На главную
На главную

Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем

В методических указаниях содержатся требования по сбору исходных данных, характеризующих радиационную обстановку в случае радиоактивного загрязнения окружающей среды путем атмосферного переноса радиоактивной принеси, и последующей оценке возможных доз облучения населения.

Обозначение: МУ 2.6.1.2153-06
Название рус.: Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем
Статус: действует
Дата актуализации текста: 05.05.2017
Дата добавления в базу: 01.10.2014
Дата введения в действие: 01.03.2007
Утвержден: 04.12.2006 Главный государственный санитарный врач Российской Федерации
Опубликован: Роспотребнадзор (2007 г. )
Ссылки для скачивания:

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Оперативная оценка доз облучения населения прирадиоактивном загрязнении территории воздушным путем

Методические указания
МУ 2.6.1.2153-06

1. Разработаны ФГУН «Санкт-Петербургскийнаучно-исследовательский институт радиационной гигиены им. профессора П.В.Рамзаева» (В.Ю. Голиков, Г.Я. Брук, И.А. Звонова, А.Н. Барковский).

2. Рекомендованы к утверждениюКомиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированиюРоспотребнадзора (протокол № 3 от 15 ноября 2006г.).

3. Утверждены РуководителемФедеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучиячеловека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г.Онищенко 4 декабря 2006г.

4. Введены в действие с 1марта 2007г.

5.Вводятся впервые.

 

УТВЕРЖДАЮ

Руководитель Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека,

Главный государственный санитарный врач Российской Федерации

Г.Г. Онищенко

4 декабря 2006г.

Дата введения: 1 марта 2007г.

 

Содержание

1. Область применения

2. Нормативные ссылки

3. Термины и определения

4. Основные фазы развития радиационной аварии и пути облучения населения

5. Общие требования к проведению радиационного мониторинга

6. Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведении радиационного мониторинга

7. Виды измерений в населённых пунктах, контролируемые параметры

7.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения

7.2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения

7.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах

7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе

8. Оценка доз облучения населения

8.1. Оценка дозы внешнего гамма-излучения

8.2. Оценка дозы внутреннего облучения

8.3. Оценка суммарной дозы облучения населения

Приложение 1 Перечень методических и нормативных документов, определяющих требования к проведению радиационного мониторинга

Приложение 2 Характеристики распада радионуклидов

Приложение 3 Форма заполнения протокола измерений мощностей доз гамма-излучения

Приложение 4 Форма заполнения протокола измерений индивидуальных доз гамма-излучения

Приложение 5 Методические аспекты проведения измерений содержания 131I в щитовидной железе

Приложение 6 Коэффициенты перехода от концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью

Приложение 7 Коэффициенты перехода от единичной поверхностной активности радионуклида в почве к мощности поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1м над поверхностью земли

Приложение 8 Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБк радионуклида с вдыхаемым воздухом, мЗв/кБк *)

Приложение 9 Дозовые коэффициенты для перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы

 

1. Область применения

1.1. Методические указания(далее - МУ) разработаны на основе требований Норм радиационной безопасности (НРБ-99)и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99),а также концепций и подходов, изложенных в Международных Основных НормахБезопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения систочниками излучения 1996 года и Руководстве по радиационной защите приавариях ядерных реакторов (МАГАТЭ, 1998).

В настоящих МУ содержатся требования посбору исходных данных, характеризующих радиационную обстановку в случаерадиоактивного загрязнения окружающей среды путем атмосферного переносарадиоактивной примеси, и последующей оценке возможных доз облучения населения.

1.2. Положения МУпредназначены для использования в системе аварийного реагирования органовФедеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучиячеловека при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем.

1.3. МУ устанавливают:

• содержание и объемрадиационного мониторинга в населенных пунктах на промежуточной фазерадиационной аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение окружающейсреды;

• способы интерпретациирезультатов измерений и алгоритмы оценки прогнозируемых доз внешнего ивнутреннего облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты вкраткосрочной перспективе.

1.4. Результаты измерений иоснованные на них прогнозные оценки доз облучения населения за 1-ый месяц и за1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты, должны, наряду сданными измерений других ведомств, использоваться:

• для радиологическогообоснования введения защитных мероприятий на промежуточной фазе аварии (п. 6.4 НРБ-99);

• для реконструкции дозоблучения населения, проживающего на подведомственной территории.

2. Нормативные ссылки

2.1. СП 2.6.758-99. Нормырадиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы.М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиеническойсертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

2.2. СП 2.6.1.799-2000.Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99).М.: Минздрав России, 2000.

2.3. Общие требования кпостроению, изложению и оформлению нормативных и методических документовсистемы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования:Руководство. М.: Минздрав России, 1998.

2.4. Инструктивно-методическиематериалы о работе территориальной санитарно-эпидемиологической станции приликвидации последствий аварии на ядерно-физической установке. М.: МинздравСССР, 1990.

2.5. Методические рекомендации«Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий,загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС», утвержденызаместителем Главного государственного санитарного врача Российской ФедерацииА.А. Монисовым 12.03.1997.

2.6. ГОСТР 8.594-2002 ГСИ. Метрологическое обеспечение радиационного контроля.Основные положения.

2.7. ГОСТР-8.589-2001. Государственная система обеспечения единства измерений.Контроль загрязнения окружающей природной среды. Основные положения.

2.8. Руководство помониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R. МАГАТЭ, 2002.

2.9. Руководство порадиационной защите при авариях на ядерных реакторах. IAEA-TECDOC-955/R. МАГАТЭ, 1998.

3. Термины и определения

3.1.Авария радиационная - потеряуправления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностьюоборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийнымибедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучениюлюдей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

3.2.Вмешательство - действие,направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятныхпоследствий облучения.

3.3.Дезактивация - удаление илиснижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либосреды.

3.4.Доза в органе или ткани - средняяпоглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.

3.5.Доза эквивалентная - поглощеннаядоза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициентдля данного вида излучения.

3.6.Доза эффективная - величина,используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучениявсего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом ихрадиочувствительности.

3.7.Доза предотвращаемая - прогнозируемаядоза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитнымимероприятиями.

3.8.Жилая среда (в рамках настоящего документа) - часть среды обитания в пределах населенных пунктов (заисключением промплощадок предприятий и санитарно-защитных зон) под юрисдикцией(ответственностью) местных органов самоуправления: строения и помещения,предназначенные для проживания людей, а также общественный транспорт.

3.9.Загрязнение радиоактивное -присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе,в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни,установленные Нормами и Правилами.

3.10.Загрязнение радиоактивное (в рамках настоящего документа) - радиоактивное загрязнение территории за пределамисанитарно-защитной зоны радиационного объекта.

3.11.Контроль радиационный - получениеинформации о радиационной обстановке на предприятии, в окружающей среде и обуровнях облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрическийконтроль).

3.12.Облучение - воздействие начеловека ионизирующего излучения.

3.13.Облучение аварийное - облучение врезультате радиационной аварии.

3.14.Облучение планируемое повышенное - планируемоеоблучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, сцелью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения еепоследствий.

3.15.Облучение потенциальное - облучение,которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

3.16.Объект радиационный - предприятия,где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующегоизлучения.

3.17.Органы государственного надзора за радиационной безопасностью - органы, которые уполномочены ПравительствомРоссийской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационнойбезопасностью.

3.18.Производственная среда (в рамкахнастоящего документа) - часть среды обитания в пределах специальноконтролируемых производственных (рабочих) зон под юрисдикцией (ответственностью)администрации, осуществляющей производственную деятельность на территориипромплощадки (промзоны) предприятия.

3.19.Радиационная обстановка (в рамках настоящего документа) - совокупность радиационных факторов в пространстве и вовремени, способных воздействовать на функционирование (использование) объекта,вызывать облучение персонала, населения и окружающей среды.

3.20.Радиационный параметр (в рамках настоящего документа) - физическая величина, характеризующая поля ионизирующихизлучений, источники ионизирующих излучений и результаты взаимодействияионизирующих излучений со средой, используемая для оценки состояниярадиационной обстановки.

3.21. Уровень вмешательства(УВ) - уровеньрадиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенныезащитные мероприятия.

4. Основные фазыразвития радиационной аварии и
пути облучения населения

4.1. Возможны следующие основные путирадиоактивного загрязнения окружающей среды:

• выброс радиоактивных веществ ватмосферу;

• сброс радиоактивных веществв поверхностные воды (реки, озера и т. д.).

В настоящем документе рассмотренывопросы, относящиеся к радиационному мониторингу и оценке доз облучениянаселения при первом из вышеуказанных путей радиоактивного загрязненияокружающей среды.

Радиоактивные вещества,выброшенные в атмосферу, распространяются в дальнейшем ветровым потоком отточки выброса на значительные расстояния, перемешиваясь и осаждаясь наподстилающую поверхность в зависимости от метеорологических условий.Концентрация радиоактивной примеси в приземном слое воздуха является исходнымпараметром, определяющим ингаляционное поступление радионуклидов в организмчеловека и последующее внутреннее облучение, а также внешнее облучение человекаот радиоактивного облака. Радиоактивное загрязнение окружающей среды являетсяисходным звеном в дальнейшей цепочке путей облучения человека, - внешнегооблучения от подстилающей поверхности, внутреннего облучения от загрязнениярастительности и за счет корневого поступления радионуклидов в растения из почвы(рис 1).

Рис.1. Схема процессов облучениячеловека при радиоактивном загрязнении окружающей среды атмосферным путем

4.2. Оценка доз облучения населения, прогнозрадиологических последствий аварии, планирование и осуществление необходимыхмероприятий по защите населения должны проводиться с учетом следующих фазразвития аварии: ранняя, промежуточная и восстановительная.

Ранняя фаза аварии охватывает период времени от начала аварии до моментапрекращения выбросов радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формированиярадиоактивного следа в местах проживания или нахождения населения.Продолжительность этого периода может быть от нескольких часов до несколькихнедель. На ранней фазе радиационной аварии путями облучения населения являются:

• Внешнее облучение отрадиоактивного облака и от успевшей осесть на подстилающую поверхностьрадиоактивной примеси.

• Внутреннее облучение за счетвдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при погружении в радиоактивное облако,а также при вторичном и техногенном пылеобразовании (ингаляционный компонентдозы внутреннего облучения).

• Внутреннее облучение за счетпоступления радионуклидов в организм с продуктами питания (пероральныйкомпонент дозы внутреннего облучения).

Все виды радиационной защиты населения наранней фазе радиационной аварии (эвакуация, укрытие, ограничение режимаповедения и питания, йодная профилактика) носят срочный характер и основаны, восновном, на классификации произошедшей аварии, аварийных планах радиационноопасного объекта, на котором произошла авария, и на моделировании процессовраспространения и осаждения радиоактивной примеси с учетом метеоусловий врайоне выброса. В этот период времени данных реальных измерений параметроврадиационной обстановки для принятия решений, во-первых, мало и, во-вторых, этиданные могут существенно меняться во времени и пространстве.

