На главную
На главную

МУ 2.6.1.2574-2010 «Определение суммарных (накопленных) доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне»

Методические указания предназначены для определения значений суммарных (накопленных) эффективных доз облучения граждан, которые проживали в 1949-1963 годах в населенных пунктах Российской Федерации и за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие атмосферных ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне.
В соответствии с настоящими МУ определяются дозы облучения лиц из населения различного возраста за любой промежуток времени, включающий или не включающий дату локального выпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва.
Адресная оценка суммарной (накопленной) эффективной дозы облучения конкретного лица в соответствии с настоящими МУ определяется на основании сведений о датах проживания и возрасте во время проживания этого лица в упомянутых населенных пунктах.

Обозначение: МУ 2.6.1.2574-2010
Название рус.: Определение суммарных (накопленных) доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне
Статус: действующий (Зарегистрировано в Минюсте РФ 18 марта 2010 г. Регистрационный N 16642)
Дата актуализации текста: 17.06.2011
Дата добавления в базу: 17.06.2011
Дата введения в действие: 04.05.2010
Разработан: Роспотребнадзор 127994, Москва, Вадковский пер., д. 18/20
Утвержден: Главный государственный санитарный врач РФ (21.01.2010)

Постановление Главного государственного санитарноговрача РФ
от 21 января 2010 г. № 5

Об утверждении Методических указаний МУ 2.6.1.2574-2010

В соответствии сФедеральным законом от 30.03.1999 № 52-ФЗ"О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собраниезаконодательства Российской Федерации, 1999, № 14, ст. 1650; 2002, № 1 (ч. 1),ст. 2; 2003, № 2, ст. 167; № 27 (ч. 1), ст. 2700; 2004, № 35, ст. 3607; 2005, №19, ст. 1752; 2006, № 1, ст. 10; № 52 (ч. 1), ст. 5498; 2007, № 1 (ч. 1), ст.21, 29; № 27, ст. 3213; № 46, ст. 5554; № 49, ст. 6070; 2008, № 24, ст. 2801; №29 (ч. 1), ст. 3418; № 30 (ч. 2), ст. 3616; № 44, ст. 4984; № 52 (ч. 1), ст.6223; 2009, № 1, ст. 17) и постановлением Правительства Российской Федерации от24.07.2000 №554 "Об утверждении Положения о государственнойсанитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения огосударственном санитарно-эпидемиологическом нормировании" (Собраниезаконодательства Российской Федерации, 2000, № 31, ст. 3295; 2004, № 8, ст.663; № 47, ст. 4666; 2005, № 39, ст. 3953) постановляю:

1. УтвердитьМетодические указания МУ 2.6.1.2574-2010 "Определение суммарных(накопленных) доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационномувоздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне"(приложение).

2. Ввести в действиеМетодические указания МУ 2.6.1.2574-2010 с 4 мая 2010 г.

Г.Г.Онищенко

Зарегистрировано в Минюсте РФ 18 марта2010 г.

Регистрационный №16642

Приложение

Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010
"Определение суммарных (накопленных) эффективных доз облучения лиц изнаселения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытанийна семипалатинском полигоне"

Содержание

I. Общие положения

II. Требования к исходным данным

III. Требования к порядку определения эффективных доз

IV. Оценка неопределенности установленных значений эффективных доз

Приложение 1 Определение временных характеристик и дисперсного состава радиоактивных выпадений на следе облака атмосферного ядерного взрыва

Приложение 2 Определение радионуклидного состава радиоактивных частиц при атмосферных ядерных взрывах

Приложение 3 Определение динамики поступлений радионуклидов в организм человека с загрязненными продуктами питания местного происхождения

Приложение 4 Стандартизованные исходные данные в размерностях, используемых для проведения расчетов

I. Общие положения

1.1. НастоящиеМетодические указания МУ 2.6.1.2574-2010 (далее - МУ) предназначены дляопределения значений суммарных (накопленных) эффективных доз облучения граждан,которые проживали в 1949 - 1963 годах в населенных пунктах Российской Федерациии за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством РоссийскойФедерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействиювследствие атмосферных ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне (далее -лиц из населения).

В соответствии снастоящими МУ определяются дозы облучения лиц из населения различного возрастаза любой промежуток времени, включающий или не включающий дату локальноговыпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва.

