффективная доза
Е
мЗв, мкЗв
Мощность поглощенной дозы
.
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 х кв. м)/ (кБк х год)
Мощность эффективной дозы, нормированная на поверхностную активность нуклида е
(мкЗв х кв. м)/ (кБк х 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 N 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 Сs-137 на почве в НП, приведенную к дате окончания радиоактивных выпадений; — относительный (по отношению к Сs-137) радионуклидный состав выпадений в НП (районе), приведенный к дате окончания выпадений. Даты и радионуклидный состав выпадений определяются на основе данных Росгидромета, представленных в Приложении 1. Значения средней поверхностной активности Сs-137 на почве в конкретных НП даны в официальных справочных изданиях Росгидромета. 2.2.2. В табл. 2.1 представлен список радионуклидов, гамма-излучение которых могло внести вклад более 0,1% в накопленную эффективную дозу внешнего облучения населения пострадавших территорий России за 1986-2001 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 N 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
N Радионуклид Период d , (нГр/ч)/(кБк/кв. м) <> п/п полураспада s 137 137m 1. Cs + Ba 30 лет 2,55 <*> 134 2. Cs 2,06 г. 6,85 103 3. Ru 39,4 дня 2,21 106 106 4. Ru + Rh 368 дней 0,94 <**> 131 5. I 8,04 дня 1,74 133 6. I 20,8 часа 2,72 132 132 7. Te + I 3,28 дня 11,5 <**> 140 8. Ba 12,7 дня 0,93 140 9. La 40,3 часа 9,27 95 10. Zr 64 дня 3,23 95 11. Nb 35,2 дня 3,35 136 12. Cs 13,1 дня 9,08 144 144 13. Ce + Pr 284 дня 0,24 <**> 125 14. Sb 2,77 г. 2,15 --------------------------- <> По данным ICRU-53. <*> Для условий радиоактивного равновесия (см. ниже формулу
2.4).
2.3. Расчет средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения
2.3.1. Для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения период 1986-2001 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 N 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.
.ext Уравнение для мощности эффективной дозы Е (t) в течение
i,k первого года после аварии у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа, имеет вид:
.ext . Е (t) = D(t) x k x k x R (t), мкЗв/сут., (2.1) i,k Е С i,k
где:
D(t) — мощность поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут.;
k — коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к Е
эффективной дозе у взрослого человека, равный 0,75 мкЗв/мкГр;
k — коэффициент влияния снежного покрова на величину С
эффективной дозы, равный 0,8 для периода с 1-го ноября до 31 марта и 1 для остального времени года, отн. ед.;
R (t) — фактор, отражающий общий эффект уменьшения дозы i,k
внешнего облучения в антропогенной среде у i-ой группы населения, проживающей в домах k-го типа.
В табл. 2.2 приведены сезонные значения факторов R для i,k
первого года после аварии.
Таблица 2.2
ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R (ОТН. ЕД.) ДЛЯ НП РАЗЛИЧНОГО i,k ТИПА В ПЕРВЫЙ ГОД ПОСЛЕ АВАРИИ
Груп- Село, поселок, ПГТ Город па деревня
насе- ления Ап- Ноябрь- Ап- Ап- Ноябрь- Ап- Ап- Ноябрь- Апрель (i) рель- март рель рель- март рель рель- март 1987
ок- 1986- 1987 ок- 1986- 1987 ок- 1986- г. тябрь 1987 г. г. тябрь 1987 г. г. тябрь 1987 г. 1986 1986 1986 г. г. г.
- 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
- 0,40 0,25 0,34 0,30 0,19 0,23 0,25 0,14 0,20 0,37 0,20 0,31 0,28 0,16 0,22 0,23 0,12 0,19
0,23 0,10 0,17 0,20 0,08 0,16
Примечание. Первое число соответствует одноэтажным деревянным домам (тип 1), второе — одноэтажным кирпичным (тип 2), третье — многоэтажным (тип 3).
2.3.2. Для расчета мощности поглощенной дозы в воздухе над целинной почвой в течение 1-го года после аварии на Чернобыльской АЭС используют следующее соотношение:
1 сигма . 137 0 D(t) = 0,024 x r(t) x сигма x SUM (--------) x 0 l 137 сигма 0 l x d x exp(-лямбда x t), мкГр/сут., (2.2) s l
где r(t) — функция, описывающая влияние миграции радионуклидов в почву на мощность поглощенной дозы в воздухе и равная отношению мощности дозы в момент времени t над почвой с наблюдаемым распределением нуклидов в почве к мощности дозы d , от
s тонкого источника, расположенного на границе раздела воздух- почва:
0,693 r(t) = р x exp(- ----- x t) + р x 1 Т 2 1 0,693 x exp(- ----- x t), отн. ед., (2.3) Т 2
где:
р = 0,4; р = 0,42; Т = 550 дней; Т = 18250 дней; 1 2 1 2 137 сигма - средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в 0 НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м; 1 сигма - средняя плотность загрязнения почвы l-м 0
радионуклидом в НП на дату окончания радиоактивных выпадений, кБк/кв. м;
l
d — удельная мощность поглощенной дозы в воздухе s
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);
лямбда — постоянная радиоактивного распада l-го радионуклида,
l
-1
сут. ;
t — время с момента окончания радиоактивных выпадений в НП, сут.
2.3.3. Расчет мощности дозы согласно формуле (2.2) является точным для радионуклидов, которые не имеют дочерних продуктов, вносящих существенный вклад в суммарную мощность дозы
134 136 103 131 гамма-излучения радиоактивной цепочки ( Cs, Cs, Ru, I, 133 141 125
I, Ce, Sb).
137 137m 106 106 132 132 Для пар нуклидов Cs + Ba; Ru + Rh; Te + I; 144 144
Ce + Pr, у которых к началу радиоактивных выпадений наступило равновесие между материнским и дочерним нуклидами, суммирование проводится по материнским нуклидам, а значение l
d определяется следующим образом:
s
l m d d = (d + q x d ), (2.4) s s a s
где q — отношение активностей дочернего и материнского
a
радионуклидов в состоянии равновесия:
b x лямбда d q = -----------------, (2.5) a лямбда - лямбда d m
где лямбда и лямбда — постоянные распада дочернего и
d m
материнского нуклидов соответственно;
b — коэффициент ветвления радиоактивной цепочки.
140 140 95 95 Для пар нуклидов Ba + La; Zr + Nb, у которых к началу радиоактивных выпадений равновесие между материнским и l дочерним нуклидами не наступило, величину d для материнских s
нуклидов Ba-140 и Zr-95 представим как функцию времени:
l m d d = d + q x d x (1 - exp(лямбда - лямбда ) x t), (2.6) s s a s m d 140 140 где q = 1,15 для пары Ba + La; q = 2,22 для пары a a 95 95
Zr + Nb.
2.3.4. При расчете дозы за второй (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 N 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.
.ext Уравнение для расчета мощности эффективной дозы Е (t) у
i,k представителей i-ой группы взрослого населения, проживающих в домах k-го типа, в этот период времени имеет вид:
.ext . Е (t) = D(t) x k x k x R (t), мкЗв/сут., (2.7) i,k Е С i,k
где:
D(t) — мощность поглощенной дозы в воздухе над открытым целинным участком почвы, мкГр/сут.;
k = 0,75 мкЗв/мкГр, см. примечание к (2.1); Е
k — коэффициент влияния снежного покрова на величину С
среднегодовой эффективной дозы, равный 0,9, отн. ед.;
R (t) — среднегодовой фактор уменьшения дозы для i-ой i,k
группы населения, проживающей в домах k-го типа, отн. ед.
2.3.5. Для второго интервала времени зависимость
среднегодового значения фактора R (t) от времени i,k
аппроксимируется выражением:
R (t) = а x exp(-b x t) + с, отн. ед., (2.8) i,k
где:
t — время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений, лет;
а, b, с — параметры, зависящие от типа НП, типа жилого здания и профессии человека (таблица 2.3).
Таблица 2.3
ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ а, b, с В ФОРМУЛЕ (2.8)
Тип НП Группа 1 Группа 2
а, отн. b, с, отн. а, отн. b, с, отн. ед. -1 ед. ед. -1 ед. сут. сут.
Село, 0,10/0,09 1,2 х 0,30/0,27 0,11/0,10 1,2 х 0,22/0,20
дерев- -3 -3 ня 10 10
Город 0,16/0,15/ 1,4 х 0,17/0,16/ 0,09/0,09/ 1,4 х 0,13/0,12/
0,12 -3 0,14 0,06 -3 0,11 10 10 Примечание. Первое число дано для одноэтажных деревянных
домов, второе — для одноэтажных кирпичных, третье — для многоэтажных. Фактор R (t) для ПГТ в 1,2 раза больше, чем для
i,k города.