Промежуточная фаза аварии охватывает период времени, когда уже нетдополнительного поступления радионуклидов в окружающую среду от источникавыброса. После прохождения радиоактивного облака и окончания процессарадиоактивных вы­падений путями облучения населения являются:

• Внешнее облучение отрадионуклидов, находящихся в окружающей природной и антропогенной средах.

• Внутреннее облучение за счетпоступления радионуклидов в организм с продуктами питания.

• Внутреннее облучение за счетвдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при вторичном и техногенном пылеобразовании.

В течение этого периода времени,длящегося несколько месяцев, принимаются решения о введении новых илипродолжении ранее принятых срочных мер радиационной защиты уже на основепроведенных измерений уровней содержания радиоактивных веществ в окружающейсреде и вытекающих из них оценок доз внешнего и внутреннего облучения населенияс учетом других факторов.

Восстановительнаяфаза аварии характеризуется комплексоммер, осуществляемых для возврата к условиям нормальной жизнедеятельностинаселения, и может длиться несколько лет в зависимости от характеристиквыброса; характеристик, размеров и эффективности мер реабилитации загрязненнойтерритории; эффективности мер радиационной защиты населения. Пути облучениянаселения на этой фазе аварии те же, что и на промежуточной фазе аварии.

5. Общие требования кпроведению
радиационного мониторинга

5.1. Радиационный мониторингприродной и жилой сред начинается на ранней стадии радиационной аварии и далеепродолжается по мере необходимости. Радиационные измерения вначале связаны спрохождением радиоактивного облака, и включают измерения концентраций отдельныхрадионуклидов в приземном слое воздуха, измерения мощности дозы в воздухе.После окончания радиоактивных выпадений начинаются измерения поверхностнойактивности на почве, измерения удельной активности отдельных радионуклидов вводе, продуктах питания и других объектах окружающей среды, продолжаютсяизмерения мощностей доз в воздухе.

5.2. Органы и учрежденияФедеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучиячеловека контролируют и проводят радиационные измерения в населенном пункте иего ареале. Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте,подлежащие контролю, перечислены в табл. 5.1.

5.3. На ранней фазе радиационной аварии (во времявыброса) проводятся изме­рения только мощности дозы гамма-излучения в воздухена открытой местности для обнаружения и фиксирования прихода радиоактивногооблака. Значение измеренной мощности дозы на высоте 1м над подстилающейповерхностью 0,1 мЗв ч-1 (~10мР∙ч-1) являетсянижним граничным значением мощности дозы в облаке, при достижении ко­торогонеобходимо рассмотреть вопрос о введении таких защитных мероприятий, какблокирование щитовидной железы и временное укрытие жителей.

На промежуточной фазе аварии (после окончания радиоактивных выпадений) вполной мере начинаются измерения на всех объектах (табл. 5.1), подлежащихконтролю подразделениями территориальных управлений Федеральной службы понадзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека.

Результаты измерений, полученные в этовремя, используют для получения прогнозных оценок доз облучения населения за1-ый месяц и за 1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты.Кроме того, результаты этих измерений должны использоваться в качестве исходныхданных для реконструкции доз облучения населения, проживающего наподведомственной территории.

Таблица 5.1

Объектыи параметры радиационного мониторинга населения на промежуточной фазерадиационной аварии

Объект контроля

Параметры измерений

Технические средства

Подстилающая поверхность населенных пунктов и их ареалов

Мощность дозы гамма-излучения

Носимые дозиметры

Здания

Мощность дозы гамма-излучения

Носимые дозиметры

Пробы почвы

Поверхностная активность радионуклидов

Гамма - и бета-спектрометры, радиохимическое выделение, бета-радиометры

Пробы питьевой воды

Удельная активность радионуклидов

Радиохимическое выделение, бета-радиометры, гамма-спектрометры

Пробы пищевых продуктов (включая природные)

Удельная активность радионуклидов

Гамма и бета-спектрометры, радиохимическое выделение, бета-радиометры

Население

Индивидуальные дозы внешнего облучения за период контроля; содержание радионуклидов в организме

Индивидуальные термолюминесцентные дозиметры (ТЛД); счетчики излучения человека (СИЧ)

6. Требования каппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведениирадиационного мониторинга

6.1. Методики проведения измерения должныбыть аттестованы и согласованы с Госстандартом России в установленном порядке.Все средства измерений должны иметь свидетельство о действующей государственнойповерке. Основные методические и нормативные документы, определяющие требованияк проведению радиационного мониторинга, приведены в прилож.1.

6.2. Выбор средств измерений мощностидозы гамма-излучения регламентируется следующими параметрами:

• энергетический диапазонизмерений - не менее 0,05-3 МэВ;

• нижняя граница диапазонаизмерений - не выше 0,1 мкЗв∙ч-1 (10 мкР∙ч-1);

• верхняя граница диапазонаизмерений в режиме «поиск» - не ниже 1 Зв∙ч-1 (100 Р∙ч-1);

• продолжительность периодаусреднения показаний в режиме «поиск» - не более 2с;

• основная погрешностьпоказаний измерительного прибора - не больше 15 %;

• погрешность, обусловленнаязависимостью показаний измерительного прибора от энергии гамма-излучения вдиапазоне 0,05-3 МэВ - не больше 40 %;

• метеорологические условияизмерений - всепогодное исполнение прибора;

• в конструкции измерительногоприбора должна быть предусмотрена возможность его дезактиваций.

6.3. Примерный переченьаппаратуры для проведения радиационных измерений, представлен в табл.6.1. Дляпроведения измерений могут быть использованы другие усовершенствованные и вновьразработанные приборы, удовлетворяющие требованиям п. 6.2.

Таблица 6.1

Примерный перечень аппаратуры для проведения радиационных измерений

Наименование, тип приборов и оборудования

Универсальный спектрометрический комплекс (типа «Гамма Плюс», «Прогресс») в комплекте с блоками детектирования в свинцовой защите:

сцинтилляционный 63х63 (-гамма); сцинтилляционный 80×100 (-бета)

Гамма-спектрометр с полупроводниковым детектором

Гамма-спектрометр со сцинтилляционным детектором

Радиометр-спектрометр типа РСУ-01 «Сигнал», «Прогресс-Спектр» или радиометр типа РУБ-01П6

Измеритель мощности дозы портативный с устройством определения географических координат ДКГ-01 «Сталкер»

Мобильный гамма-бета спектрометр с блоками детектирования 63х63 и 80х100 в свинцовой защите

Дозиметры типа ДРГ-01Т, ДБГ-06Т, ДБГ-01Н

Радиометр-дозиметр МКС-01Р

Поисковые приборы СРП-88Н, СРП-68-01

Стационарные и переносные СИЧи

ТЛ-приборы с комплектами индивидуальных термолюминесцентных дозиметров

Дозиметр ДКС-04 или комплект для индивидуальной дозиметрии типа АКИД-201С, КТД-02,ДТУ-01

Приборы для радиационной разведки ДП-5

7. Виды измерений внаселённых пунктах, контролируемые параметры

7.1. Измерение мощностидозы гамма-излучения

7.1.1. Для внешнего облучениянаселения ведущими радионуклидами являются

137Cs, 134Cs,136Cs, 131I, 133I, 132Те+ 132I, 140Ba+ 140La,95Zr+ 95Nb, 105Ru, 106Ru, 125Sb,144Ce. Энергетический спектрэтих радионуклидов содержит, в основном, гамма-излучение с энергией от 0,1 до 2МэВ, что обеспечивает их уверенную регистрацию штатными приборами. Более полныйсписок радионуклидов, содержащихся в выбросах при различных сценариях ядерныхаварий, и их основные характеристики приведены в прилож. 2.

7.1.2. Измерения мощности дозыпроводятся носимыми дозиметрами гамма-излучения на высоте 1м над поверхностьюземли при измерениях на открытой местности, и на высоте 1м над полом в центрекомнаты при измерениях в домах. В измерениях должны использоваться дозиметрыгамма-излучения, имеющие действующий аттестат о метрологической поверке.Статистическая погрешность результатов измерений не должна превышать 5 %.

7.1.3. Измерения должны бытьпроведены в следующих точках и участках населенного пункта и его ареала,связанных с режимом поведения различных групп населения:

• жилые помещения домов,типичных для данного населенного пункта;

• приусадебные участки;

• улицы;

• производственные помещения;

• открытые производственныезоны;

• целина;

• пахота;

• зоны отдыха (лес, луг, берегреки и др.).

При выборе точек измерений следует руководствоватьсяследующими соображениями:

• Точки измерений на улицахдолжны выбираться в зонах преимущественного нахождения людей (тротуары,площадки у магазинов, детские площадки), включать все типы покрытий, имеющихсяв НИ (целина, грунтовое покрытие, асфальт), и более или менее равномернораспределяться по его территории. Общее количество точек измерения должно бытьпримерно равно территории НИ в км , умноженной на 10 (но не менее 5 точек наНП). Распределение точек измерений по типам покрытий должно примерносоответствовать долям последних в общей площади (протяженности) улиц.

• Точки измерений в домах должны включать все имеющиеся в НП типы домов (1-этажныедеревянные, 1-этажные каменные, многоэтажные). Должно быть обследовано не менее10 % имеющихся в НП домов каждого типа (но не менее 3 домов на НП). Дляодноэтажных домов усадебного типа измерения рекомендуется проводить в двухкомнатах: примыкающей к уличной стене и примыкающей к огороду. При наличиикаменных домов различного вида (из красного кирпича, из белого кирпича, изшлакоблоков, из бетонных панелей и т. д.) необходимо провести измерения в домахкаждого вида из того же расчета (примерно для 10 % общего числа домов, но неменее 3 домов каждого вида). Дома, в которых проводятся измерения, должны быть,по возможности, равномерно распределены по территории НП.

• Точки измерения во дворах должны выбираться примерно в середине двора в зоне доступнойдля пребывания людей. Не следует выбирать их на клумбах, в палисадниках и т. д.Рекомендуется проводить измерения во дворах именно тех домов, внутри которыхпроводились измерения. Мощность дозы, как правило, измеряется в одной точкедвора. Точки измерения во дворах должныбыть, по возможности, равномерно распределены по территории НП и охватывать неменее 10 % всех дворов (но не менее 5 дворов на НП).

• Точки измерения на огородах должны быть, по возможности, равномерно распределены потерритории НП и охватывать 5-10 % всех имеющихся огородов (но не менее 3огородов на НП). При этом рекомендуется проводить измерения на огородах именнотех домов, внутри которых проводились измерения. Мощность дозы измеряется водной точке в центре огорода на высоте 1м над землей.

• Измерения проводятся неменее чем в 10 % производственныхзданий данного НП (ноне менее 3 в каждом НП). Точки измерения выбираются в 1-3 комнатах на каждомэтаже, причем измерения в них проводятся на высоте 1м от пола посреди комнаты.

• Измерения в школах и детсадах должны охватывать все имеющиеся в НПздания такого типа. Точки измерения выбираются в 1-3 комнатах на каждом этаже,причем измерения в них проводятся на высоте 1м от пола посреди комнаты.