Адресная оценкасуммарной (накопленной) эффективной дозы облучения конкретного лица всоответствии с настоящими МУ определяется на основании сведений о датахпроживания и возрасте во время проживания этого лица в упомянутых населенныхпунктах.

1.2. Установленные врезультате адресного применения настоящих МУ оценки доз облучения конкретныхлиц из населения предназначаются для вынесения официальных заключений осоответствии (несоответствии) полученных ими суммарных (накопленных)эффективных доз облучения законодательной норме, дающей право на получениеустановленных Федеральным законом от 10 января 2002 г. № 2-ФЗ "Осоциальных гарантиях гражданам, подвергшимся радиационному воздействиювследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне"*льгот и компенсаций в порядке обеспечения гарантий социальной защиты граждан,подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний наСемипалатинском полигоне.

Вынесение официальныхзаключений этого содержания в другом порядке не допускается.

1.3. Дозы облученияопределяются для расчетной модели человека из наиболее облучаемой группы. Выборнаиболее облучаемой группы осуществляется по соотношению времени пребывания наоткрытом воздухе (без ослабления дозы) и внутри строений (с частичнымослаблением дозы) с учетом видов занятости населения городской и сельскойместности. При расчетах доз облучения всех групп населения по пероральному путипоступления радионуклидов учитываются сведения о сроках проведения основныхсельскохозяйственных работ и рационах питания.

1.4. Значениясуммарных (накопленных) эффективных доз, установленные в соответствии снастоящими МУ, не должны применяться для проведения эпидемиологическихисследований.

II. Требования к исходным данным

2.1. Для определениянакопленных эффективных доз облучения лиц из населения, подвергшихсярадиационному воздействию испытательного ядерного взрыва, используются исходныеданные пяти типов:

а) данные о ядерномвзрыве и условиях его проведения;

б) данные орезультатах радиационной разведки на радиоактивном следе облака ядерного взрываза пределами границ полигона;

в) данные об условияхжизни лиц из населения;

г) дозовые коэффициентыпри внешнем гамма-облучении человека, ингаляционном и пероральном поступлениирадионуклидов в организм;

д) сведения овозрасте, сроках и месте (местах) проживания лиц из населения в населенныхпунктах, включаемых в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечнинаселенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерныхиспытаний на Семипалатинском полигоне.

2.2. Исходные данные оядерном взрыве и условиях его проведения включают в себя:

а) полную мощность(тротиловый эквивалент) взрыва q;

б) мощность взрыва поделению qf;

в) составразделившихся материалов ядерного взрывного устройства (Pu239,U235,U238)в соотношении компонентов α239 : α235 : α238;

г) астрономическоевремя проведения tex(дата и местное время), высоту Н и географические координаты(широта φexи долгота Θex)эпицентра ядерного взрыва;

д) распределения повысоте атмосферы z модуля скорости ветра v(z) и направления ветра φ(z), измеренные в районе опытной площадкиполигона за срок, ближайший к моменту взрыва.

2.3.Результаты радиационной разведки в регионе выпадения радиоактивных продуктовиспытательного ядерного взрыва применительно к целям настоящих МУ задаютсявыкопировкой любого из имеющихся в архиве материалов испытаний, где онипредставлены в виде:

а) прямых измерений внаселенном пункте мощности экспозиционной дозы**гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли Pγ(t*) с указанием времени измерения t*;

б) нанесенных натопографическую основу карт-схем радиоактивного загрязнения поверхности земли ввиде изолиний мощности экспозиционной дозы гамма-излучения и распределениймощности дозы гамма-излучения вдоль оси радиоактивного следа, приведенных кмоменту времени t*после взрыва;

в) наборов приведенныхк моменту времени t*после взрыва значений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренныхв совокупности точек на радиоактивном следе облака взрыва, не совпадающих скоординатами населенных пунктов.