Для третьего интервала времени (9,7 < t <= 14,7 лет после аварии) среднегодовые значения факторов R следует считать
i,k постоянными и равными значениям, приведенным в таблице 2.3а. (абзац введен Дополнением N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Таблица 2.3а
СРЕДНЕГОДОВЫЕ ЗНАЧЕНИЯ ФАКТОРОВ R , ОТН. ЕД. i,k
(введено Дополнением N 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 N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Начиная с 2002 г. среднегодовые значения факторов R
i,k следует считать постоянными. Их численные значения приведены в табл. 2.3а МУ 2.6.1.1114-02 (Дополнение 1 к МУ 2.6.1.579-96). (абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
.
2.3.6. Для расчета D(t) используется соотношение:
. 137 137 134 D(t) = сигма х r(t) х [d х exp(-0,023 х t) + d х
0 s s
134 сигма 0 х -------- х exp(-0,336 х t)], мкГр/сут., (2.9) 137 сигма 0
где:
137
сигма — средняя плотность загрязнения почвы цезием-137 в
0
НП на дату окончания радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, согласно табл. 1.1), кБк/кв. м;
137
d = 22,3 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) — мощность дозы в воздухе s
от плоского тонкого источника цезия-137, расположенного на границе раздела воздух-почва;
134
d = 60 (мкГр/сут.)/(кБк/кв. м) — мощность дозы в воздухе от s
от плоского тонкого источника цезия-134, расположенного на границе раздела воздух-почва;
r(t) приведена в пояснениях к формуле (2.3), а t выражено в сутках.
2.3.7. Расчет накопленной эффективной дозы внешнего облучения у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающей в
ext домах k-го типа, Е в течение первого года после аварии i,k
проводится по формуле:
(t - t ) 189 - t ext I . 1 0 1 . Е = k х (R ((D(0) х --------- + интеграл D(t)dt)) + i,k Е i,k 2 0 340 - t II 1 . III + R х k х интеграл D(t)dt + R х i,k С 189 - t i,k 1 365 . х интеграл D(t)dt), мкЗв, (2.10) 340 - t 1
где:
D(t) — определяется выражением (2.2) с учетом (2.3), (2.4) и (2.6);
t — время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до начала 0
радиоактивных выпадений (см. Приложение 1), сут.;
t — время, прошедшее с момента аварии (26.04.86) до окончания 1
радиоактивных выпадений (максимума плотности загрязнения, см. Приложение 1), сут.
I II III Средние значения сезонных факторов R , R , R приведены i,k i,k i,k
в табл. 2.2 для периодов времени: с апреля 1986 г. до 01.11.86; с 01.11.86 по 31.03.87 и до конца первого года после аварии соответственно. Процедуру интегрирования можно упростить, используя средние значения функции r(t) на трех указанных
I II III промежутках времени, равные: r = 0,78; r = 0,70; r = 0,67.
2.3.8. Накопленная эффективная доза внешнего облучения у представителей i-ой группы взрослого населения, проживающей в домах k-го типа, за второй интервал времени (1-9,7 лет) рассчитывается по формуле:
ext 9,7 х 365 . Е = k х k х интеграл D(t) х i,k Е С 1 х 365 х R (t)dt, мкЗв, (2.11) i,k . где D(t) определяется выражением (2.7), а R (t) - выражением i,k
(2.8).
ext 14,7 х 1 . E = k x k x R интеграл D(t)dt, мкЗв, (2.11а) i,k E C i,k 9,7 х 1
где: D(t) определяется выражением (2.9). Значения R (t)
i,k для второго промежутка времени (1 < t <= 9,7 лет после аварии)
определяются выражением (2.8), а значения R для третьего i,k
промежутка времени (9,7 < t <= 14,7 лет после аварии) приведены в таблице 2.3а.
(абзац введен Дополнением N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
ext
Начиная с 2002 г. Е рассчитывают по формуле:
i,k
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
t ext 2 . E = k x k x R интеграл D(t)dt, мкЗв, (2.11б) i,k E C i,k t 1
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
где t и t (лет, прошедших после аварии) — начало и конец
1 2 . интервала, за который оценивается доза, а D(t) определяется выражением:
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
. 137 137 D(t) = сигма x r(t) x d x exp(-0,023 x t). (2.11в) 0 s
(абзац введен Дополнением N 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:
ext 3,3 х 365 . Е = k х k х [интеграл D(t) х R (t)dt + 0,8 х i,k Е С 1 х 365 i,k 9,7 х 365 . х интеграл D(t) х R (t)dt], мкЗв. (2.12) 3,3 х 365 i,k
Расчет накопленной дозы внешнего облучения за третий интервал времени (9,7 < t <= 14,7 лет после аварии) производится по формуле (2.12а):
ext 14,7 х 1 . E = 0,8 x k x k x R [интеграл D(t)dt], мкЗв (2.12а). i,k E C i,k 9,7 х 1 (абзац введен Дополнением N 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 N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
t ext 2 . E = 0,8k x k x R интеграл D(t)dt, мкЗв, (2.12б) i,k E C i,k t 1
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
где t и t (лет, прошедших после аварии) — начало и конец
1 2
интервала, за который оценивается доза. (абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
2.3.10. Средняя накопленная эффективная доза внешнего облучения жителей НП рассчитывается путем усреднения значений ext
Е для четырех — шести групп населения. i,k
ext
Усреднение величин Е проводится по следующим признакам:
i,k
— принадлежность жителей данного НП к двум обобщенным социально-профессиональным группам — см. п. 2.1.2; — проживание в трех типах жилых домов — деревянный одноэтажный, кирпичный одноэтажный, многоэтажный. При наличии данных о распределении взрослого населения в НП по указанным признакам расчет средней накопленной дозы внешнего облучения производится по формуле:
ext ext Е = SUM альфа х Е , (2.13) i,k k,i i,k
где альфа — доля взрослого населения i-ой группы в НП,
k,i ext проживающая в k-ом типе жилого здания, а Е рассчитывается i,k
по формулам (2.10), (2.11) и (2.12).
2.3.11. В отсутствие статистических данных о структуре населения и жилого фонда в НП используется следующая типовая структура: — село — 40% взрослых жителей относятся к группе 1 и проживают в деревянных одноэтажных домах; 20% — к группе 1, в кирпичных одноэтажных домах, 20% — к группе 2, в деревянных одноэтажных домах; 20% — к группе 2, в кирпичных одноэтажных домах; — ПГТ и город — 20% взрослых жителей относятся к группе 1 и проживают в деревянных одноэтажных домах; 20% — к группе 1, в кирпичных одноэтажных домах, 20% — к группе 2, в кирпичных одноэтажных домах; 40% — к группе 2, в многоэтажных домах. В 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 N 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 N 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 N 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 N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
Дополнением N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002, установлено, что в связи с тем, что к
134
1996 г. практически весь Cs Чернобыльского происхождения распался, расчеты доз внутреннего облучения для третьего интервала времени (9,7 < t < 14,7) в разделе 3 МУ проводятся без учета этого радионуклида.
3. Требования к расчету средней накопленной эффективной дозы внутреннего облучения радионуклидами цезия и стронция
3.1. Методология расчета
3.1.1. Доза внутреннего облучения населения, длительно, в течение 1-10 лет, проживающего на территории, загрязненной
134,137 90 долгоживущими радионуклидами Cs и Sr, и питающегося
сельскохозяйственными и природными продуктами местного производства, более чем на 95% обусловлена поступлением этих нуклидов с пищей. Доза, накопленная за период проживания на загрязненной территории, оценивается двумя основными методами:
- по поступлению радионуклидов в организм с пищей;
- по содержанию радионуклидов в организме. 3.1.2. Доза внутреннего облучения Е оценивается по
int поступлению смеси l-х радионуклидов с пищей в период времени от t до t по формуле: 1 2
t 2 Е (t , t ) = SUM dk х интеграл I (t)dt, мЗв, (3.1) int 1 2 l l t l 1
где:
dk — дозовый коэффициент для пищевого поступления l-го l
нуклида в организм взрослого, мЗв/Бк, — см. верхнюю строку табл. 3.1;
I (t) — суточное поступление l-го нуклида в организм с пищей, l
Бк/сут.
Таблица 3.1
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ВЗРОСЛЫХ ЖИТЕЛЕЙ РАДИОНУКЛИДАМИ ЦЕЗИЯ И СТРОНЦИЯ (МКРЗ-56, 67)
(в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Коэффициент, 89 90 137 137 единица измерения Sr Sr Cs Cs -6 -5 -5 -5 dk , мЗв/Бк 2,6 х 10 2,8 х 10 1,9 х 10 1,3 х 10
l
-6 -6 kd , (мЗв х кг)/ - - 9,2 х 10 6,3 х 10
l (Бк х сут.)