• Точки измерения на рабочих дворах должны охватывать не менее 10 %локаций отнесенных к этой категории в данном НП (но не менее 3 в каждом НП).Измерения проводятся в 1-3 точках рабочего двора, в которыхнаиболее часто находятся люди, на высоте 1м над поверхностью земли.

• Точки измерения на пашне должны выбираться на пахотных землях с разных сторон от данногоНП в непосредственной близости (не расстоянии не более 3км) от него на высоте1м над поверхностью земли. При этом точки измерений должны выбираться на ровныхместах на расстоянии не менее 50м от непаханых участков, дорог, оврагов, холмови т. д., а количество их должно быть не менее 3 на НП.

• Точки измерения на целине должны выбираться с разных сторон от НП в его ареале нанепаханых землях. Число их должно быть не менее 5 на НП и, они должныохватывать основные места работы его жителей, относящиеся к этой локации(целинные пастбища, покосы, лес). Точки измерения выбираются на ровном месте неближе 50м от паханых участков, дорог, оврагов, холмов и т. д. Измеренияпроизводятся на высоте 1м над поверхностью земли.

• Точки измерения в зоне отдыха выбираются в наиболее посещаемыхместах отдыха жителей данного НП (берег реки или озера, лес, луг и т. д.). Общеечисло точек измерений, как правило, должно составлять 3-5 на НП.

7.1.4. По окончании измерений для каждой i-го типаобследуемого пространства в НП вычисляют среднее значение мощности дозы () и среднеквадратичное отклонение (Si) с использованием формул:

                                                                       (7.1)

 где                                              (7.2)

Pni - результаты n-гоизмерения мощности дозы в i-й локацииданного НП;

Ni - полное число измерений в i-ой локацииданного НП.

Пример заполнения протокола припроведении измерений мощностей доз в НП приведен в прилож. 3.

7.2. Индивидуальныйдозиметрический контроль внешнего облучения

Индивидуальный дозиметрический контроль(ИДК) внешнего облучения жителей НП проводится с использованиемтермолюминесцентных дозиметров (ТЛД), как правило, на основе детекторов изфтористого лития. Для считывания накопленной информации может использоватьсялюбой термолюминесцентный прибор, прошедший метрологическую аттестацию.

На промежуточной фазе аварии, повозможности, измерения необходимо провести дважды: 1-ый месячный цикл - сразупосле окончания радиоактивных выпадений; 2-ой месячный цикл - в конце 1-го годапосле аварии. Проводить измерения необходимо в соответствии с методическими рекомендациями«Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий,загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС». Пример заполненияпротокола при проведении измерений индивидуальных доз у жителей НП приведен в прилож. 4.

7.3. Определениесодержания радионуклидов в пищевых продуктах

Для определения удельной активностирадионуклидов в пробах пищевых продуктов используют гамма-спектрометрические ирадиохимические методы анализа.

Анализ проб на содержание радионуклидоввыполняют на аттестованных гамма-спектрометрах со сцинтилляционным илиполупроводниковым детектором. Минимальная детектируемая активность (МДА) длятаких приборов должна быть не хуже 5 Бк на пробу. Основная погрешностьизмерений не должна превышать 20 %. Если активность радионуклида в пробе меньшеМДА, необходимо провести предварительное концентрирование пробы (выпаривание,озоление) до измерительного объема с ее последующим повторнымгамма-спектрометрическим анализом.

При невозможности получения статистическидостоверного результата на гамма-спектрометре, выполняют радиохимический анализпробы. Радиохимическое определение содержания различных радионуклидов в пробахпроизводят по стандартным методикам с использованиематтестованной низкофоновой радиометрической аппаратуры.

По окончании серии измерений пробвычисляют среднее арифметическое значение  удельной активности радионуклида исреднеквадратичное отклонение (SA) с использованиемформул, аналогичных (7.1) и (7.2).Для выполнения дозовых оценок следует использовать полученные средние значенияудельной активности радионуклида в различных видах пищевых продуктов.

7.4. Определениесодержания радионуклидов йода в щитовидной железе

Радиоактивные изотопы йода избирательнонакапливаются в щитовидной железе (ЩЖ) человека. При потреблении населениемзагрязненных продуктов местного производства основная часть дозы облученияформируется за счет потребления молока, загрязненного 131I. При однократном загрязнении пастбища максимумконцентрации в молоке наступает на третий-пятый день, а максимум содержания вЩЖ человека - на пятый-восьмой день после радиоактивного загрязнения местности.Методические аспекты, связанные с проведением измерений содержания 131I вЩЖ, представлены в прилож.5.

8. Оценка доз облучениянаселения

Уровень облучения представителейразличных групп населения (в зависимости от возраста, профессии, типа жилогопомещения) может существенно зависеть от изотопного состава радиоактивногозагрязнения окружающей среды. При наличии в окружающей среде спектрарадионуклидов необходимо оценивать дозы у представителей нескольких группнаселения для принятия обоснованных решений в отношении проведения тех или иныхзащитных мероприятий. В данном документе рассматриваются следующие группынаселения: представители взрослого населения, школьники 7-12 лет и дошкольникимладшей возрастной группы 1-2 года.

8.1. Оценка дозывнешнего гамма-излучения

8.1.1.Набор моделей, предназначенных для оценкидозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количествупутей внешнего облучения. Рассматриваются следующие пути внешнего облучения:

• облучение от радиоактивногооблака;

• облучение от подстилающейповерхности.

Дозы оцениваются для представителейследующих групп населения: представители взрослого населения (работающиепреимущественно вне помещений и работающие преимущественно внутри помещений),школьники и дошкольники. Весь процесс облучения разделяется на некоторыетипичные ситуации облучения, для каждой из которых можно построить свою модельвнешнего облучения. Каждая из этих частных моделей включает свой дозовыйкоэффициент, связывающий концентрацию радионуклидов в объектах окружающей средыс дозовой характеристикой поля внешнего излучения или непосредственно схарактеристикой облучения человека - эффективной дозой. Этот набор ситуацийоблучения в совокупности с набором режимных коэффициентов, характеризующихвероятности реализации каждой ситуации, определяет общую модель формированияэффективной дозы внешнего облучения для выбранных групп населения.Вышеописанный подход предполагает использование в качестве набора исходныхданных измеренных в ходе проведения радиационного мониторинга:

• концентрации отдельных радионуклидовв приземном слое воздуха;

• поверхностные загрязненияподстилающей поверхности отдельными радионуклидами или

• результаты измерениймощности дозы в НП и в его ареале.

Измерения концентрации радионуклидов вприземном слое воздуха и поверхностного загрязнения почвы проводят службыРосгидромета. Поэтому недостающие для оценки суммарных доз у населенияподведомственной территории параметры радиационной обстановки должны бытьполучены в соответствующих организациях и учреждениях других ведомств.

8.1.2. Значение эффективнойдозы внешнего облучения представителей i-ой группы населения при облучении на открытойместности гамма-излучением смеси радионуклидов при погружении в радиоактивноеоблако определяется следующим образом:

мЗв, где                                                          (8.1)

еkа- дозовый коэффициент, определяемый какмощность поглощенной дозы гамма-излучения k-то радионуклида на высоте 1м над подстилающейповерхностью от источника в виде радиоактивного облака, (мГр/ч)/(кБк/м3);

Сkа- средняя концентрация k-го радионуклида в приземном слоевоздуха за время прохождения радиоактивного облака, (кБк/м3);

KЕi,a - коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1мнад подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-ой труппынаселения при облучении от радиоактивного облака, мЗв/мГр (принимается равным0,7 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,75 мЗв/мГр - для детей школьноговозраста и 0,85 мЗв/мГр -для дошкольников);

Т - времяоблучения от данного источника, ч.

Значения дозовых коэффициентов еkа для отдельных радионуклидов приведены в прилож. 6.

Пример: Измерены концентрации в приземном слое воздухаследующих радионуклидов Cs-137 - 104(кБк/м3) и Cs-1345∙103 (кБк/м3). Определить эффективную дозуоблучения взрослого человека на открытой местности, если время прохожденияоблака составило 2 ч.

Исходные данные для расчета: KE -0,7 мЗв/мГр; t = 2ч; ea(Cs-137) = 1,3∙10-4 (мГр/час)/(кБк/м3);ea(Cs-134) =3,4∙10-4 (мГр/ч)/(кБк/м3). Подставляем исходныеданные в формулу (8.1): = 0,7∙2∙(1,3∙10-4∙104+ 5∙103∙3,4∙10-4) = 4,2 мЗв.

8.1.3. Если известны значенияповерхностных активностей в почве отдельных радионуклидов (по результатамгамма-спектрометрических измерений образцов почвы), то значение мощностиэффективной дозы внешнего облучения в момент времени «t» (как правило, время проведения измерений поверхностнойактивности) представителей i-й группы населения при облучении на открытой местностигамма-излучением смеси радионуклидов  определяетсяследующим образом:

мЗв/ч, где                                                       (8.2)

eks - дозовый коэффициент, определяемый как мощностьпоглощенной дозы гамма-излучения k-ого радионуклида на высоте 1м от плоского изотропногоисточника, расположенного на границе воздух-земля, (мГр/ч)/(кБк/м2);

σkS - поверхностная активность k-го радионуклида на почве намомент измерений, (кБк/м2);

KEi,S- коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1мнад подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-ой группынаселения, мЗв/мГр (принимается равным 0,75 мЗв/мГр для взрослого населения,0,80 мЗв/мГр - для детей школьного возраста и 0,90 мЗв/мГр - для дошкольников);

t - время, прошедшее с момента окончания радиоактивныхвыпадений. Значения дозовых коэффициентов еkS для отдельных радионуклидов приведены в прилож. 7.

Пример. Измерены значения поверхностных активностей следующихрадионуклидов Cs-137 - 1 000 (кБк/м2Cs-134 - 500 (кБк/м2). Определить мощностьэффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета: КЕ = 0,75 мЗв/мГр;

es(Cs-137) = 2,55΅10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); es(Cs-134) =6,85∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2). Подставляем исходныеданные в формулу (8.2):  мкЗв/ч.

8.1.4. Эффективную дозувнешнего облучения представителей i-ой группы населения при облучении на открытойместности гамма-излучением смеси радионуклидов, выпавших на подстилающую поверхность,за произвольный промежуток времени от момента проведения измеренияповерхностной активности до момента времени Т (ч) определяют по формуле:

мЗв, где                         (8.3)

λk-постоянная радиоактивного распада k-то радионуклида (ч-1),остальные обозначения те же, что и раньше.

Пример. Измерены значения поверхностных активностей следующихрадионуклидов Cs-137 - 1000 (кБк/м2);Cs-134 - 500 (кБк/м2) и I-131 - 10000 (кБк/м2). Определитьнакопленное за год значение эффективной дозы облучения взрослого человека наоткрытой местности.