2.4.К исходным данным об условиях жизни лиц относятся:

а) режим проживаниялиц из населения на радиоактивно загрязненных территориях с чередованиемвремени пребывания вне/внутри зданий (задается моментами времени Tr1и Tr2,соответствующими их переходу из состояния "внутри зданий" в состояние"вне зданий" и обратно);

б) численная оценкафизического ослабления мощности дозы гамма-излучения koc и снижения концентраций радиоактивных продуктовв воздухе внутри зданий k3inh по отношению каналогичным параметрам на открытой местности;

в) дифференцированноепо сезонам либо среднегодовое суточное потребление продуктов питания местногопроисхождения: мяса, молока, хлеба (ржаного и пшеничного раздельно), листовыховощей в разных возрастных группах населения (до 1 года, от 1 до 2 лет, от 2 до7 лет, от 7 до 12 лет, от 12 до 17 лет, старше 17 лет);

г) времена наступленияосновных фаз развития растений, сроки возделывания пищевых и кормовых культур ипастбищного содержания мясомолочного скота, рационы их кормления.

2.5. Преобразованиевеличин, характеризующих физические поля и факторы радиационного воздействия начеловека в реальной среде его обитания, в эффективные дозы облученияосуществляется с использованием дозовых коэффициентов трех типов, связывающих

а) эффективные дозывнешнего облучения человека с величиной поглощенной дозы гамма-излучения ввоздухе в месте пребывания человека;

б) эффективные дозывнутреннего облучения с величиной ингаляционного поступления отдельныхрадионуклидов в дыхательную систему человека;

в) эффективные дозывнутреннего облучения с величиной перорального поступления отдельныхрадионуклидов в организм человека.

Дозовые коэффициентыпо пункту "а", соответствующие осесимметричному облучению человекагамма-квантами с энергией Е, падающими нормально к поверхностицилиндрического фантома (коэффициенты e1(E)), применяются для определенияэффективной дозы облучения открыто расположенного человека от радиоактивныхпродуктов, выпавших на поверхность земли. Аналогичные коэффициенты,соответствующие изотропному облучению человека гамма-квантами, падающими изверхнего полупространства (коэффициенты e2(E)), применяются для определенияэффективных доз облучения человека в условиях его пребывания в зданиях, а такжедля определения эффективных доз облучения от радиоактивных продуктов,взвешенных в воздухе в период формирования радиоактивного следа.

Умеренноконсервативное завышение эффективных доз внутреннего облучения человека врезультате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва обеспечивается применениемв расчетах дозовых коэффициентов по пункту "б", соответствующих стандартизованнойдисперсности аэрозоля радиоактивных частиц (логарифмически-нормальноераспределение с АМАД = 1 мкм и геометрическим стандартным отклонением 2,5), нодифференцированных по классу растворимости компонентов, содержащихся в объеме ина поверхности радиоактивных частиц (возрастзависимые коэффициенты hiv0и his0,соответственно).

2.6. Сведения овозрасте, сроках и месте проживания конкретного лица задаются датами начала иокончания его проживания в населенном пункте, географическими координатаминаселенного пункта φНП, ΘНПНП- широта, град с.ш., ΘНП - долгота, град з.д.) и возрастом впериод проживания в этом населенном пункте. Если таких населенных пунктовнесколько, указанные выше сведения задаются для каждого из мест проживаниялица. Принимается, что время начала его проживания в населенном пункте Та1совпадает с 0 часов местного времени даты начала проживания, а время окончанияпроживания Та2 - с 24 часами местного времени датыокончания проживания.

III. Требования к порядку определения эффективныхдоз

3.1. Определениенакопленной эффективной дозы облучения конкретного лица соответствует случаю,когда это лицо в период с 1949 г. по 1963 г. непрерывно проживало только водном из населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствиеядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. Если один и тот же населенныйпункт подвергался воздействию в результате различных ядерных испытаний, тоэффективная доза облучения лица за период его проживания в таком населенномпункте определяется от каждого ядерного испытания раздельно, а результатысуммируются. В случае, когда лицо в указанный период времени последовательнопроживало в нескольких населенных пунктах, излагаемая ниже последовательностьдействий выполняется многократно, и определяются эффективные дозы облучения запериоды времени его проживания в каждом из населенных пунктов с учетом возрастав эти периоды времени. Суммарная (накопленная) эффективная доза облучения лицаопределяется суммированием эффективных доз, накопленных за периоды временипоследовательного проживания в разных населенных пунктах.

3.2. Для расчетавводится декартова система координат, начало которой совмещается с эпицентромядерного взрыва, ось х направлена на восток, ось у - на север. Отсчет всехуглов ведется от северного направления по часовой стрелке. Географическиекоординаты населенного пункта, для которого должны быть выполнены расчеты,преобразуются в декартовы координаты xНП,уНП в соответствии с правилом

, км,

(1)

, км, .