3.1.3. Суточное поступление нуклидов в организм складывается из поступления с различными продуктами — компонентами рациона:
I (t) = SUM С (t) х V , Бк/сут., (3.2) l p lp p
где:
С (t) — удельная активность (концентрация) l-го нуклида в р-м lp
пищевом продукте, Бк/кг (л);
V — суточное потребление р-го пищевого продукта, кг (л)/сут. р
3.1.4. Доза внутреннего облучения человека инкорпорированными Cs-134, 137 за длительный период 1-10 лет после начала поступления, составляющая более 95% эффективной дозы внутреннего облучения, может быть с хорошей точностью определена по результатам регулярного измерения содержания Q , Бк, l-го
l нуклида в теле:
kd t l 2 Е (t , t ) = SUM --- интеграл Q (t)dt, мЗв, (3.3) int 1 2 l М t l 1
где:
kd — коэффициент перехода от удельного содержания l-го l
нуклида в теле Q / М к мощности дозы, (мЗв х кг)/(Бк х сут.), см.
l
нижнюю строку табл. 3.1;
М — масса тела обследуемого человека, кг. 3.1.5. В ходе радиационного мониторинга внутреннего облучения населения территорий России, загрязненных вследствие Чернобыльской аварии, учреждениями и органами Госсаннадзора, Минсельхоза и ВАСХНИЛ, Минздрава и РАМН, а также других ведомств проводились широкомасштабные измерения содержания радионуклидов как в пищевых продуктах, так и в организме жителей. В связи с высокой вариабельностью содержания радионуклидов в отдельных пищевых продуктах и рационе жителей в целом, а также с применением активных контрмер в ряде загрязненных районов содержание Cs-134, 137 в организме жителей, измеренное с помощью СИЧ, наиболее тесно связано с дозой внутреннего облучения. 3.1.6. В населенных пунктах контролируемой территории Брянской области выборочные измерения содержания цезия-134, 137 в организме жителей большинства сельсоветов проводились ежегодно в 1986-1991 гг., что позволяет рассчитать дозу внутреннего облучения в основном по данным СИЧ. Для учета поступления нуклидов и дозы в первые 1-3 месяца и после 1991 г., когда СИЧ-измерения были малочисленны, следует использовать данные измерений содержания радионуклидов в пищевых продуктах. 3.1.7. В загрязненных районах Тульской и Калужской областей массовые СИЧ-измерения цезия-134, 137 в организме жителей проведены осенью 1986 г., после чего проводились на ограниченных выборках жителей. В связи с этим доза за 1-й год может быть реконструирована преимущественно по данным СИЧ, а в последующие годы — по расчетному поступлению радионуклидов с пищей.
3.1.8. В остальных загрязненных после Чернобыльской аварии регионах России СИЧ-измерения цезия-134, 137 в ранний период после Чернобыльской аварии систематически не проводились, в связи с чем для реконструкции накопленной дозы внутреннего облучения следует использовать данные о радиоактивном загрязнении пищевых продуктов. В связи с обширным радиоактивным загрязнением территории регулярные измерения содержания радионуклидов в пищевых продуктах выполнялись преимущественно в более загрязненных НП. Во многих НП с относительно низким уровнем радиоактивного загрязнения
137 (1-5 Ки/кв. км Cs) пробы местных пищевых продуктов
исследовались редко и/или нерегулярно. Для расчетной оценки накопленной дозы у жителей таких НП следует использовать радиоэкологическую модель, основанную на коэффициенте перехода КП (t) от плотности загрязнения почвы l-ым радионуклидом lp
сигма , Бк/кв. м, к удельной активности l-го нуклида в p-м
l
пищевом продукте С , Бк/кг (л):
lp
C (t) = КП (t) х сигма (t), Бк/кг (л). (3.4) lp lp l
Коэффициент перехода радионуклидов цезия и стронция в растительные и животные пищевые продукты сельскохозяйственного производства существенно зависит от времени, прошедшего после радиоактивного загрязнения почвы.
3.1.9. На раннем этапе, в течение 2-4 месяцев после Чернобыльской аварии, уровень «поверхностного» радиоактивного загрязнения растительной и животной продукции l-м радионуклидом в средней полосе России определялся преимущественно плотностью загрязнения почвы этим нуклидом сигма и метеоусловиями
l выпадений. При влажных выпадениях значительная доля активности радионуклида, зависящая от интенсивности осадков, смывается с поверхности растений на почву. В каждом регионе начальный коэффициент перехода радионуклида в пищевые продукты КП (0)
lp зависит от метеоусловий выпадений (интенсивности осадков) и в конечном счете от плотности загрязнения почвы этим нуклидом сигма , также тесно связанной с интенсивностью осадков. Как
l
правило, значения КП (0) возрастают в области малых сигма ,
lp 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 С , выпасаемых на загрязненной местности,
ml
аппроксимируется функцией:
С (t) = КП (0) х сигма (t) х (exp(-ln2 х t / Т ) - lM lM l 2 - exp(-ln2 х t / Т )), Бк/л, (3.5) 1
где:
КП (0) — начальный (при t = 0) коэффициент перехода l-го lM
нуклида в молоко коровы после поверхностного загрязнения почвы и растительности, кв. м/кг (л);
Т = 2 сут. — период, близкий к периоду полувыведения цезия и 1
стронция с молоком коровы;
Т = 15 сут. — период, близкий к периоду очистки пастбищной 2
растительности от поверхностного радиоактивного загрязнения. 3.1.10. На длительном этапе, начиная с осени 1986 г., преобладает переход радионуклидов в растения через корневую систему. Установлена зависимость «корневого» КП от типа и агрохимических характеристик почвы, на которой выращиваются пищевые продукты или корм для сельскохозяйственных животных. В течение 1986-1991 гг. «корневой» КП цезия-134, 137 в сельскохозяйственные растительные и животные продукты, полученные на дерново-подзолистых и черноземных почвах, характерных для загрязненных регионов России, убывал с периодом 1-1,5 года. Начиная с 1991-1992 гг. снижение КП цезия-134, 137 постепенно замедлялось, а в течение 1993-1995 гг. не выявлено достоверно. Коэффициент перехода стронция-90 в сельскохозяйственные пищевые продукты убывал с 1987 г. с периодом 5-7 лет. Средние значения КП цезия-134, 137 и стронция-90 в молоко и картофель в 1987 г. и в 1993-1995 гг. приведены в табл. 3.2. Средние значения КП цезия-137 и стронция-90 в молоко и картофель в 1996-2001 гг. приведены в таблице 3.2а. (абзац введен Дополнением N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Таблица 3.2
СРЕДНИЕ ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТОВ ПЕРЕХОДА 134 137 90 (КП) Cs, Cs и Sr ИЗ ПОЧВЫ В МОЛОКО И КАРТОФЕЛЬ -3 В 1987 И 1993-1995 ГГ., х 10 КВ. М/КГ
134 137 90 Тип почвы Cs, Cs Sr Молоко Картофель Молоко Картофель 1987 1993- 1987 1993- 1987 1993- 1987 1993- 1995 1995 1995 1995
Дерново- подзолистые:
- песчаные 7,0 0,2 0,2 0,04 0,3 0,2 0,2 0,15
- супесчаные 3,5 0,1 0,1 0,02 0,25 0,2 0,15 0,1
- легкосугли- 2,0 0,05 0,05 0,01 0,2 0,2 0,1 0,07 нистые
- среднесуг- 1,0 0,04 0,035 0,007 0,15 0,1 0,07 0,05 линистые
- тяжелосуг- 0,5 0,03 0,025 0,005 0,1 0,07 0,05 0,03 линистые Серые лесные 0,5 0,03 0,025 0,005 0,1 0,07 0,05 0,03 Каштановые и 0,5 0,03 0,025 0,005 0,1 0,07 0,05 0,03 луговые Черноземы 0,1 0,01 0,02 0,004 0,05 0,03 0,03 0,02
Таблица 3.2а
137 90 КОЭФФИЦИЕНТЫ ПЕРЕХОДА Cs И Sr ИЗ ПОЧВЫ В МОЛОКО КП м И КАРТОФЕЛЬ КП В 1996-2001 ГГ. В ЗАВИСИМОСТИ к ОТ ТИПА ПОЧВ НА СЕЛЬСКОХОЗЯЙСТВЕННЫХ -3 УГОДЬЯХ, 10 КВ. М/Л (КГ)
(введено Дополнением N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Тип почвы Молоко Картофель 137 90 137 90 Cs Sr Cs Sr Черноземы 0,01 0,03 0,004 0,02 Серые лесные, 0,03 0,07 0,005 0,03
каштановые,
луговые
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 в молоко и различные группы (виды) грибов на период 2012-2020 гг. (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
Таблица 3.2б
Коэффициенты перехода из почв разных групп в молоко, кв. м/кг (на период 2012-2020 гг.)
(в ред. Изменений N 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 из почв разных групп в грибы лесные, кв. м/кг (на период 2012-2020 гг.)