Исходные данные для расчета: KE =0,75 мЗв/мГр; es(Cs-137) = =2,55∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); es(Cs-134) = 6,85∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2);es(I-131) =1,33∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); Т= 8760 ч; λ137 = (0,693/(30∙365∙24)) = 2,637∙10-6ч-1; λ134 = (0,693/(2,06∙365∙24)) =3,84∙10-5 ч-1; λ131 = (0,693/(8,04∙24)) =3,59∙10-3 ч-1

Подставляем исходные данные в формулу (8.3):  = 0,75∙(8661∙2,55∙10-6∙103+ 7 439∙5∙102∙6,85∙10-6 +279∙1,33∙10-6∙104) = 0,75∙(22,1 +25,5 + 3,7) = 38,5 мЗв.

8.1.5. При облучении населения вантропогенной среде характеристики поля излучения изменяются. Учет этого прирасчетах производится с помощью факторов места Lj,определяемых как отношение мощности дозыв воздухе в точке j внутри населенногопункта (НП) или в его ареале, обусловленной техногенным гамма-излучением, каналогичной величине над открытым целинным участком почвы. Поведение человека вполе излучения описывается с помощью факторов поведения Fij (зависят от времени года),представляющих собой долю времени, в течение которого представители i-й группынаселения находятся в j-й точке НП. Сумма произведений Lj и Fij по всем рассматриваемым точкамвнутри НП и в его ареале  представляет собой общий факторуменьшения дозы внешнего облучения у представителей i-й группы населения в антропогенной среде. Значенияфакторов Lj, Fij и Ri для выбранных групп сельского и городского населенияприведены в табл. 8.1-8.4.

Таблица 8.1

Значения факторов места Lj дляисточника в виде радиоактивных выпадений со спектром гамма-излучения, типичнымдля смеси радионуклидов при аварии на ядерном реакторе

Село

Город

Тип места (j)

Lj

Тип места (j)

Lj

Жилая зона

 

Жилые дома

 

1-эт. деревянный дом

0,40

1-эт. деревянный дом

0,20

1-эт. кирпичный дом

0,20

1-эт. кирпичный дом

0,10

многоэтажный дом

0,03

многоэтажный дом

0,02

вне помещений

0,80

 

 

дороги

0,75

Вне помещений

 

Производственная зона

 

грунтовые участки

0,75

1-эт. деревянный дом

0,20

асфальт

0,60

1-эт. кирпичный дом

0,12

целина (внутри города)

0,85

многоэтажный дом

0,03

огороды

0,45

рабочие дворы

0,75

Производственные здания

 

пашня

0,50

1-эт. деревянный дом

0,11

целина (вне НП)

1,00

1-эт. кирпичный дом

0,06

лес

1,00

многоэтажный дом

0,02

Зона отдыха

 

Зона отдыха

 

луг, лес (вне НП)

1,00

луг, лес (вне НП)

1,00

Таблица 8.2

Значения факторов поведения Гij для сельского населения

Тип места (j)

Значения факторов поведения Fij

лесники

служащие

школьники

дошкольники

Жилая зона

 

 

 

 

1-эт. деревянный дом

*0,47/0,63

0,42/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

1-эт. кирпичный дом

0,47/0,63

0,42/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

многоэтажный дом

0,47/0,63

0,42/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

вне помещений

0,20/0,04

0,20/0,04

0,29/0,13

0,22/0,06

дороги

0,08/0,08

0,04/0,04

0,10/0,03

0,02/0,02

Производственная зона

 

 

 

 

1-эт. деревянный дом

0,04/0,13

0,30/0,32

0,02/0,20

0,24/0,30

1-эт. кирпичный дом

0,04/0,13

0,30/0,32

0,02/0,20

0,24/0,30

многоэтажный дом

0,04/0,13

0,30/0,32

0,02/0,20

0,24/0,30

рабочие дворы

0/0

0,02/0

0/0

0,12/0,04

пашня

0/0

0/0

0/0

0/0

целина

0/0

0/0

0/0

0/0

лес

0,21/0,12

0/0

0/0

0/0

Зона отдыха

 

 

 

 

лес, луг

0/0

0,02/0

0,04/0

0/0

* первая цифра соответствует летнему периоду времени, вторая - зимнему.

Таблица 8.3

Значения факторов поведения Fij длягородского населения

Тип места (j)

Значения факторов поведения Fij

*группа 1

группа 2

школьники

дошкольники

Жилая зона

 

 

 

 

1-эт. деревянный дом

**0,40/0,60

0,40/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

1-эт. кирпичный дом

0,40/0,60

0,40/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

многоэтажный дом

0,40/0,60

0,40/0,60

0,55/0,64

0,40/0,58

Вне помещений

 

 

 

 

грунтовые участки

0,05/0,02

0,30/0,27

0,20/0,06

0,20/0,06

асфальт

0,05/0,02

0,07/0,03

0,10/0,07

0,05/0,03

целина (внутри города)

0,02/0,00

0,02/0,00

0,05/0,03

0,05/0,03

огороды

0,15/0,04

0,15/0,04

0,05/0,00

0,04/0,00

Производственные здания

 

 

 

 

1-эт. деревянный дом

0,30/0,32

0,03/0,06

0,01/0,20

0,24/0,30

1-эт. кирпичный дом

0,30/0,32

0,03/0,06

0,01/0,20

0,24/0,30

многоэтажный дом

0,30/0,32

0,03/0,06

0,01/0,20

0,24/0,30

Зона отдыха

 

 

 

 

лес, луг

0,03/0,00

0,03/0,00

0,04/0,00

0,02/0,00

*Группа 1 - лица, работающие преимущественно внутри помещений, группа 2 - лица, работающие преимущественно вне помещений;

** первая цифра соответствует летнему периоду времени, вторая - зимнему.

Таблица 8.4

Значения антропогенных факторов уменьшения дозы Ri для сельского и городскогонаселения

Группа населения

Значения фактора Rj

летний период

зимний период

Сельское население

 

 

Лесники

0,63

0,52

Служащие

0,51

0,43

Школьники

0,58

0,46

Дошкольники

0,54

0,45

Городское население

 

 

Группа 1

0,32

0,23

Группа 2

0,47

0,37

Школьники

0,43

0,28

Дошкольники

0,39

0,26

Примечание. Значения антропогенныхфакторов уменьшения дозы Ri приведенныев таблице соответствуют условиям проживания и работы в 1-этажном деревянномдоме. Иными словами эти значения соответствуют наиболее консервативныможидаемым значениям доз для данной группы населения.

8.1.6. Расчет эффективной дозывнешнего облучения для представителей i-ой группы населения в антропогенной среде, как отрадиоактивного облака , так и от загрязненной подстилающей поверхности , производится путем умножения значений эффективных доз,рассчитанных для условий облучения на открытой местности (формулы (8.2) и (8.3)), на значения антропогенных факторов уменьшения дозы Ri изтабл. 8.4:

 мЗв                                                                                (8.4)

мЗв                                                                                 (8.5)

Для расчета доз у представителейвыбранных групп населения, проживающих в домах другого типа, используют данныетабл. 8.1-8.3. Приналичии местных данных о значениях факторов места и значениях факторов поведениянаселения для расчетов необходимо использовать местные данные.

8.1.7. Используя в качественабора исходных данных мощности доз гамма-излучения, измеренные в различныхточках населенного пункта и в его ареале, расчет эффективной дозы внешнегооблучения  от подстилающейповерхности, загрязненной kрадионуклидом, у представителей i-ой группынаселения за произвольный промежуток времени от момента проведения измерениямощности дозы до момента времени Т(ч)осуществляют по формуле:

 мЗв, где              (8.6)

Pkj (мГр/ч) - значение мощности поглощенной дозыгамма-излучения в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью в j-ой точке внаселенном пункте и в его ареале, обусловленное радиоактивными выпадениями k-го радионуклида [1 мкР/ч = 8,7нГр/ч = 0,0087 мГр/ч];

P0j - фоновоезначение;

Fij - факторыповедения (табл. 8.2 и 8.3);

λk- постоянная распада k-го радионуклида (ч-1).

Значение эффективной дозы внешнегооблучения от подстилающей поверхности, загрязненной смесью радионуклидов, упредставителей i-ой группы населения  рассчитывают поформуле:

, мЗв                                                                                (8.7)

8.1.8. При авариях на ядерных реакторахмощность дозы внешнего гамма-излучения от выброшенной в окружающую среду смесирадионуклидов (прилож.2, табл. П2.2.) в течение первого месяца уменьшаетсясогласно степенному закону. Учитывая этот факт, можно рассчитать дозу,накопленную в воздухе на открытой местности в течение заданного промежуткавремени Da (T0÷Т), на основании измерения мощности дозы Ра(Тизм) в момент времени Тизм после окончания радиоактивных выпадений на местности (Т0 < Тизм_< T):

 мкГр, где                        (8.8)

Ра(Тизм) - измеренная через Тизм днейпосле аварии мощность дозы в воздухе на открытой местности на высоте 1м надповерхностью земли, мкГр/ч;

Т0 - количество дней, прошедших после аварии до окончаниярадиоактивных выпадений в НП;

Т - количестводней, прошедших от окончания радиоактивных выпадений в НП до момента окончанияинтегрирования мощности дозы (Т30 дней); n = 1,1.

Дальнейший переход от значениянакопленной поглощенной дозы в воздухе к накопленной эффективной дозе и учетантропогенного защитного фактора осуществляются по формуле:

 мЗв, где                                         (8.9)

KEi коэффициентперехода от дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью кэффективной дозе для представителей i-ой группы населения, мЗв/мГр (принимается равным 0,75мЗв/мГр для взрослого населения, 0,80 мЗв/мГр - для детей школьного возраста и0,90 мЗв/мГр - для дошкольников);

Ri - значениеантропогенного фактора уменьшения дозы (табл. 8.4).

Пример. Определить значение эффективной дозы, накопленной влетний период года за 1-й месяц после окончания радиоактивных выпаденийпредставителями взрослого населения (служащие) в сельском НП, если измереннаямощность дозы через 6 дней после аварии составляла 5 мкГр/ч, а радиоактивныевыпадения закончились через 3 дня после аварии.

Исходные данные для расчета: Р (Тизм) = 5 мкГр/ч; Тизм = 6 дней; Т0 = 3 дня; T = 30 дней. Для определения накопленной за месяцпоглощенной дозы в воздухе подставляем исходные данные в формулу (8.8):

Da (l-ый месяц) =24∙5∙61.1∙{(30-0.1- 3-01)/(-0,l)} = 1,59∙103 мкГр≈ 1,6 мГр `   (8.10)

Далее определяем значение эффективнойдозы для искомой группы населения сельского НП:

E (1-ый месяц) -1,6∙0,75∙0,37 = 0,44 мЗв

8.2. Оценка дозывнутреннего облучения

8.2.1. Оценка эффективной дозы внутреннего облучения иэквивалентной дозы на щитовидную железу за счет ингаляции радионуклидов

Исходные данные:

• концентрация радионуклидов ввоздухе;

• продолжительность ингаляции.

Значение ожидаемой эффективной дозы отингаляции рассчитывают с помощью выражения:

 где                                                          (8.11)

 - ожидаемая эффективная доза у представителей i-ой группынаселения от

ингаляции, мЗв;

Сka - средняя концентрация k-го радионуклида в приземном слое воздуха за времяпрохождения радиоактивного облака, кБк/м3;

hki,inh- дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-го радионуклида, Зв/Бк;

Vi;- интенсивность дыхания представителей i-ой группынаселения, м3/ч;

Т- продолжительностьоблучения, ч.