Отсчет времени tведется от момента взрыва tex.Моменты времени Tr1и Tr2,определяющие режим проживания человека на радиоактивно загрязненныхтерриториях, а также моменты времени начала и окончания проживания человека внаселенном пункте пересчитываются к моменту взрыва:

,

(2)

.

3.3. Определяетсязначение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатаминаселенного пункта Pγ(t*) = P*γ навремя t*после взрыва. Если указанное значение является результатом прямого измерения вареале населенного пункта, время t* имеет смысл времени измерения. Если измерениямощности экспозиционной дозы гамма-излучения в ареале населенного пункта непроводились, значение указанной характеристики радиационного поля определяетсяпутем интерполяции в точку с координатами населенного пункта данных измерений,выполненных в соседних точках региона, с использованием одного из двух нижеописанных алгоритмов в зависимости от способа представления результатоврадиационной разведки в архивных документах. Время t* в этом случае имеет смысл времени, ккоторому приведены результаты измерений (обычно 3 часа после взрыва).

Первый алгоритмприменяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки на территориирегиона представлены картами-схемами радиоактивного загрязнения местности,отображенными в виде изолиний мощности экспозиционной дозы и распределениймощности экспозиционной дозы гамма-излучения вдоль оси радиоактивного следа,приведенных на 3 часа после взрыва. Реализация алгоритма в этом случае включаеттри этапа.

На первом этапепроводится верификация первичных данных. Она состоит в проверке согласованностиосевых распределений со значениями мощностей доз в точках пересечения изолинийс осью следа. При наличии расхождений проводится корректировка положенияизолиний в локальных областях, примыкающих к точкам их пересечения с осьюследа.

На втором этаперешается задача восстановления двумерного поля мощностей доз гамма-излучениянад поверхностью земли в узлах регулярной координатной сетки по координатамлиний уровня этого поля. С этой целью используется численный метод, реализующийрешение уравнения Пуассона для логарифмов характеристики поля в замкнутыхобластях двух типов: имеющих внешнюю и внутреннюю границы, совпадающие слиниями уровня двумерного поля, и имеющих только внешнюю границу.

Математическаяпостановка задачи о восстановлении характеристик радиационного поля в областяхпервого типа имеет вид

,

(3)

,

.

где P*γ (x, y) - величина мощности дозыгамма-излучения в точке с координатами (х, у), приведенная навремя t*после взрыва, Pэi, Pэi+1,- экспериментальные значения мощностей доз, соответствующие внешней (Гi) и внутренней (Гi=1)границам (линиям уровня) области.

Математическая постановка задачи о восстановлениихарактеристик радиационного поля в областях второго типа имеет вид

,

(4)

где Г - границаподобласти, Г1 - часть ограничивающей изолинии, заключенная междуточками ее пересечения с осью следа, Г2 - часть оси следа,ограниченная указанными точками, Pэ1- величина мощности дозы, равная значению изолинии, f(x, y)- функция, задающая распределение мощности дозы на оси следа.

На третьем этапеполученные в узлах значения мощностей доз интерполируются в координатынаселенных пунктов.

Второй алгоритмприменяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки территориирегиона представлены в виде набора результатов измерений, пространственно необъединенных, но приведенных к одному моменту времени после взрыва.Пространственное объединение этих результатов и их интерполяция в точки скоординатами населенных пунктов производится с использованием гауссовой моделирадиоактивного следа. Сущность этой модели состоит в том, что распределениемощностей доз гамма-излучения в сечениях, перпендикулярных оси радиоактивногоследа, на каждой дистанции аппроксимируется нормальным законом. Для полногопространственного описания радиационного поля по результатам обработки данныхизмерений устанавливаются следующие функции:

xэ0(s), yэ0(s) - координаты оси радиоактивного следакак функции расстояния s от эпицентра ядерного взрыва, отсчитанноговдоль оси следа;

P0γ(t*, s) - распределение мощностей дозгамма-излучения, приведенных на время t* после взрыва, вдоль оси радиоактивногоследа;

σ0p(s) - зависимость среднеквадратическогоотклонения рассеяния примеси в сечениях, перпендикулярных оси следа, отрасстояния вдоль оси.