(в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
Группы (виды) грибов по накоплению
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 — КП . Величину __ i КП определяют отдельно для каждого продукта по формуле: i
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
__ -3 КП = SUM r x КП , 10 кв. м/кг, (3.5а) i n in in
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
где:
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
r — отношение площади почв n-й группы к суммарной площади in
земель, используемых для производства или сбора i-го пищевого продукта;
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
137
КП — коэффициент перехода Cs из почвы n-й группы в i-й in -3 пищевой продукт (молоко, грибы разных видов), 10 кв. м/кг. (абзац введен Дополнением N 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
137 численное значение коэффициента перехода Cs из почвы в грибы __
КП , которое определяют по формуле:
гр
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
__ __ -3 КП = SUM r x КП , 10 кв. м/кг, (3.5б) гр k k k
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
где:
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
r — весовая доля грибов k-го вида в полной «грибной k
корзине», потребляемой населением, отн. ед.; (абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
__
КП — средневзвешенный по группам почв коэффициент перехода
k 137 -3
Cs из почвы в грибы k-го вида, 10 кв. м/кг; определяется по формуле (3.5а)».
(абзац введен Дополнением N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
В последней строке таблицы 3.2в приведены численные значения __
КП для «среднего гриба» — средневзвешенные величины КП по гр
уровням потребления разных групп (видов) грибов населением средней полосы Европейской части России. При отсутствии более детальной информации о «грибной корзине» в конкретном НП или регионе для выполнения оценок дозы допускается использовать приведенные в
__
табл. 3.2в численные значения КП для «среднего гриба».
гр
(введено Дополнением N 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 V , РАСТИТЕЛЬНЫХ м V И ПРИРОДНЫХ V ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТОВ ВЗРОСЛЫМИ ЖИТЕЛЯМИ к гр СРЕДНЕЙ ПОЛОСЫ РОССИИ НА ПЕРИОД 1986-1995 ГГ., КГ/ГОД
(в ред. Дополнения N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
Нуклид Продукт V , кг/год м,к 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 Грибы 7 5 4
(с 1996 г.)
Начиная с 2012 г., для выполнения расчетов дозы поступление и со всеми пищевыми продуктами в организм жителей можно с приемлемой точностью заменить поступлением с молоком и грибами дикорастущими в количествах, указанных в табл. 3.3а. При этом поступление с молоком, указанное в табл. 3.3а, эквивалентно (по формируемой дозе) поступлению и со всеми продуктами местного сельскохозяйственного производства, а с грибами — поступлению со всеми продуктами природного происхождения. (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
Таблица 3.3а
Эквивалент годового потребления сельскохозяйственных и природных пищевых продуктов взрослыми жителями средней полосы России на период 2012 — 2020 гг., кг/год
(в ред. Изменений N 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 N 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 N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
137 90 - данные Росгидромета о средней плотности Cs и Sr на почве в 1986 г. и сигма и сигма , соответственно, в НП; 137 90
- среднее удельное содержание радионуклидов цезия в организме жителей, полученное путем их измерений на СИЧ либо измерений
134,137 содержания Cs в пробах мочи жителей в разные периоды в 1986-2001 гг.; (в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
137 90
- концентрацию Cs и Sr в молоке местного производства в период от 05.05.86 до 15.06.86;
137 90
- среднегодовые концентрации Cs и Sr в молоке и удельную активность в картофеле местного производства по годам в 1986-2001 гг.; (в ред. Дополнения N 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
Q (t) 137 жителей НП в данный период ——-, Бк/кг, вычисляют как среднее
М арифметическое отношение активности цезия-137 в теле Q , Бк,
137 полученной в результате n-го СИЧ-измерения, к массе тела М, кг. Данные считаются представительными, если измерения выполнены приборами и методиками, аттестованными Госстандартом, не менее чем у 10-ти взрослых жителей сельского НП обоего пола, выбранных случайным образом. В период 1988-1995 гг. результаты таких измерений, выполненных в летний или зимний периоды, принимают за среднегодовое содержание цезия-137 в теле жителей. Для оценки
137 содержания Cs по результатам СИЧ-измерений, выполненных в другие сезоны, среднее удельное содержание умножают на сезонный коэффициент 1,5, если измерения проведены весной, и на 0,7, если измерения проведены осенью 1988-1995 гг.
3.2.3. Данные о содержании радионуклидов цезия и стронция в молоке местного производства в мае-июне 1986 г. используют для оценки их поступления в организм жителей в ранний период после радиоактивного загрязнения местности. Для этого отбирают только данные о концентрации радионуклидов цезия и стронция в молоке в период от 05.05.86 до ориентировочной даты первого укоса 15.06.86, полученные радиохимическим и спектрометрическим методами. Данные радиометрических анализов используются для расчета дозы, если отобранные в указанный период пробы были измерены не ранее 10.06.86, когда содержание цезия-134, 137 в пробах стало существенно превалировать над йодом-131. При этом суммарную концентрацию радионуклидов цезия (суммарная бета-активность) следует умножить на коэффициенты 0,67 и 0,33 — для определения
137 134 активности в пробах Cs и Cs соответственно. 3.2.4. В отдаленный период для определения средней годовой удельной активности радионуклидов в молоке и картофеле используют результаты гамма-спектрометрических или радиохимических анализов проб молока и картофеля, полученных в течение года в личных подсобных хозяйствах (ЛПХ) данного сельского НП (деревня, село, поселок). При отсутствии молочного скота в ЛПХ или данных о концентрации радионуклидов в молоке из ЛПХ используют результаты анализов проб молока из соответствующего коллективного хозяйства, отобранных в период выпаса скота. Результаты измерения суммарной бета-активности для дозиметрических расчетов в отдаленный период непригодны. В расчетах дозы для городов районного подчинения и ПГТ используют результаты анализов проб молока из торговой сети и картофеля из ЛПХ, а для городов областного подчинения — результаты анализов проб молока и картофеля из торговой сети. При отсутствии таких данных для районных центров используют результаты анализов продукции из ЛПХ, усредненные по всему району. Минимальное число проб, проанализированных в течение года, или количество измерений жителей на СИЧ, необходимое для расчета дозы у жителей данного НП, приведено в табл. 3.4.
Таблица 3.4
МИНИМАЛЬНОЕ ЧИСЛО ПРОБ ИЛИ СИЧ-ИЗМЕРЕНИЙ, НЕОБХОДИМОЕ ДЛЯ РАСЧЕТА ДОЗЫ
(в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Объект контроля Нуклид Село ПГТ Город
137, 134 Человек (СИЧ) Cs 10 30 100 90 Молоко Sr 2 5 10 137, 134 Сs 5 10 30 90 Картофель Sr 3 3 5 137, 134 Cs 3 5 10 137 Грибы (с 1996 г.) Сs 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
137 содержанию Cs 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 N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
Таблица 3.4а
МИНИМАЛЬНОЕ КОЛИЧЕСТВО АРХИВНЫХ ДАННЫХ О СОДЕРЖАНИИ 137 Сs В ПИЩЕВЫХ ПРОДУКТАХ ИЛИ РЕЗУЛЬТАТОВ ИЗМЕРЕНИЙ ЖИТЕЛЕЙ НА СИЧ, ДОСТАТОЧНОЕ ДЛЯ ОЦЕНКИ СРЕДНЕЙ ГОДОВОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ (НАЧИНАЯ С 2002 Г.)
(введено Дополнением N 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.
137 3.2.5. При отсутствии данных об удельной активности Cs и
90
Sr в молоке и картофеле или их недостаточности в соответствии с табл. 3.3, для расчетной оценки этих величин используют сведения о типах почв, доминирующих на территории хозяйства (или НП) и величинах коэффициентов перехода радионуклидов в 1987 г. и 1993- 1995 гг., характерных для этих типов почв (см. табл. 3.2). Если почвенный покров хозяйства сформирован различными почвами, КП оценивают с учетом долевого вклада каждого типа почвы в общую площадь сельхозугодий, используемых для производства молока и картофеля. Ожидаемые значения удельной активности радионуклидов в молоке и картофеле рассчитывают по формуле (3.4).