Средняя интенсивность дыхания для лиц изнаселения разного возраста при легкой физической нагрузке представлена в табл.8.5. Следует иметь в виду, что при тяжелой работе интенсивность дыханияувеличивается в среднем в два раза, а при очень тяжелой до четырех-пяти раз.

Таблица 8.5

Интенсивность дыхания у лиц разного возраста прилегкой физической нагрузке, м3

Возраст

Старше 17 лет

10 лет

1 год

Скорость дыхания

1,4

1,1

0,35

Значения дозовых коэффициентовпредставлены в табл. приложения П-2 к «НРБ-99» для наиболее облучаемыхкритических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза отингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше.

Значение ожидаемой эквивалентной дозы нащитовидную железу у представителей i-ой группы населения от ингаляции  рассчитывают с помощью выражения:

 где                                                                   (8.12)

 - ожидаемая эквивалентная доза облучения щитовиднойжелезы, мЗв;

Сka - средняя концентрацияk-горадионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивногооблака, кБк/м3;

hki,th - дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-го радионуклида (теллур или йод), мЗв/кБк, (прилож.8);

T -продолжительность облучения, ч.

8.2.2. Оценка эффективной дозы внутреннего облученияза счет поступления радионуклидов в организм человека с пищевыми продуктами

Эффективную дозу внутреннего облучениянаселения, обусловленную пероральным поступлением k-го радионуклида в организм, рассчитывают с использованиемрезультатов измерений его удельной активности в потребляемых населением пищевыхпродуктах. Отбор проб и измерения проводят в моменты времени t1 и t2, где t1 и t2 -время, сут., прошедшее с момента t0 начала потребления радиоактивно загрязненного пищевогопродукта (предполагается, что этот момент совпадает с моментом окончаниярадиоактивных выпадений; t2 должно бытьбольше t1 на 7-10сут.).

По результатам двух серий измеренийопределяют эффективный период полуочищения за счет экологических процессов ирадиоактивного распада p-ого пищевого продукта от ko радионуклида Тэфф,p,k:

Тэфф,p,k =1п2∙(t2 - t1)/ln[Ck,p(t1)/Ck,p(t2)],сут., где                                     (8.13)

Ck,p(t1) и Ck,p(t2) - средняя удельная активность k-го радионуклида в р-ом пищевом продукте в моментывремени t1 и t2, соответственно,кБк/кг.

Затем рассчитывают удельную активность k-го радионуклида в р-ом пищевом продукте на моментокончания выпадений Ck,p(t0):

Ck,p (t0) = Ck,p(t1)∙exp(ln2∙(t1 - t0)/Тэфф,p,k), кБк/кг                                      (8-14)

Ожидаемую эффективную дозу  внутреннего облучения представителей i-ой группынаселения, обусловленную пероральным поступлением k-ого радионуклида в организм жителей, рассчитывают поформулам:

За первый месяц после выпадений:

 мЗв      (8.15)

Запервый год после выпадений:

 мЗв    (8.16)

Сk,p(t0) средняя удельная активность ko радионуклидав р-ом пищевом продуктена момент окончания радиоактивных выпадений, кБк/кг;

Vp-среднее суточное потребление р-го пищевого продукта, кг/сут.;

di,k - дозовыйкоэффициент для поступления k-го радионуклида в организм жителей с пищей (прилож.9- для трех рассматриваемых в данном документе возрастных групп, или приложениеП-2 НРБ-99 - длянаиболее облучаемой возрастной группы), мЗв/кБк;

Кк,р - коэффициент снижения содержания k-го радионуклида в готовом р-ом пищевом продукте по сравнению сисходным, вследствие его кулинарной обработки, отн. ед. (см. табл. 8.6);

30 - количество дней в календарном месяце;

365 - количество дней в календарном году.

В табл. 8.6 приведены средние значениясуточного потребления пищевых продуктов для взрослого населения средней полосыРоссии. Для двух других возрастных групп населения, рассматриваемых в данномдокументе, значения суточного потребления молока можно взять из табл. 8.7. Суточноепотребление других продуктов необходимо оценить на основании местных данных.

Таблица 8.6

Структура рациона питаниявзрослого населения в средней полосе России и значения коэффициента снижениясодержания радионуклида цезия в готовом пищевом продукте вследствие егокулинарной обработки (К)

Продукт

V, кг/сут.

К, отн. ед.

Хлеб пшеничный, включая муку, макаронные изделия

0,27

1,0

Хлеб ржаной

0,12

1,0

Молоко и молокопродукты в пересчете на молоко

0,60

1,0

Мясо и мясопродукты

0,18

1,0

Рыба и рыбопродукты

0,04

1,0

Картофель

0,30

0,8

Овощи и бахчевые

0,26

0,8

Фрукты и ягоды

0,10

1,0

Грибы сырые

0,02

0,5

* исключая сливочное масло

С учетом местных условий этотрацион может корректироваться как по составу, так и по величине потребления.

Следует обратить внимание на то, что попищевым цепочкам мигрируют и поступают в организм человека лишь ограниченноечисло радионуклидов. Это радионуклиды йода, цезия, стронция. Они быстровсасываются в кровь при прохождении через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ).Большинство остальных радионуклидов, поступающих с поверхностно загрязненнымипродуктами, проходят транзитом через ЖКТ, облучая лишь стенки желудка икишечника. Поэтому расчеты ведут, в первую очередь, по трем указаннымрадионуклидам, как основным, потенциально опасным.

Чтобы оценить полную дозу, необходимопросуммировать результаты расчетов по всем радионуклидам:

мЗв                                                                                   (8.17)

8.2.3. Оценка эквивалентной дозы облучения щитовиднойжелезы за счет поступления 1311 в организм человека с пищевыми продуктами

Средняя ожидаемая у жителей i-ой группынаселения эквивалентная доза облучения щитовидной железы  за счет поступления 131I в организм человека с пищевыми продуктами оцениваетсяна основе результатов измерения концентрации 131I в молоке. Так как значения ожидаемой  за счет поступления 131I в организм человека за месяц и за год отличаютсянезначительно, оценивается одно значение .

Предварительная оценка ожидаемойэквивалентной дозы облучения щитовидной железы  выполняется на основе измеренииконцентрации 131I в молоке,выполненных в момент времени t1 (3-5 сут.после окончания радиоактивных выпадений в НП). Расчет значения  выполняют по формуле:

мЗв, где                                                   (8.18)

C131,m(t1) - средняя концентрация 131I в пробах молока, измеренная в течение 3- 5 дней послеокончания радиоактивных выпадений, кБк/л;

Vi,m - среднее суточное потребление молока представителями i-ой группынаселения, л/сут. (табл. 8.7);

hi,131 дозовый коэффициентдля представителей i-ой группы населения, мЗв/кБк (hi,131 = 3,6мЗв/кБк для детей возраста 1-2 года; hi,131 = 1,0мЗв/кБк для детей возраста 7-12 лет; и hi,131 = 0,43мЗв/кБк для взрослых).

Окончательная оценка ожидаемойэквивалентной дозы облучения щитовидной железы  выполняется на основе не менее 3дополнительных измерений концентрации 131I в молоке (С131,m(t2), С131,m(t3) С131,m(t4))), выполненных в течение 10-20 дней после окончаниярадиоактивных выпадений в НП с интервалом 3-5 дней.

Алгоритм оценки  на основе этих трех измеренийконцентрации 131I в молокесостоит в следующем:

1. По результатам измерений вмоменты времени t2, t3 и t4 определяется значение эффективного периодаполуочищения молока за счет экологических процессов и радиоактивного распада 131I Т1эфф:

 сут.                        (8.19)

 сут.                                            (8.20)

 сут.                                            (8.21)

 сут.                                            (8.22)

C131,m(t) - средняя концентрация 131I в пробах молока, измеренная в моменты времени t2, t3 и t4 кБк/л;

t2, t3 и t4 - время, прошедшее с момента окончания радиоактивныхвыпадений в НП, сут. (t2 <t3<t4).

2. Далее на основании измерений концентрации 131I в молоке (C131,m(t2), C131,m(t3), C131,m(t4)) вычисляются три значения  согласно выражению:

 мЗв, где          (8.23)

tkпринимает значения, соответствующие значениям t2, t3 и t4, сут.; а Т2эфф= 1,5 сут.

Окончательное значение  рассчитывается как среднееарифметическое из трех значений, полученных по формуле (8.23) на основе трехизмеренных значений концентрации 131I в пробах молока.

Пример. Определить предварительное и окончательное значениеэквивалентной дозы в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП порезультатам измерений концентрации 131I в пробах молока через 3, 12, 15 и 20 сут. послеокончания радиоактивных выпадений: С(3)= 4,5 кБк/л; C(12) =1,5 кБк/л; С(15)= 0,6 кБк/л и С(20) = 0,45кБк/л.

Определяем предварительное значение  на основании измеренной среднейконцентрации 131I в пробахмолока через 3 дня после окончания радиоактивных выпадений по формуле (8.18):

Определяем окончательное значение  на основании измеренной среднейконцентрации 131I в пробахмолока через 12, 15 и 20 дней после окончания радиоактивных выпадений поформуле (8.25).

Сначала определяем значение T1эфф :

Тэфф (12→15) = (0,693∙3)/ln (1,5/0,6) = = 2,3 дня;→Тэфф(12→20) = (0,693∙8)/ln (1,5/0,45) = 4,6 дня;→Tэфф(15→20) = = (0,693∙5)/ln (0,6/0,45) = 12 дней;→T1эфф = (2,3+ 4,6 + 12)/3 = 6,3 дня.

Далее определяем три значения  по формуле (8.23):

 мЗв

 мЗв

 мЗв

Окончательное значение эквивалентной дозыв щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам измеренийконцентрации 131I в пробах молока

 мЗв

Таблица 8.7

Среднее суточноепотребление молока в зависимости от возраста, л/сут.

Возраст, лет

Сельское население

Городское население

1-2

0,60

0,40

8-12

0,45

0,30

более 17

0,60

0,30

8.3. Оценка суммарнойдозы облучения населения

Суммарная эффективная доза (доза облучения всего тела) за заданный промежутоквремени у представителей i-ой группы жителей вследствие проживания натерритории, подвергшейся загрязнению смесью радионуклидов, вычисляется каксумма доз внешнего облучения от радиоактивного облака  и выпадений  (в зависимости от типа исходных данныхэти компоненты вычисляются по формулам 8.4 и 8.5,либо по формулам 8.7,8.8 и 8.9), дозы внутреннегооблучения за счет ингаляции радионуклидов (формула 8.11) и дозы внутреннего облучения за счет их поступленияв организм с продуктами питания Е(формулы 8.15 и 8.16):

 мЗв                                                            (8.24)

Эквивалентная доза облучения щитовиднойжелезы за заданный промежуток времени упредставителей i-ой группы жителей вычисляется как сумма доз за счетингаляции радионуклидов йода  (формула 8.12) и их поступления в организм спродуктами питания  (формула 8.23).

Приложение 1
Перечень методических и нормативных документов, определяющих требования кпроведению радиационного мониторинга

1. СанПин 2.3.2.1078-01«Продовольственное сырье и пищевые продукты. Гигиенические требованиябезопасности и пищевой ценности пищевых продуктов».

2. МУ 2.6.1.1981-05«Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевоговодоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности.Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения сповышенным содержанием радионуклидов».

3. МУ 2.6.1.1868-04 «Внедрениепоказателей радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды, вт. ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, в системусоциально-гигиенического мониторинга».

4. МУК 2.6.1.1194-03«Радиационный контроль. Стронций-90 и цезий-137. Пищевые продукты. Обработкапроб, анализ и гигиеническая оценка».

5. Методические указаниями «Определениесодержания стронция-90 в почвах и растениях радиохимическим методом». М., 1995.

6. Методические указания поопределению содержания стронция-90 и цезия-137 в почвах и растениях. М., 1985.

7. Методические указания попроведению локального мониторинга на реперных участках. М., 1996.

8. Руководство по организацииконтроля состояния природной среды в районе расположения АЭС / Под ред. К.П.Махонько Л.: Гидрометеоиздат. 1990. 264 с.

9. Методические рекомендацииМинздрава РФ и ГКСЭН РФ «Объем и организация санитарно-дозиметрическогоконтроля в системе Государственного санитарного надзора и мерыпротиворадиационной защиты» от 13.11.1989.

10. Методические рекомендации«Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий,загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС», утв. заместителемГлавного государственного санитарного врача Российской Федерации А.А. Монисовым12.03.1997.

11. Методические рекомендации«Формирование региональных программ радиационного мониторинга на загрязненныхпосле аварии на ЧАЭС территориях», утв. заместителем Главного государственногосанитарного врача Российской Федерации А.А. Монисовым 11.02.1997.

12. Методические рекомендации«Спектрометрические измерения содержания гамма-излучающих радионуклидов впробах почвы, продукции растениеводства и животноводства». М., 1994.

13. Активность радионуклидов вобъемных образцах. Методика измерений на гамма-спектрометре. МИ 2143-91:ВНИИФТРИ, 1991.

14. Методика измеренияактивности радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционномгамма-спектрометре с использованием программного обеспечения «Прогресс». М.,1996.

15. Методика экспрессногорадиометрического определения по гамма-излучению объемной и удельной активностирадионуклидов в воде, почве, продуктах питания, продукции животноводства ирастениеводства. М., 1990.

16. ГОСТ 28168-89 «Почвы. Отбор проб».

17. Рекомендации Всемирнойорганизации здравоохранения «Руководство по контролю качества питьевой воды»,второе изд.: Медицина, 1994.

18. Публикации МеждународнойКомиссии по радиологической защите №№ 60, 67, 74.

Приложение 2

Таблица П 2.1

Характеристики распада радионуклидов

Название элемента

Символ

Атомный номер (Z)

Радионуклид

Период полураспада

1

2

3

4

5

Тритий

Н

1

H-3

12,28 лет

Марганец

Мn

25

Mn-54

312,7 дней

Кобальт

Со

27

Co-58

70,80 дней

Co-60

5,271 лет

Криптон

Кг

36

Kr-85

10,72 лет

Kr-85m

4,48 ч

Kr-87

76,3 мин

Kr-88

2,84 ч

Рубидий

Rb

37

Rb-87

4,73 Е10 года

Rb-88

17,8 мин

Стронций

Sr

38

Sr-89

50,55 дней

Sr-90

28,6 лет

Sr-91

9,5 ч

Иттрий

Y

39

Y-90

64,1ч

Y-91

58,51 дней

Y-91m

49,71 мин

Цирконий

Zr

40

Zr-95

64,02 дня

Ниобий

Nb

41

Nb-95

35,06 дней

Молибден

Mo

42

Mo-99

66,02 ч

Технеций

Tc

43

Tc-99

2,13Е5лет

Tc-99m

6,02 ч

Рутений

Ru

44

Ru-103

39,35 дней

Ru-106

368,2 дней

Родий

Rh

45

Rh-103m

56,119 мин

Rh-106

29,92 с

Сурьма

Sb

51

Sb-127

3,85 дня

Sb-129

4,40 ч

Теллур

Те

52

Te-127

9,35 ч

Те-127m

109 дней

Те-129

69,6 мин

Te-129m

33,6 дней

Те-131

25,0 мин

Te-131m

30 ч

Те-132

78,2 ч

Йод

I

53

1-131

8,04 дней

1-132

2,30 ч

1-133

20,8 ч

1-134

52,6 мин

1-135

6,61ч

Продолжение табл. П 2.1

1

2

3

4

5

Ксенон

Хе

54

Xe-131m

11,84 дня

Xe-133

5,245 дней

Xe-135

9,11ч

Xe-135m

15,36 мин

Xe-138

14,13 мин

Цезий

Cs

55

Cs-134

2,062 года

Cs-136

13,16 дней

Cs-137

30,17 лет

Барий

Ва

56

Ba-137m

2,552 мин

Ba-140

12,789 дней

Лантан

La

57

La-140

40,22 ч

Церий

Се

58

Ce-141

32,50 дня

Ce-144

284,3 дня

Празеодим

Рг

59

Pr-144

17,28 мин

Pr-144m

7,2 мин

Торий

Th

90

Th-231

25,52 ч

Нептуний

Np

93

Np-237

2,14Е 6лет

Np-239

2,355 дней

Плутоний

Pu

94

Pu-238

87,75 лет

Pu-239

24131 год

Pu-240

6537 лет

Pu-241

14,4 лет

Pu-242

3,758 Е5 года

Америций

Am

95

Am-241

432,2 года

Таблица П 2.2

Типичные радионуклиды, содержащиеся в выбросе вследствиеразличных ядерных аварий

Сценарий ядерной аварии

(в)Значимые радионуклиды

 

 

 

(а)первый день

(б)первая неделя

долговременный период

Расплавление активной зоны с отказом или без отказа защитной оболочки

Y-90, Sr-91, Zr-90, Mo-99, Rh-105, Pd-109, Ag-111, Pd-112, Cd-115, Sn-121, Sn-125, Sb-126, I-131,I-132, Te-131m, Te-132, I-133,1-135, La-140, Pr-142, Ce-143, Pr-143, Ba-146, Nd-147, Pm-149, Pm-151, Sm-153, Sm-156, Eu-57, Np-239

Rh-86, Sr-89, Y-90, Nb-95, Zr-95, Y-91, Nb-96, Mo-99, Rh-105, Ru-103, Ag-111, Pd-112, Cd-115, Sn-121, Sb-124, Sb-127, I-131, Te-131m, Te-132, I-133, Cs-136, Ba-140, La-140, Ce-141, Ce-143, Pr-143, Nd-147, Pm-149, Pm-151, Sm-153, Eu-157, Np-239

H-3, Sr-89, Sr-90, Y-91, Nb-93m, Nb-95, Ru-103, Ru-106, Ag-110m, Cd-113m, Cd-115m, Sn-121m, Sn-123, Sb-124, Sb-125, I-129, Cs-134, Cs-137, Ce-141, Ce-144, Pm-147, Tb-160, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Cm-242, Pu-242, Am-243, Cm-244

Выброс с завода по переработке ядерного топлива

Sr-90, Nb-95, Zr-95, Tc-99, Ru-103, Ru-106, I-129, I-131, Cs-134, Cs-137,

Ce-141, Ce-144, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Cm-242, Pu-242, Am-243, Cm-244

Выброс с завода по переработке плутониевого топлива

Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Pu-242

(a) Радионуклиды с периодом полураспада 6 часов и более. (б) Радионуклидыс периодом полураспада около 1 дня и более. (в) Выделенные жирнымшрифтом радионуклиды являются особенно значимыми.

Приложение3
Формазаполнения протокола измерений мощностей доз гамма-излучения

Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения внаселенном пункте
(Общественная зона)

1. Дата проведенияобследования..............................................................................................

2. Область......................................................................................................................................

3.3. Район .....................................................................................................................................

4. Сельсовет .................................................................................................................................

5. Хозяйство .................................................................................................................................

6. Населенный пункт....................................................................................................................

7. Есть (нет) картанаселенного пункта......................................................................................

8. Тип прибора, заводской № ........ , дата последней государственнойповерки....................

9. Организация, проводившаяобследование............................................................................

10. Фамилия и инициалыдозиметриста....................................................................................

11.Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................

Наименование объекта*

№ точки на схеме

Значения мощности дозы

Примечание

территория

помещения

1

2

3

4

5

*Примерный перечень объектов: школа, детский сад, больница, клуб, магазин и т.д.

Подпись дозиметриста:

Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения внаселенном пункте (Административно-производственная зона)

1. Дата проведенияобследования...............................................................................................

2. Область......................................................................................................................................

3.3. Район ......................................................................................................................................

4. Сельсовет...................................................................................................................................

5. Хозяйство .................................................................................................................................

6. Населенный пункт....................................................................................................................

7. Есть (нет) картанаселенного пункта.......................................................................................

8. Тип прибора, заводской №......... , дата последней государственнойповерки....................

9. Организация, проводившаяобследование.............................................................................

10. Фамилия и инициалыдозиметриста....................................................................................

11.Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................

Наименование объекта*

№ точки на схеме

Значения мощности дозы

Примечание

территория

помещения

1

2

3

4

5

*Примерный перечень объектов: райсовет, промышленное предприятие, сельсовет,молочно-товарная ферма, механизированный двор и т. д.

Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения внаселенном пункте
(Жилая зона)

1. Дата проведенияобследования..............................................................................................

2. Область.....................................................................................................................................

3. Район.........................................................................................................................................

4. Сельсовет .................................................................................................................................

5. Хозяйство ................................................................................................................................

6. Населенный пункт...................................................................................................................

7. Есть (нет) картанаселенного пункта......................................................................................

8. Тип прибора, заводской №......... , дата последнейгосударственной поверки...................

9. Организация, проводившаяобследование............................................................................

10. Фамилия и инициалыдозиметриста...................................................................................

11.Единицы измерений мощности дозы .................................................................................

Адрес (улица, № дома и квартиры)

Ф.И.О. жильцов

Профессия

Пол

Год рожд.

Тип-постройки*

№ точки на схеме

Значения мощности дозы

улица возле дома

двор

огород

жилые помещения

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

* -1-эт. деревянная, 1-эт. каменная, многоэтажная.

Подпись дозиметриста:

Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения
в ареале населенного пункта

1. Дата проведенияобследования..............................................................................................

2. Область......................................................................................................................................

3. Район.........................................................................................................................................

4. Сельсовет .................................................................................................................................

5. Хозяйство .................................................................................................................................

6. Населенный пункт....................................................................................................................

7. Есть (нет) карта населенногопункта......................................................................................

8. Тип прибора, заводской №...... , дата последней государственнойповерки .....................

9. Организация, проводившаяобследование............................................................................

10. Фамилия и инициалыдозиметриста....................................................................................