3.3. Расчет накопленной дозы по данным измерений на СИЧ
n Q 137 При наличии данных о среднем удельном содержании ---- М цезия-137 в организме жителей НП в разные моменты времени t после n аварии (n = 1, 2, 3, 4, 5...), накопленная за 1986-2001 гг. доза внутреннего облучения Е рассчитывается как сумма дозы, int обусловленной поверхностным загрязнением растительности Е , и s
дозы, обусловленной переходом радионуклидов в растения через корневые системы Е (см. п. 1.8), следующим образом:
r
(в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
3.3.1. Если первое измерение содержания радионуклидов цезия
1
в организме жителей НП Q проведено в момент t не позднее 200
l суток после Чернобыльской аварии (июнь-ноябрь 1986 г.), то оно служит основой для восстановления поступления радионуклидов и расчета дозы внутреннего облучения Е за предшествующий период
int по общей формуле (3.1). Форма функции поступления I (t) задается
137 137
как сумма поступления Cs с молоком в период «поверхностного» загрязнения растительности по формуле (3.5) в п. 3.1.9 и в период «корневого» загрязнения согласно п. 3.1.10:
I (t) = КП (0) х сигма (0) х V х F (0, t) х 137 137М 137 М 137 КП (1987) 137М х {exp(-ln2 х t / Т ) - exp(-ln2 х t / Т ) + ------------ х 2 1 КП (0) 137М х exp(ln2 х t / Т ) х [exp(-ln2 х t / Т ) - 1987 3 3 - exp(-ln2 х t / Т )]}, Бк/сут., (3.6) <*> 2
<*> Использование последней экспоненты с периодом Т в формуле
2 (3.6) для расчета по (3.6) и (3.7) не обязательно.
где:
137 КП (0) - начальный коэффициент перехода Cs в молоко 137М
выпасаемой коровы при поверхностном загрязнении почвы и растительности, кв. м/кг (л) — см. п. 3.1.9;
сигма (0) — средняя плотность загрязнения почвы цезием-137
137
в 1986 г., Бк/кв. м;
V — средний «молочный эквивалент» суточного потребления М
животных продуктов взрослыми жителями — см. табл. 3.3;
F (0, t) — коэффициент уменьшения поступления радионуклидов 137
цезия с пищей в организм взрослых жителей в период времени от 0 до t вследствие кулинарной обработки, защитных мероприятий, самоограничений в питании и др., отн. ед.;
Т и Т — определены в п. 3.1.9;
1 2
КП (1987) — коэффициент перехода радионуклидов цезия из 137М
почвы данного НП в молоко коровы летом 1987 г., согласно результатам местных измерений или по табл. 3.2, кв. м/кг;
t = 395 сут. (1 июня 1987 г.) - дата определения 1987
КП (1987);
137М
Т = 440 сут. (1,2 года) — средний период уменьшения КП 3
радионуклидов цезия в 1987-1991 гг.
Неизвестный параметр КП (0) х F (0, t ) в (3.6)
137М 137 1 определяется численным решением уравнения:
t _1 1 Q = интеграл I (тау) х R(t - тау)d тау, Бк, (3.7) 137 0 137 1
где R(t) = 0,9 х exp(-ln2 х t / 90), отн. ед., — функция удержания цезия-137 в организме взрослых лиц обоего пола.
Для однозначного решения уравнения (3.7) отношение констант КП (1987) / КП (0) в формуле (3.6) устанавливается 137М 137М
независимо: КП (1987) оценивается согласно пояснению к формуле
137М
(3.6), а КП (0) — согласно п. 3.4.1.
137М
После подстановки КП (0) х F (0, t ) в (3.6) доза от
137М 137 1 начала загрязнения до t , обусловленная поступлением цезия-137 в
1
организм, вычисляется по (3.1).
134 Функция поступления Cs в организм за тот же период 134 137 определяется из (3.6) с учетом соотношения Cs и Cs в
выпадениях в данном регионе согласно табл. 1.2 Приложения 1:
0 сигма 134 I (t) = I (t) х -------- х 134 137 0 сигма 137 1 1 х exp(-ln2 х t х (--- - -----)), Бк/сут., (3.8) 750 10950 134 где 750 сут. - период полураспада Cs, а 10950 сут. - период 137
полураспада Cs.
Соответственно, доза внутреннего облучения цезием-134 за период от 0 до t также вычисляется по формуле (3.1).
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 (t , t )
m q рассчитывают по упрощенной формуле (3.3) методом трапеций:
(Q / М) + (Q / М) q-1 l n l n+1 Е(t , t ) = SUM kd SUM ----------------------- х m q l l n=m 2 х (t - t ), мЗв, (3.9) n+1 n
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;
(Q / М) — среднее значение отношения активности l-го
l n 134 137 радионуклида ( Cs, Cs) в теле жителей Q , Бк, к массе тела l
М, кг, по данным n-го измерения;
kd — дозовый коэффициент, определенный в п. 3.1.4., и
l 137 134
приведенный в табл. 3.1 для Cs и Cs соответственно, (мЗв х кг)/(Бк х сут.);
t — время с момента аварии до момента n-го СИЧ-измерения, n
сут.;
(t — t ) — интервал времени между двумя последовательными n+1 n
СИЧ-измерениями, сут.
134 Содержание Cs в организме Q в момент t рассчитывают с 134 n 137
учетом его радиоактивного распада по данным о содержании Cs:
0 0 Q (t ) = сигма / сигма х Q (t ) х exp(-ln2 х 134 n 134 137 137 n 1 1 х t х (--- - -----)) = К х Q (t ). (3.10) n 750 10950 137 n
В табл. 3.5 приведены численные значения среднего соотношения К = Q / Q в разные годы после аварии на ЧАЭС, рассчитанные
134 137 0 0 по формуле (3.10) при начальном отношении сигма / сигма = 134 137
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
137
СИЧ-измерений содержания Cs в их организме. Формула для расчета дозы по поступлению стронция-90 за время между СИЧ-измерениями в моменты t , t имеет следующий вид:
m q
Е (t , t ) = dk х I (t , t ) х (t - t ), мЗв, (3.11) 90 m q 90 90 m q m q 90 где dk - дозовый коэффициент для Sr, мЗв/Бк, - см. 90 табл. 3.1. 90 Поступление Sr за длительный период (t , t ) вычисляется m q из соображений равенства поступления и выведения из организма 90 137 цезия-137 с учетом соотношения Sr и Cs в рационе питания
населения в разные периоды:
I (t , t ) = 0,006 х 90 m q n n+1 (Q + Q ) х (t - t ) х P(t ) р-1 137 137 n+1 n n х SUM -----------------------------------, Бк, (3.12) n=m 2 90 137
где P(t) — отношение содержания Sr и Cs 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 Е вычисляют по поступлению
S 89 90 134 137
четырех нуклидов Sr, Sr, Cs, Cs по формуле:
Е = V х SUM F (0, 60) х dk х S М l l l бесконечность х интеграл С (t)dt, (3.13) 0 lM
где:
V — средний «молочный эквивалент» суточного потребления М
животных продуктов взрослыми жителями — см. табл. 3.3;
F (0, 60) — коэффициент уменьшения поступления l-го l
радионуклида с пищей в организм взрослых жителей в мае-июне 1986 г. вследствие кулинарной обработки, защитных мероприятий, самоограничений в питании и др., отн. ед.;
С (t) — концентрация l-го радионуклида в молоке в момент lM
времени t, сут., после радиоактивных выпадений, Бк/л. С (t)
lM определяется формулой (3.5).
Значения F (t , t ) устанавливаются для разных регионов и
l 1 2
периодов времени (t , t ) после Чернобыльской аварии по данным
1 2
опроса населения, измерения фактического поступления или содержания радионуклидов в организме жителей, а также специальных исследований.
Значения КП (0) для использования в расчетах по формулам
lM
(3.5) и (3.13) вычисляют по результатам мониторинга содержания радионуклидов в молоке с учетом требований п. 3.2.3:
КП (0) = С (t ) / {сигма х [exp(-ln2 х t / Т ) - lМ lM n l n 2 - exp(-ln2 х t / Т )]}, кв. м/л, (3.14) n 1
где С (t ) — концентрация l-го радионуклида в пробе молока,
lM n
отобранной в момент времени t , Бк/л.
n
При выполнении расчетов следует использовать усредненные значения КП (0), полученные по результатам анализов всей
lM
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. 137 134 90
( Cs, Cs, Sr), представляет сумму по радионуклидам l и годам j:
(в ред. Дополнения N 1, утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 02.03.2002)
Е = SUM dk х SUM Y (j), мЗв, (3.15) r l l j l
где:
j — текущий календарный год;
Y (j) — среднее поступление l-го радионуклида в организм l
человека за j-ый календарный год вследствие корневого загрязнения растительности, Бк/год. В 1986 г. началом корневого поступления
считают 1 июля и полагают для радионуклидов цезия Y (1986) 134,137 = 0,9 х Y (1987), а для стронция-90 - Y (1986) = 0,6 х 134,137 90
Y (1987);
90
dk — дозовый коэффициент для l-го радионуклида, мЗв/Бк, — см. l
табл. 3.1.