11.Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................

№ точки по схеме

Значение мощности дозы

Характеристика места измерения
(луг, пашня и т.д.)

1

2

3

Подпись дозиметриста:

Средние значения мощностей доз гамма-излучения вразличных точках НП

№п/п

Тип локации

Число точек измерений

Среднее значение, мкГр/ч

Среднеквадратичное отклонение, %

1

Жилой дом

 

 

 

1-эт. деревянный

8

16,3

16

1-эт. каменный

5

12,5

16,3

многоэтажный

-

-

-

2

Огород

11

36,2

9,5

3

Двор

13

29,8

18

4

Улица

8

34,4

16

5

Производственное здание

5

10,3

26

6

Школа, детсад

12

11,4

19

7

Рабочий двор

6

18,5

23

8

Пашня

5

28,4

11

9

Целина

5

64,0

14

10

Зона отдыха

5

52

18

(Должность, фамилия и подпись лица, удостоверяющегоподлинность представленных данных)

Приложение4
Формазаполнения протокола измерений индивидуальных доз гамма-излучения

ПРОТОКОЛ
измерений индивидуальных доз внешнего облучения жителей

Наименование НП: Макаричи Красногорского района Брянской области

Тип НП: село

Площадь: 12 км2

Тип дозиметров: ДТГ-4

Дата раздачи дозиметров: 0806.05

Дата сбора дозиметров: 13.08.05

 

№ п/п

Ф.,И.,О.

Год рождения

Тип жилого дома

Социальная группа

Профессия

Номер дозиметра

Измеренная доза, мкЗв

1

Иванов Павел Трофимович

1962

1-эт. дер.

группа 1

механизатор

1324

54

2

Петров Валерий Иванович

1995

1-эт. дер.

школьник

 

1345

46

3

Шарова Марина Марковна

2000

1-эт. кам.

дошкольник

 

1332

48

4

Васильев Мирон Петрович

1942

1 -эт. кам.

пенсионер

 

1361

59

5

Битов Иван Иванович

1958

многоэт.

группа 2

бухгалтер

1346

32

(Должность,фамилия и подпись лица, удостоверяющего подлинность представленных данных)

Приложение5
Методическиеаспекты проведения измерений содержания 131Iв щитовиднойжелезе

Измерения пострадавших лиц проводят впунктах измерений, организованных на базе радиоизотопных лабораторий больниц,диагностических центров, научно-исследовательских институтов, оснащенныхоборудованием для диагностики функции ЩЖ с помощью 131I, в специально организованных стационарных ипередвижных пунктах измерений, оборудованных измерительной аппаратурой.Критической группой относительно облучения радиоизотопами йода являются детимладшего возраста, поэтому необходимо, в первую очередь организовать измерениядетей дошкольного и школьного возраста.

Общими требованиями к методике проведенияизмерений содержания 131I в ЩЖчеловека являются;

1. Использование спектрометровсо сцинтилляционным детектором на основе кристалла Nal(Tl) размером неменее Ø25х25мм.

2. Блок детектирования долженбыть помещен в свинцовый коллиматор толщиной не менее 10мм; головка детекторазаглублена на 50-100мм внутрь коллиматора; детектор в коллиматоре установлен наштативе в удобном для измерений положении.

3. При измерении ЩЖ человекадетектор устанавливают перпендикулярно передней поверхности шеи нафиксированном расстоянии 10-15см.

4. В случае аварийногооблучения необходимо проводить второе измерение человека в положении детектораперпендикулярно бедру или предплечью на таком же фиксированном расстоянии отповерхности тела, как при измерении шеи.

5. Прибор должен бытькалиброван для измерения 131I в ЩЖ с помощью тканеэквивалентного фантома шеи и 20 млсертифицированного раствора 131I во флаконе, помещенном внутрь фантома. Расстояние отпередней поверхности фантома такое же, как при измерении пациента. Приотсутствии фантома шеи калибровку производить с помощью двух 20-миллилитровыхфлаконов, скрепленных вместе на расстоянии 10мм друг от друга, наполненных по10 мл сертифицированного раствора 131I. Оба флакона жестко крепятся к деревянной доскетолщиной 10мм. Измерения эталона производят перпендикулярно доске, ориентируясьна середину крепления флаконов, на том же расстоянии, как при измеренияхчеловека. Каждый прибор снабжается собственным эталоном 131I, на котором записаны активность и дата изготовления,для контроля стабильности работы аппаратуры.

6. Если измерения проводятсяна загрязненной территории, выбирается помещение с наименьшим фоном: каменноездание, не первый этаж, расположение аппаратуры подальше от окон, в помещениинаходится только один пациент.

7. Через каждый час работыпроводятся измерения фона прибора в точке измерения человека и эталона.

8. При проведении измеренийнеобходимо контролировать отсутствие поверхностного загрязнения кожных покровови одежды измеряемых лиц. Желательно совмещение пункта измерения с пунктомсанитарной обработки, где пострадавшие могут помыться и заменить одежду начистую. При невозможности такой организации, пациенты должны быть предупрежденыо необходимости этих процедур перед измерениями. Пациент снимает одежду допояса. Контроль чистоты кожных покровов проводится путем протирания шеи ватнымтампоном, смоченным спиртом, с последующим измерением тампона чувствительнымприбором (радиометром, дозиметром гамма-излучения).

9. Измерения человекасопровождаются опросом, включающим следующие группы вопросов, которыеформулируются перед началом измерений в зависимости от особенностей аварии,времени года, местных условий жизни населения:

• личные данные: ФИО, датарождения, адрес постоянного проживания, вес, окружность талии, окружность шеи;

• сведения о времени и местепребывания в зоне радиоактивного загрязнения: НП, время (даты, часы) приезда-отъездана загрязненную территорию, часы пребывания на открытом воздухе и в помещении;

• сведения о потреблениизагрязненного молока: пил ли молоко в дни после аварии? какое молокоупотреблял: коровье, козье из личного хозяйства, или с общественной молочнойфермы, или магазинное? среднесуточное потребление молока (л/сут.);

• сведения о защитныхмероприятиях: даты, время, количество приема препаратов стабильного йода; датапрекращения потребления местного молока;

• сведения о выпасе личного иобщественного молочного скота, если авария произошла в вегетационный период.

В случае проведения массовых выездныхизмерений жителей на загрязненной территории можно использовать носимыеспектрометры. При этом детектор прибора необходимо поместить в коллиматор из листовогосвинца и выполнить все перечисленные выше пункты подготовки и проведенияметодики измерений человека.

Перед началом каждой серии измерений вжурнале фиксируется дата, место проведения измерений, тип и номер прибора,активность и дата изготовления эталона.

В первую неделю после ингаляционногопоступления в ЩЖ человека кроме 131I могут присутствовать другие короткоживущие изотопыйода: 132I 1/2= 2,3 ч), 133I (T1/2 = 20 ч). Пополнение содержания 132I происходит за счет распада 132Те (Т1/2 = 72 ч), осевшего влегких. Хотя основная доза облучения ЩЖ человека формируется за счет излучения 131I, измерения всех радионуклидов йода спектрометрическимметодом крайне важны для корректной оценки полной дозы облучения ЩЖ. Измерениячеловека и калибровка спектрометра проводятся согласно описанной выше методике.Спектры излучения радионуклидов йода в ЩЖ расшифровываются позднееспециалистами по гамма-спектрометрии.

В общем случае, активность 131I в ЩЖ по результатам измерений шеи и бедра (илипредплечья) вычисляют по формуле:

 кБк, где                                     (П.5.1)

Рш - показания прибора над шеей, имп./с или мкР/ч;

Рб - показания прибора над бедром (предплечьем), имп./сили мкР/ч;

К(u)- коэффициент калибровки, кБк/(имп./с)или кБк/(мкР/ч);

bш/б(u) - численный коэффициент, учитывающий геометрическиесоотношения при измерении шеи и бедра, отн. ед., для взрослых пациентов bш/б(u) = 0,9, для лиц моложе 17 лет bш/б(u) = 1,0;

F - фон прибора в отсутствии человека, имп./с или мкР/ч;

u - возраст пациента.

При использовании диагностическихприборов фон вычитается автоматически по результату первого измерения и формулапринимает вид:

 кБк                                                             (П.5.2)

Коэффициент калибровки прибора, K(u), незначительно изменяется свозрастом, если расстояние от детектора до поверхности шеи не менее 10см. Прирасстоянии 5см K(u) для детей младшего возраста отличается от значения длявзрослых не более чем на 20 %. При меньших расстояниях требуется дополнительнаякалибровка прибора в зависимости от возраста пациента.

Приложение6
Коэффициентыперехода от концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха кмощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью

Радионуклид

e*a, (мГр/ч)/(кБк/м3)