Среднее годовое поступление l-го радионуклида в организм взрослых жителей конкретного НП с пищей рассчитывается по формуле:
Y (j) = F (j) х (V х С (j) + V х С (j)), Бк/год, (3.16) l l М lМ К lК
где:
F (j) — коэффициент уменьшения суточного поступления l-го l
радионуклида с пищей в организм взрослых жителей в течение j-го календарного года, отн. ед., — см. п. 3.4.1;
С (j) и С (j) — средняя удельная активность l-го lM lК
радионуклида в течение j-го календарного года в молоке и картофеле соответственно, Бк/кг;
V и V — эквивалент годового потребления животных и М К
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 используют формулу: (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
, Бк/год, где (3.16а)
(в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
и — средняя удельная активность в молоке и грибах лесных в j-м году соответственно, Бк/кг; (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013) и — эквивалент (по формируемой дозе внутреннего облучения) годового потребления сельскохозяйственных и природных пищевых продуктов соответственно, кг/год (табл. 3.3а); (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013) 0,5 — коэффициент снижения содержания в готовых к употреблению грибах по сравнению с собранными, вследствие их кулинарной обработки, отн. ед. (в ред. Изменений N 3, утв. Роспотребнадзором 20.12.2013)
3.4.3. При отсутствии или недостаточности данных о С и С
lM lК за какой-либо из календарных годов допускается экстраполировать соответствующие данные по ближайшим годам, используя для 137 90
Cs и Sr следующие формулы:
Y = Y (1987) х exp(-ln2 х (j - 1987) / Т ) lj l 3 137 (для Cs, j < 1992); (3.18) Y (1992) = Y (1993) = Y (1994) = Y (1995), (3.19) 137 137 137 137
где:
Т - эффективный период полуочищения рациона питания в первые
3 137 90 5 (для Cs) или 10 (для Sr) лет после аварии (Т = 1,2 года 3 137 90 для Cs, Т = 5 лет для Sr), лет. 3 90 Допускается оценивать годовое поступление Sr по данным о 137 поступлении Cs, умножая их на среднее соотношение этих
радионуклидов в рационе питания населения конкретного региона.
Годовое поступление цезия-134 оценивается по поступлению цезия-137:
Y = 0,5 х exp[-0,32 х (j - 1987)] х Y , Бк/год. (3.20) 134j 137j
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 Е за первый год после аварии на ЧАЭС
int
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 N 2, утв. Роспотребнадзором 25.07.2005)
- СНЭД внешнего гамма-излучения от всех выпавших радионуклидов Е (см. настоящие МУ); ext
134
- СНЭД внутреннего облучения радионуклидами цезия ( Cs, 137 89 90
Cs) и стронция ( Sr, Sr) Е (см. настоящие МУ);
int
- вклада в эффективную дозу Е дозы внутреннего облучения
th щитовидной железы D , мГр, от инкорпорированных изотопов йода:
th
Е = Е + Е + Е , мЗв. (4.1) ext int th
4.2. Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе D от
th 131 инкорпорированных радионуклидов йода (преимущественно, I) в
эффективную дозу у отдельных возрастных групп жителей определяется умножением средней D в каждой группе на взвешивающий тканевой
th
множитель, равный 0,05. Вклад дозы в щитовидной железе в СНЭД у жителей данного НП Е вычисляется взвешиванием средней дозы в
th
трех основных возрастных группах по их численности: дети дошкольного возраста (до 7 лет), дети и подростки школьного возраста (7-17 лет) и взрослые:
Е = 0,05 х (w х D (0 - 7) + w х D (7 - 17) + th 0-7 th 7-17 th + w х D (> 17)), мЗв, (4.2) >17 th
где w , w , w - доля жителей данного НП в возрасте
0-7 7-17 >17
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 N 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 N 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 N 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 К , учитывающий сроки пребывания
инд
индивидуума на загрязненной территории.
Поправочный коэффициент К определяют с использованием табл.
инд
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 К .
инд Вклад поглощенной дозы в щитовидной железе от
131 инкорпорированных радиоизотопов йода (преимущественно, I) 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: К = 0,80. Таким образом, доза, полученная ребенком
инд
за время пребывания в г. Новозыбкове, составляет: 210 x 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: К
инд = 1,0 x 0,54 = 0,46.
Таким образом, доза, полученная ребенком в селе Спиридонова Буда, равна: 120 x 0,46 = 55 мГр. 3. Суммарная поглощенная доза облучения щитовидной железы равна: 168 + 55 = 223 мГр. Вклад в эффективную дозу составляет: 223 x 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 N 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 137 ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ Cs БОЛЬШЕ 1 КИ/КВ. КМ ОТ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
Административный t - средний t - средний Сред- Мини- Макси-
район 0 1 нее мальное мальное интервал интервал рас- рас- рас- времени меж- времени меж- стоя- стоя- стоя- ду моментами ду моментами ние, ние, ние, аварии <1> и аварии <1> и км км км начала заг- "максимума" рязнения, плотности сут. загрязнения, сут. <2> 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 Малоархангель- 3,3 4,2 454 441 468
ский
Мценский 3,3 4,3 490 470 512
Новодеревеньков- 3,4 4,2 536 522 558 ский
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 t - 0,1-0,2 сут. 1
Таблица 1.2
РЕКОМЕНДУЕМЫЕ (ПРИ ОТСУТСТВИИ ДАННЫХ ГАММА-СПЕКТРОМЕТРИИ ПРОБ ПОЧВЫ) ЗНАЧЕНИЯ ОТНОШЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ КАКИМ-ЛИБО ДОЛГОЖИВУЩИМ РАДИОНУКЛИДОМ <1> 137 К ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ Cs. ОТНОШЕНИЯ ПРИВЕДЕНЫ К 20 МАЯ 1986 Г.
Администра- Радионуклид тивный район
140 140 134 131 95 95 103 106 Чис- Ba La Cs I Zr Nb Ru Ru ло <2> <4> <7> НП БЕЛГОРОДСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 233 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46
<2> <2>
БРЯНСКАЯ ОБЛАСТЬ
Брасовский 37 0,15 0,17 0,52 1,32 0,054 0,066 1,07 0,42
<3> <3> <2> <3>
Выгоничский 2 0,15 0,17 0,54 1,31 0,058 0,072 1,07 0,42
<3> <3> <2> <3>
Гордеевский 88 0,13 0,15 0,55 1,25 0,063 0,077 1,11 0,45
<5>
Дятьковский 39 0,15 0,18 0,50 1,34 0,054 0,066 1,06 0,41
<3> <3> <2> <3>
Злынковский 62 0,20 0,22 0,54 1,80 0,11 0,14 1,12 0,48
<5>
Карачевский 14 0,15 0,18 0,50 1,34 0,054 0,066 1,06 0,41
<3> <3> <2> <3>
Климовский 134 0,13 0,14 0,53 1,42 0,094 0,12 1,11 0,47
<5>
Клинцовский 138 0,13 0,15 0,55 1,24 0,071 0,089 1,11 0,45
<5>
Комаричский 21 0,15 0,17 0,53 1,32 0,054 0,066 1,07 0,42
<3> <3> <2> <3>
Красногор- 104 0,13 0,15 0,55 1,25 0,063 0,077 1,11 0,45 ский <5>
Мглинский 1 0,14 0,16 0,58 1,28 0,058 0,072 1,09 0,43
<3> <3> <2> <3>
Навлинский 17 0,15 0,17 0,53 1,32 0,054 0,066 1,07 0,42
<3> <3> <2> <3>
Новозыбков- 125 0,13 0,15 0,53 1,39 0,089 0,11 1,11 0,47 ский <5>
Погарский 81 0,13 0,16 0,57 1,27 0,058 0,072 1,10 0,44
<3> <3> <5>
Рогнединский 31 0,15 0,18 0,51 1,33 0,054 0,066 1,06 0,42
<3> <3> <2> <3>
Севский 8 0,14 0,17 0,55 1,30 0,058 0,072 1,08 0,43 <3> <3> <2> <3>
Стародубский 135 0,13 0,16 0,56 1,25 0,058 0,072 1,10 0,44
<5>
Суземский 4 0,14 0,17 0,56 1,29 0,058 0,072 1,08 0,43
<3> <3> <2> <3>
Суражский 10 0,13 0,16 0,56 1,26 0,058 0,072 1,10 0,44
<5>
Трубчевский 66 0,14 0,16 0,58 1,28 0,058 0,072 1,09 0,43
<3> <3> <2> <3>
Унечский 1 0,13 0,16 0,56 1,25 0,058 0,072 1,10 0,44 <5> ВОРОНЕЖСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 271 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
КАЛУЖСКАЯ ОБЛАСТЬ
Думиничский 2 0,16 0,19 0,50 1,37 0,054 0,066 1,09 0,42
<2> <2>
Жиздринский 89 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,06 0,41
<2> <2>
Кировский 6 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,06 0,41
<2> <2>