1

2

Na-22

4,8E-04

Na-24

l,0E-03

Cl-36

1,8E-12

К-40

3,4E-05

К-42

6,3E-05

Са-45

3,4E-15

Sc-46

4,4E-04

Ti-44

2,8E-05

V-48

6,3E-04

Cr-51

6,7E-06

Mn-54

l,9E-04

Mn-56

4,lЕ-04

Fe-55

4,8E-09

Fe-59

2,6E-04

Co-58

2,lЕ-04

Co-60

5,6E-04

Cu-64

4,1E-05

Zn-65

l,3E-04

Ge-68

l,9E-08

Se-75

8,5E-05

Kr-85

4,8E-07

Kr-85m

3,4E-05

Kr-87

l,9E-04

Kr-88

4,8E-04

Kr-89

4,4E-04

Rb-86

2,lЕ-О5

Rb-88

l,5E-04

Rb-89

4,8E-04

Sr-89

3,0E-08

Sr-91

L,5E-04

Y-91

7,8E-07

Zr-95

l,6E-04

Zr-97

4,lЕ-05

Nb-94

3,4E-04

Nb-95

1,7E-04

Mo-99

3,4E-05

Tc-99

1,1Е-10

Tc-99m

2,8E-05

Ru-103

l,0E-04

Ru-105

1,7E-04

Продолжение прилож.6

1

2

Ru-106/Rh-106a

4,4E-05

Pd-109

l,4E-07

Ag-110m

5,9E-04

Cd-109

4,8E-07

In-114m

l,9E-05

Sn-113

l,8E-06

Sn-123

l,5E-06

Sn-125

6,7E-05

Sn-126

l,0E-05

Sb-124

4,1E-04

Sb-126

5,9E-04

Sb-127

l,4E-04

Sb-129

3,2E-04

Te-127m

6,7E-07

Te-129

1,1Е-05

Te-I29m

7,4E-06

Te-131m

3,1Е-04

Те-132

4,4E-05

Те-134

l,9E-04

I-125

2,3E-06

I-129

l,8E-06

I-131

8,1E-O5

I-132

5,2E-04

I-133

l,3E-04

I-134

5,9E-04

I-135

3,5E-04

Xe-131m

l,8E-06

Xe-133

7,4E-06

Xe-133m

6,3E-06

Xe-135

5,2E-05

Xe-135m

9,3E-05

Xe-137

4,1E-O5

Xe-138

2,6E-04

Cs-134

3,4E-04

Cs-136

4,8E-04

Cs-137/Ba-137m

l,3E-04

Cs-138

5,2E-04

Ba-133

7,8E-05

Ba-139

7,8E-06

Ba-140

4,1Е-05

La-140

5,2E-04

La-141

9,3E-06

La-142

6,7E-04

Ce-141

l,6E-05

Ce-143

5,6E-05

Продолжение прилож.6

1

2

Се-144

3,7E-06

Ce-144/Pr-144m

1,1Е-05

Nd-147

2,8E-05

Pm-145

3,5E-06

Pm-147

7,8E-10

Pm-149

2,5E-06

Pm-151

7,0E-05

Sm-151

1.9E-10

Eu-152

2,5E-04

Eu-154

2,7E-04

Eu-155

l,2E-05

Gd-153

l,9E-05

Tb-160

2,4E-04

Ho-166m

3,5E-04

Tm-170

1.0E-06

Yb-169

5,9E-05

Hf-181

1,1Е-04

Ta-182

2,8E-04

W-187

l,0E-04

Ir-192

l,7E-04

Au-198

8,5E-05

Hg-203

4,8E-05

Tl-204

2,1Е-07

Pb-210

2,8E-07

Bi-207

3,4E-04

Po-210

l,9E-09

Ra-226

I,4E-06

Ac-227

2,7E-08

Ac-228

2,0E-04

Th-227

2,2E-05

Th-228

4,1Е-07

Th-230

8,1Е-08

Th-232

4,1Е-08

Pa-231

6,3E-06

U-232

5,6E-08

U-233

5,2E-08

U-234

3,2E-O8

U-235

3,3E-O5

U-236

2,6E-08

U-238

2,2E-08

U-240

l,5E-07

Np-237

4,8E-06

Np-239

3,6E-05

Pu-236

2,5E-08

Приложение7
Коэффициентыперехода от единичной поверхностной активности радионуклида в почве к мощностипоглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1м над поверхностью земли

Радионуклид

Коэффициент перехода от поверхностной активности плоского источника, расположенного на границе раздела воздух-земля к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м еkS,(мГр∙ч-1])/(кБк∙м-2)

1

2

Na-22

7,41Е-06

Na-24

1,27Е-05

Р-32

1,03Е-08

Р-33

1,57Е-10

S-35

5,93Е-11

С1-36

2,37Е-09

К-40

5,15Е-07

К-42

9,38Е-07

Са-45

1,63Е-10

Sc-46

6,81Е-06

Ti-44+Sc-44

7,76E-06

Cr-51

1,09Е-07

Mn-54

2,86Е-06

Mn-56

5,57Е-06

Co-58

3,35Е-06

Co-60

8,29Е-06

Cu-64

6,60Е-07

Zn-65

1,95Е-06

Se-75

1,33Е-О6

Rb-86

3,28Е-07

Sr-89

8,01Е-09

Sr-90

1.00Е-09

Sr-91

2,39Е-06

Y-90

1.88Е-08

Y-91

2,03Е-08

Y-91m

1,85Е-06

Zr-95

2,55Е-06

Nb-94

5,40Е-06

Nb-95

2,64Е-06

Mo-99+Tc-99m

9,53Е-07

Tc-99

2,75Е-10

Tc-99m

4,27Е-07

Ru-103

1,63E-06

Ru-105

2,71Е-06

Ru-106+Rh-106

7,48Е-07

Cd-113m

9,28Е-10

Продолжение прилож.7

1

2

In-114m

3,23E-07

Sn-113+In-113m

9,88E-07

Sn-123

2,95E-08

Sn-126+Sb-126m

5,29E-06

Sb-124

6,03E-O6

Sb-126m

5,36E-06

Sb-127

2,38E-06

Sb-129

4,87E-06

Те-127

l,83E-08

Te-127m

3,99E-08

Те-129

2,12E-07

Те-129m

l,33E-07

Te-131

l,45E-06

Te-131m

4,83E-06

Те-132

8,04E-07

I-125

l,51E-07

I-129

9,10E-08

I-131

l,33E-06

I-132

7,80E-06

I-133

2,11E-06

I-134

8,93E-06

I-135+Xe-135m

5,40E-06

Cs-134

6,85E-06

Cs-135

1,17E-10

Cs-136

7,37E-06

Cs-137+Ba-137m

2,55E-06

Ba-133

l,40E-06

Ba-140

6,35E-07

La-140

7,62E-06

Ce-141

2,60E-07

Ce-144+Pr-144

2,01E-07

Pr-144

l,33E-07

Pr-144m

4,59E-08

Pm-145

1,15Е-07

Pm-147

l,20E-10

Sm-151

1,77E-11

Eu-152

3,88E-06

Eu-154

4,20E-06

Eu-155

2,08E-07

Gd-153

3,74E-07

Tb-160

3,81E-06

Ho-166m

6,00E-06

Tm-170

2,09E-08

Yb-169

l,07E-06

Hf-181

l,93E-06

Продолжение прилож.7

1

2

Та-182

4,34E-06

W-187

l,65E-06

Ir-192

2,83E-06

Аи-198

1.41E-06

Hg-203

8,18E-07

Т1-204

5,22E-09

Pb-210

8,75E-09

Bi-207

5,22E-06

Bi-210

3,70E-09

Po-210

2,92E-U

Ra-226

2,27E-08

Ac-227

5,54E-10

Ac-228

3,27E-06

Th-227

3,67E-07

Th-228

8,29E-09

Th-230

2,65E-09

Th-232

1,94E-09

Pa-231

1,44E-07

U-232

3,56E-09

U-233

2,53E-09

U-234

2,64E-09

U-235

5,22E-07

U-236

2,29E-09

U-238

1,94E-09

U прир.

L,94E-09

U обогащ.

2,64E-09

Np-237

L,01E-07

Np-239

5,75E-07

Pu-236

3,46E-09

Pu-238

2,96E-09

Pu-239

1,29E-09

Pu-240

2,83E-09

Pu-241

6,81E-12

Pu-242

2,35E-09

Am-241

9,70E-08

Am-242m

l,07E-08

Am-243

1,89E-07

Приложение 8
Ожидаемаяэквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБкрадионуклида с вдыхаемым воздухом, мЗв/кБк *)

Радионуклид

Возрастная группа, лет

1-2

7-12

взрослые

Те-131m

1,20Е-01

3,30Е-О2

1,30Е-02

Те-132

2,90Е-01

6,10Е-02

2,50Е-02

I-125

4,50Е-01

2,20Е-01

1,00Е-01

I-129

1.70Е-00

1,30Е-00

7,10Е-01

I-131

1,40Е-00

3,70E-01

1,50Е-01

I-132

1,60Е-02

3,40Е-03

1,40Е-03

I-133

3,50Е-01

7,40Е-02

2,80Е-02

I-134

3,10E-03

6,50Е-04

2,60Е-04

I-135

7,00Е-02

1,50Е-02

5,70Е-03

*}Для аэрозолей с типом «Б» растворимости (быстро растворимые соединения).

Приложение9
Дозовые коэффициентыдля перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значениюэффективной дозы

Радионуклид

Младенец, возраст 1-2 года

[мЗв/кБк]

Ребенок, возраст 7-12 лет [мЗв/кБк]

Взрослый, возраст > 17лет [мЗв/кБк]

1

2

3

4

Н-3

1,20Е-04

5,70Е-05

4,20Е-05

Мп-54

3,00Е-03

1,30Е-О3

7,10Е-04

Со-58

4,40Е-03

1,70Е-03

7,40Е-04

Со-60

2,70Е-02

1,10Е-02

3,40Е-03

Rb-87

1,00Е-02

3,00Е-О3

1,50Е-03

Rb-88

6,20Е-04

1,70Е-04

9,00Е-05

Sr-89

1,80Е-02

5,80Е-03

2,60Е-03

Sr-90

7,30Е-02

6,00Е-02

2,80Е-02

Sr-91

4,00Е-03

1,20Е-03

6,50Е-04

Y-90

2,00Е-02

5,90Е-03

2,70Е-03

Y-91

1,80Е-02

5,20Е-03

2,40Е-03

Y-91m

6,00Е-О5

2,10Е-05

1,20Е-05

Zr-95

5,60Е-03

1,90Е-03

9,50Е-04

Nb-95

3,20Е-03

1,10E-03

5,90Е-04

Mo-99

3,50Е-03

1,10Е-03

6,00Е-04

Tc-99

4,80Е-03

1,30Е-03

6,40Е-04

Продолжение прилож.9

1

2

3

4

Tc-99m

1,30E-04

4,30E-05

2,20E-05

Ru-103

4,60E-03

1,50E-03

7,30E-04

Ru-106

4,90E-02

1,50E-02

7,00E-03

Rч-106

9,70E-04

3,30E-04

l,60E-04

Sb-127

1,20E-02

3,60E-03

l,70E-03

Sb-129

2,90E-03

8,80E-04

4,20E-04

Те-127

1,20E-03

3,60E-04

l,70E-04

Te-127m

1,80E-02

5,20E-03

2,30E-03

Те-129

4,40E-04

1,20E-04

6,30E-05

Те-129m

2,40E-02

6,60E-03

3,00E-03

Te-131

6,60E-04

1,90E-04

8,70E-05

Te-131m

1,40E-02

4,30E-03

1,90E-03

Те-132

3,00E-02

8,30E-03

3,80E-03

I-131

1,80E-01

5,20E-02

2,20E-02

I-132

2,40E-03

6,20E-04

2,90E-04

I-133

4,40E-02

1,10Е-02

4,30E-03

I-134

7,50E-04

2,10Е-04

1,10E-04

I-135

8,90E-03

2,20E-03

9,30E-04

Cs-134

1,60E-02

1,40E-02

1,90E-02

Cs-135

2,30E-03

1,70E-03

2,00E-03

Cs-136

9,50E-03

4,40E-03

3,10E-O3

Cs-137

1,20E-02

1,00E-02

1,30E-02

Cs-138

5,90E-04

1,70E-04

9,20E-05

Br-140

1,80E-02

5,80E-03

2,60E-03

Lr-140

1,30E-02

4,20E-03

2,00E-03

Ce-141

5,10Е-03

1,50E-03

7,10Е-04

Ce-144

3,90E-02

1,10E-02

5,20E-03

Pr-144

3,50E-04

9,50E-05

5,10Е-05

Тч-231

2,50E-03

7,40E-04

3,40E-04

Np-239

5,70E-03

1,70E-03

8,00E-04

Pu-238

4,00E-01

2,40E-01

2,30E-01

Pu-239

4,20E-01

2,70E-01

2,50E-01

Pu-240

4,20E-01

2,70E-01

2,50E-01

Pu-241

5,70E-03

5,00E-03

4,10E-03

Pu-242

4,00E-01

2,60E-01

2,40E-01

Гm241

3,70E-01

2,20E-01

2,00E-01

 

835
Мне нравится
Комментировать Добавить в закладки

Комментарии могут оставлять только зарегистрированные пользователи.

Пожалуйста зарегистрируйтесь или авторизуйтесь на сайте.