Козельский 15 0,17 0,19 0,50 1,40 0,054 0,066 1,13 0,45
<2> <2>
Куйбышевский 36 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,06 0,41
<3> <3> <2> <3>
Людиновский 36 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,06 0,41
<2> <2>
Мещовский 6 0,17 0,19 0,50 1,40 0,054 0,066 1,13 0,45
<2> <2>
Ульяновский 115 0,16 0,19 0,50 1,38 0,054 0,066 1,10 0,43
<2> <2>
Хвастович- 53 0,15 0,18 0,50 1,36 0,054 0,066 1,07 0,41 ский <2> <2>
КУРСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 201 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,10 0,43
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
ЛИПЕЦКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 92 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
ОРЛОВСКАЯ ОБЛАСТЬ
Болховский 192 0,17 0,19 0,50 1,38 0,054 0,066 1,11 0,43
<2> <2>
Верховский 21 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,14 0,46
<2> <2>
Глазуновский 36 0,16 0,19 0,50 1,37 0,054 0,066 1,08 0,42
<2> <2>
Дмитровский 94 0,15 0,18 0,51 1,33 0,054 0,066 1,06 0,41
<3> <3> <2> <3>
Залегощен- 32 0,17 0,19 0,50 1,40 0,054 0,066 1,13 0,45 ский <2> <2>
Знаменский 41 0,16 0,19 0,50 1,37 0,054 0,066 1,09 0,42
<2> <2>
Корсаковский 32 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,16 0,46
<2> <2>
Кромский 74 0,16 0,18 0,50 1,36 0,054 0,066 1,07 0,41 <2> <2>
Малоархан- 30 0,16 0,19 0,50 1,38 0,054 0,066 1,10 0,43 гельский <2> <2>
Мценский 113 0,17 0,19 0,50 1,40 0,054 0,066 1,13 0,45 <2> <2>
Новодере- 8 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46 веньковский <2> <2>
Новосильский 27 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,15 0,46
<2> <2>
Орловский 58 0,16 0,19 0,50 1,38 0,054 0,066 1,10 0,43
<2> <2>
Покровский 1 0,17 0,19 0,50 1,39 0,054 0,066 1,12 0,44
<2> <2>
Свердловский 34 0,16 0,19 0,50 1,38 0,054 0,066 1,10 0,43
<2> <2>
Сосковский 16 0,16 0,18 0,50 1,35 0,054 0,066 1,06 0,41
<2> <2>
Троснянский 47 0,16 0,18 0,50 1,36 0,054 0,066 1,07 0,41
<2> <2>
Урицкий 34 0,16 0,19 0,50 1,36 0,054 0,066 1,08 0,41 <2> <2>
Хотынецкий 2 0,16 0,18 0,50 1,36 0,054 0,066 1,07 0,41
<2> <2>
Шаблыкинский 3 0,16 0,18 0,50 1,34 0,054 0,066 1,06 0,41
<3> <3> <2> <3>
РЯЗАНСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 295 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
ТАМБОВСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 7 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,17 0,46
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
ТУЛЬСКАЯ ОБЛАСТЬ
Все районы 1304 0,17 0,20 0,50 1,41 0,054 0,066 1,14 0,46
<3> <3> <3> <3> <3> <3>
125 <1> Отношение плотности загрязнения Sb к плотности 137 загрязнения Cs можно положить равным 0,06. <2> При анализе данных гамма-спектрометрии проб почвы не обнаружено статистически значимой корреляции между плотностью 140 140 137 загрязнения Ba / La и Cs. <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
131 137 корреляции между плотностью загрязнения I и Cs приблизительно равен 0,8, что означает - 60-70% загрязненности 131 137 I статистически связано с загрязненностью Cs: для расстояний 400-620 км - приблизительно 50%. <5> Коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 95 95 137 Zr + Nb и Cs приблизительно равен 0,5, что означает - 95 95 только 25% загрязненности Zr + Nb статистически связано с 137 загрязненностью Cs. <6> Коэффициент корреляции между плотностью загрязнения 103 137 Ru + Cs приблизительно равен 0,9, что означает - 80% 103
загрязненности Ru статистически связано с загрязненностью 137
Cs. <7> Для расстояний между населенным пунктом и ЧАЭС от 110 до 450 км (см. табл. 1) коэффициент корреляции между плотностью
106 137 загрязнения Ru и Cs находится в интервале 0,73-0,85, что
106 означает - 53-72% загрязненности Ru и статистически связано
137 с загрязненностью Cs: для расстояний 450-560 км -
приблизительно 40%.
Таблица 1.3
КОЭФФИЦИЕНТЫ ПРИВЕДЕНИЯ ОТНОШЕНИЯ ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ РАДИОНУКЛИДОМ К ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ 137 Cs, УКАЗАННОГО В ТАБЛ. 1.2, К СРЕДНЕЙ ДАТЕ НАСТУПЛЕНИЯ МАКСИМУМА ПЛОТНОСТИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ РАССМАТРИВАЕМОЙ ТЕРРИТОРИИ
Ра- Средняя дата прохождения радиоактивного облака над территорией дио- (год - месяц - календарное число - календарный час)
нук- лид 86042601 86042612 86042712 86042812 86042912 86043012 86050112 86050212 86050312 86050412 86050512 86050612 86050712 86050712 86050912 86051012
0.0 0.5 1.5 2.5 3.5 4.5 5.5 6.5 7.5 8.5 9.5 10.5 11.5 12.5 13.5 14.5
Коэффициенты приведения величины отношения <1> от даты 86052012 к дате, указанной в верхней строке таблицы
131
I .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
140
Ba .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
140
Lа .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
95 Zr .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
95 Nb .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
103
Ru .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
136
Cs .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
132
Te .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
133
I .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
134 106 144 125 <1> Для Cs, Ru, Се и Sb коэффициенты приведения > 1 не более чем на 6%.
Таблица 1.4
ДОАВАРИЙНЫЕ ОТНОШЕНИЯ АКТИВНОСТЕЙ КОРОТКОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ К РОДСТВЕННЫМ ДОЛГОЖИВУЩИМ
136 132 133 95 Cs Te I Zr ----- ----- ---- ----- 137 131 131 144 Cs I I 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
137 средней плотностью загрязнения Cs, равной 1,52 МБк/кв. м
(41 Ки/кв. км).
- По табл. 1.1 выбираем параметры t = 2,5 сут. (начало
0 загрязнения) и t = 3,5 сут. (условный максимум плотности
1 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).
12 Дата Д , соответствующая значению параметра t , - 860429 .
t1 1
i
- Приводим значения отношения R плотности загрязнения i-го
t1 137 12 РН к плотности загрязнения Cs из табл. 1.2 от даты 860520 к Д с использованием коэффициентов из табл. 1.3: t1
140 2.1. Ba: R = 0,20 х 3,13 = 0,63;
t1 140 2.2. Lа: R = 0,22 х 3,02 = 0,66;
t1 134 2.3. Cs: R = 0,54 х 1 = 0,54 (см. сноску к табл. 1.3);
t1 131 2.4. I: R = 1,80 х 6,11 = 11;
t1 95 2.5. Zr: R = 0,11 х 1,26 = 0,14;
t1 95 2.6. Nb: R = 0,14 х 1,05 = 0,15;
t1 103 2.7. Ru: R = 1,12 х 1,45 = 1,62;
t1 106 2.8. Ru: R = 0,48 х 1 = 0,48 (см. сноску к табл. 1.3);
t1 125 2.9. Sb: R = 0,06 х 1 = 0,06 (см. сноску <1> к табл.
t1 1.2).
144 95 R для Ce получаем по Zr (см. табл. 1.4), приводя t1
12 предварительно его относительную активность от даты 860520 к дате аварии (см. табл. 1.3);
144 2.10. Ce: = 0,11 х 1,3/1,3 = 0,11.
- Соответствующие отношения для короткоживущих РН получаем из данных табл. 1.4 умножением доаварийных соотношений родственных РН
131 (относительную активность I необходимо предварительно привести
12 от даты 860520 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 Д :
t1 136 3.1. Cs: R = 0,23 х 0,833 = 0,19;
t1 132 3.2. Te: R = (1,8 х 8,24) х (1,45 х 0,479) = 10;
t1 133 3.3. I: R = (1,8 х 8,24) х (1,57 х 0,0629) = 1,5.
t1 В результате получены отношения плотностей загрязнения
137 основных дозообразующих РН к плотности загрязнения Cs, приведенные к дате Д , а после умножения их на плотность
t1 137 загрязнения Cs - 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.:
137 134 136
Cs - 1,52 МБк/кв. м; Cs - 0,82 МБк/кв. м; Сs - 0,3
131 132 133 МБк/кв. м; I - 16,7 МБк/кв. м; Te - 15,2 МБк/кв. м; I -
140 140 2,3 МБк/кв. м; Ba - 1,0 МБк/кв. м; La - 1,0 МБк/кв. м; 95 95 103 Zr - 0,2 МБк/кв. м; Nb - 0,2 МБк/кв. м; Ru - 2,5 МБк/кв. м; 106 144 125
Ru - 0,7 МБк/кв. м; Ce - 0,17 МБк/кв. м; Sb - 0,09 МБк/кв. м.
ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА ПО НАДЗОРУ В СФЕРЕ ЗАЩИТЫ ПРАВ ПОТРЕБИТЕЛЕЙ И БЛАГОПОЛУЧИЯ ЧЕЛОВЕКА
ПИСЬМО
от 19 декабря 2013 г. N 01/14570-13-32
ОБ ОЦЕНКЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ ПРИ МЕДИЦИНСКОМ ОБЛУЧЕНИИ И ЭФФЕКТИВНОСТИ
САНИТАРНОГО НАДЗОРА
Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека проведена оценка радиационной безопасности населения Российской Федерации при медицинском облучении. Годовая эффективная доза от медицинского облучения на душу населения России в течение последних лет снижается и в 2012 году составила около 0,6 мЗв. Это самый низкий показатель за все время наблюдения (с 1970 года) и в 3,5 раза ниже, чем в экономически развитых странах. Суммарное количество всех диагностических рентгенорадиологических процедур в России в 2012 году достигло 241 млн. Это означает, что на душу населения (143 млн. человек) приходится 1,7 процедуры в год (или 1,2 исследования, а в экономически развитых странах 1,6 исследования) и наблюдается устойчивый рост: на 40% за последние 10 лет при росте заболеваемости на 17,0% за этот же период. Наибольший вклад в общее число диагностических исследований составляет рентгенография - 64%, далее флюорография 33%, компьютерная томография - 2% ( <>), рентгеноскопические исследования - около 1,0% и радионуклидная диагностика - 0,2% . Таким образом, рентгенография и флюорография в общей сложности составляют в России подавляющую часть (97%) от всех диагностических исследований. Наибольший рост среди исследований составляет компьютерная томография - за 10 лет частота ее использования увеличилась более чем в 3 раза, а за последние три года в 1,5 раза. В экономически развитых странах число процедур компьютерной томографии на 1000 жителей составляет , в США , в Японии - , а число радионуклидных исследований - . За последние годы в 2 раза возросло число низкодозовых цифровых рентгенограмм и флюорограмм, в то же время число пленочных снимков сократилось всего на несколько процентов.
<> Число диагностических процедур на 1000 человек населения.
Коллективная доза у населения Российской Федерации за счет диагностического использования медицинских источников ионизирующего излучения в 2012 году составила 78,7 тыс. чел.-Зв. До настоящего времени происходило ее постоянное снижение - за 10 лет на 30% (ранее по 3% в год, в последние годы - 0,3% в год). Таким образом, скорость снижения коллективной дозы замедляется. Наибольший вклад в коллективную дозу медицинского облучения пациентов в 2012 году внесли рентгенографические исследования - 34% (при объеме исследований в 64%) и КТ - 30% (при объеме исследований в 2%). Вклад флюорографических исследований составил 12% (при объеме исследований в 33%), рентгеноскопических - 14% (при объеме исследований в 0,9%), радионуклидной диагностики - 1% (при объеме исследований в 0,2%). То есть, 2% компьютерной томографии создают 30% дозы (как и рентгеноскопия). За 10 лет вклад компьютерной томографии в коллективную дозу медицинского облучения вырос в 3 раза. Поэтому в перспективе следует ожидать увеличения уровня медицинского облучения, в основном за счет дальнейшего развития компьютерной томографии. Об этом говорит динамика медицинского облучения и аналогичный международный опыт. Следует отметить, что число измеренных (реальных) доз в статистической форме N 3-ДОЗ недостаточно и составляет всего 60%. В связи с этим следует продолжить работу с медицинскими организациями по стимулированию перехода от расчетных методов контроля доз к измерению дозы по радиационному выходу, определяемому в рамках обязательного контроля эксплуатационных параметров рентгеновских аппаратов. Наиболее облучаемыми органами в рентгенодиагностике являются органы брюшной полости и, в том числе, органы пищеварения (3,3 мЗв/процедура), верхний (1,0 мЗв/процедура) и нижний (1,9 мЗв/процедура) отделы желудочно-кишечного тракта. К другим высокодозовым процедурам относятся обследования нижних отделов скелета: область таза (0,9 мЗв/процедура) и поясничного отдела позвоночника (0,8 мЗв/процедура). Максимальные дозы медицинского облучения в среднем на одного жителя зарегистрированы в Амурской области (0,98 мЗв/год), Нижегородской области (0,92 мЗв/год), Республике Алтай (0,89 мЗв/год), Тюменской области (0,84 мЗв/год), Магаданской области (0,82 мЗв/год), Астраханской области (0,78 мЗв/год). Таким образом, на территории Российской Федерации наблюдается снижение уровня медицинского облучения при увеличении объемов рентгенологических исследований. Тенденция снижения уровня медицинского облучения обусловлена целым рядом причин, в том числе: повышением чувствительности рентгеновской пленки, внедрением цифрового оборудования, сокращением числа и способа проведения высокодозообразующих рентгеноскопий и, в частности, более широким использованием усилителя рентгеновского изображения (УРИ) или электронно-оптического преобразователя (ЭОП). Тенденция увеличения объемов рентгенологических исследований объясняется как увеличением уровня заболеваемости, так и улучшением доступности рентгенорадиологической помощи населению. В этой связи повышенное внимание следует уделять контролю обоснованности назначений рентгенорадиологических исследований, особенно высокоинформативных и высокодозовых методов диагностики (компьютерная томография). Доза облучения пациента в основном зависит от состояния рентгенорадиологического оборудования и квалификации персонала, проводящего рентгенорадиологические исследования. Следует отметить, что за последние 5 лет число цифровых рентгеновских аппаратов, позволяющих существенно снижать дозу облучения пациента, возросло в 2 раза, однако их доля составляет меньшинство - 17% среди аналогичного рентгеновского оборудования. Следует отметить, что в экономически развитых странах большинство исследований проводится на цифровых рентгеновских аппаратах. В связи с этим необходимо продолжить работу с исполнительными органами государственной власти субъектов Российской Федерации в сфере охраны здоровья по ведению региональных программ по внедрению новых видов цифрового малодозового рентгеновского оборудования, своевременной замене устаревших средств радиационной защиты и по поддержанию на должном уровне квалификации медицинского персонала в вопросах радиационной безопасности.
Тенденции медицинского облучения в мире
Ежегодно во всем мире проводится около 3 миллиардов рентгенологических и 33 миллиона радионуклидных исследований, более 5 миллионов пациентов подвергаются лучевой терапии. В итоге в экономически развитых странах ежегодное число рентгенорадиологических диагностических исследований по данным НКДАР ООН превышает 1,6 на душу населения, а средняя эффективная доза медицинского облучения составляет 1,9 мЗв. Эти уровни постоянно растут и, как ожидается, будут расти и в последующие годы. За последние годы эффективная доза от медицинского облучения на душу населения мира увеличилась в полтора раза, а коллективная доза - более чем на 70%, в то время как население увеличилось лишь на 10%. В основном, медицинское облучение увеличилось благодаря быстрому росту использования компьютерной томографии, которая является одним из наиболее информативных методов лучевой диагностики. Другой причиной роста медицинского облучения является все более широкое использование интервенционной рентгенологии. Дозы в коже и подкожных тканях пациентов иногда доходят до пороговых и вызывают лучевые поражения. Персонал также получает высокие дозы, приближающиеся к соответствующим пределам дозы. В целом в мире наблюдаются две противоположные тенденции изменения уровня медицинского диагностического облучения: - замена старого более высокодозового рентгенорадиологического оборудования современным новым, в том числе низкодозовым цифровым, как следствие снижение дозы от рентгенодиагностики общего назначения; - внедрение инновационной техники и технологии (компьютерная томография, позитронно-эмиссионная томография, интервенционная радиология и др.) ведущее к повышению дозы. Данная тенденция преобладает в странах с развитой медициной, и поэтому уровень медицинского облучения в мире в последнее время растет. В целях совершенствования системы обеспечения радиационной безопасности населения при проведении рентгенорадиологических медицинских исследований предлагаем руководителям управлений Роспотребнадзора по субъектам Российской Федерации продолжить работу: - по взаимодействию с исполнительными органами государственной власти субъектов Российской Федерации в сфере охраны здоровья в вопросах региональных программ по внедрению новых видов цифрового малодозового рентгеновского оборудования, своевременной замене устаревших средств радиационной защиты медицинского персонала и пациентов; - по направлению предложений в исполнительные органы государственной власти субъектов Российской Федерации в сфере охраны здоровья по оптимизации структуры рентгенорадиологических исследований в субъекте в целях снижения доз облучения пациентов; - по переходу от расчетных к инструментальным методам контроля за дозами облучения пациентов в медицинских учреждениях; - по надзору за наличием подготовки медицинского персонала по вопросам радиационной безопасности.
Вр.и.о. руководителя
А.Ю.ПОПОВА