Восстановлениемощности дозы гамма-излучения в произвольной точке с координатами (х, у)производится с использованием соотношения

,

(5)

где , ,

smin - величина,соответствующая минимуму функционала

.

(6)

3.4. Методами математического моделированияпроцессов образования радиоактивных частиц и их выпадения на поверхность землииз объемного источника радиоактивного загрязнения в точке с координатаминаселенного пункта определяются временные характеристики и дисперсностьрадиоактивных выпадений, включающие в себя

αγ- вклад в мощность экспозиционной дозы гамма-излучения радиоактивных частиц,образованных в результате осаждения радионуклидов на частицы раздробленногогрунта (далее именуются частицами 1-го типа);

 - распределение по размерам d массывыпавших радиоактивных частиц 1-го типа;

 - распределение по размерам d массывыпавших радиоактивных частиц конденсационно-коагуляционного происхождения(далее именуются частицами 2-го типа);

tн1,tо1- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 1-го типа;

tн2,tо2- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 2-го типа.

Математическаяпостановка задачи, константное обеспечение и метод ее решения, обеспечивающиеопределение указанных параметров и функций, приведены в Приложениях1 и 2к МУ.

С целью сниженияпогрешностей определения расчетной информации реализуется двухэтапная процедуравычислений. На первом этапе по исходным данным о распределениях скоростей инаправлений ветра по высоте атмосферы, измеренных в районе испытательнойплощадки полигона за срок, ближайший к моменту взрыва, рассчитываетсяраспределение мощности дозы гамма-излучения на территории региона иопределяются расчетные координаты оси радиоактивного следа x0(s) и y0(s) как функции расстояния s отэпицентра взрыва, отсчитанного вдоль оси следа. Далее результаты расчетакорректируются по фактическим данным радиационной разведки. Смысл корректировкисостоит в определении такой угловой поправки Δφ к направлениям ветрана всех высотах, при которой новые расчетные координаты оси радиоактивногоследа будут минимально отклоняться от фактической оси. В математическом планеэта задача сводится к поиску минимума функционала вида

,

(7)

где xэ0(s), yэ0(s) - фактические координаты осирадиоактивного следа, S - расстояние вдоль оси радиоактивного следа дограницы зоны, где проводилась радиационная разведка, x0(s, Δφ), y0(s, Δφ) - расчетные координатыоси радиоактивного следа при введении поправки Δφ;

,

(8)

.

На втором этапе проводится расчет искомых параметрови функций с учетом найденной угловой поправки к направлениям ветра.

3.5. Определяетсяэффективная доза внешнего облучения лица Еγ(Т12), накопленная за период его проживания в населенном пункте отмомента времени Т1 до момента времени Т2. Вобщем случае эта величина является суммой двух компонент Еsγ(Т12) и Еvγ.Первая компонента (Еsγ(Т12)) обусловлена радиоактивными продуктами, выпавшими наповерхность земли, вторая компонента (Еvγ)- радиоактивными продуктами, взвешенными в приземном слое воздуха в периодформирования радиоактивного следа. Ввиду кратковременности периода выпадениярадиоактивных частиц в фиксированной точке следа по сравнению с периодомнакопления дозы обоснованно считать, что а) степень защищенности человека квоздействию радиоактивных продуктов взрыва в течение этого периода неизменяется и б) накопление дозы от радиоактивных продуктов, взвешенных ввоздухе, является одномоментным. С учетом изложенного условие суммированияуказанных компонент записывается в виде

,

(9)

где  - компоненты эффективной дозы Еvγ,соответствующие радиоактивным частицам k-го типа (k = 1, 2),δ(t)- функция Хевисайда;

Определение компонентыдозы Еsγ(Т12) производится с использованием соотношений

,

(10)

где,

(11)

, , ,

, ,

(12)

, ,

(13)

Определение компоненты дозы  производится с использованием соотношений

(14)

где,

(15)

,

(16)

, ,

, м/с,[ρн] = г/см3, [d] = мкм.

В приведенныхсоотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа не обозначенныхранее по тексту МУ):

Qpk - плотность выпадениямассы радиоактивных частиц k-го типа, km - коэффициент,учитывающий микрорельеф поверхности земли, kp -коэффициент перехода от экспозиционной дозы к поглощенной дозе гамма-излученияв воздухе, ηk(t) - динамика выпадения радиоактивныхчастиц k-го типа, aik(d, t) - удельная (на единицу массы частицы)активность i-го радионуклида в частице k-го типа диаметром dна время t после взрыва, kγij, Eij - дифференциальнаягамма-постоянная и энергия j-ой линии i-го радионуклида, ksg(E), kvg(E) - коэффициенты, учитывающиегеометрический фактор при формировании мощности дозы гамма-излучения с энергиейквантов Е над плоским источником с постоянной плотностью (поверхностнойактивностью) загрязнения и на границе полубесконечного пространства спостоянной удельной объемной активностью излучателей, β0 -скорость сухого осаждения "невесомой" примеси на подстилающуюповерхность, w(z =0, d)- скорость гравитационного осаждения частицы 1-го типа диаметром d навысоте поверхности земли, ρн - плотность радиоактивных частиц1-го типа.

Знак суммы по индексу iв соотношениях (10), (11) и (15) подразумеваетсуммирование по всем радионуклидам, входящим в состав изобарных цепочек смассовыми номерами от 72 до 160, знак суммы по индексу j - суммированиепо всем гамма-линиям i-го радионуклида. В случае, когда t* является временем приведения, значениеηik(t*) в соотношении (11) следует принятьтождественно равным 1.

Способ определенияфункций aik(d, t) изложен в Приложении2 к МУ, рекомендуемые значения коэффициентов ksgи kvg,а также дозовых коэффициентов е1 и е2 взависимости от энергии гамма-квантов приведены в Приложении4 к МУ. Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в приведенныхвыше формулах: km= 0,8; kp= 0,88 сГр/Р, ρн = 2,5 г/см3, β0 =0,01 м/с.

3.6. Определяетсяэффективная доза внутреннего облучения лица Н(Т1, Т2),накопленная в результате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва за период егопроживания в населенном пункте от момента времени Т1 домомента времени Т2. В общем случае эта величина представляетсобой сумму двух компонент Нv и(Нs(Т1,Т2)). Первая компонента (Нv) соответствуетэффективной дозе, обусловленной вдыханием воздуха, загрязненного выпадающими изоблака взрыва радиоактивными частицами, вторая компонента Нs(Т1,Т2) - эффективной дозе вследствие ингаляции радиоактивныхаэрозолей, оказавшихся в зоне дыхания в результате их дефляции (вторичноговетрового подъема) с поверхности земли. В силу кратковременности периодавыпадения радиоактивных частиц по сравнению с периодом накопления дозысуммирование указанных компонент производится в соответствии с правилом

,

(17)

где  - компоненты эффективной дозы Нv, соответствующиерадиоактивным частицам k-го типа.

Определение компонентдозы  и Нs(Т1,Т2) производится на основании соотношений

(18)

,

(19)

,

, .

В приведенныхсоотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа неупомянутых ранее по тексту МУ):

Ve- скорость вентиляции легких человека, a0ik(d) - приведенная к моменту взрыва удельнаяактивность i-го радионуклида в частицах k-го типа размером d,a0si1(d) - приведенная к моменту взрыва удельнаяактивность i-го радионуклида, содержащегося на поверхности частицы 1-го типаразмером d, λi- постоянная распада i-го радионуклида, dmax - максимальныйдиаметр частиц, поднимаемых на высоту органов дыхания в результате дефляции.

Знаксуммы по индексу i в соотношениях (18) и (19) подразумевает суммированиепо основным дозообразующим радионуклидам, актуальным при внутреннем облучении.Перечень этих радионуклидов и соответствующие им значения дозовых коэффициентовhis0и hiv0для различных возрастных групп населения приведены в Приложении4 к МУ. Способ определения функций a0ik(d) и a0si1(d) изложен в Приложении2 к МУ. Объемная интенсивность вентиляции легких для разных возрастныхгрупп населения приведена в Приложении4 к МУ. Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в приведенныхвыше формулах: β* = 0,014 м/с, dmax = 100 мкм, k2= 10-9 м-1, λ1 = 1,46·10-7 с-12 = 2,2·10-7 с-1,

3.7. На основесведений по пунктам 2.4 "в" и 2.4"г" с использованием метода, описанного в Приложении3 к МУ, определяются как функции времени, отсчитанного от момента окончаниярадиоактивных выпадений tok,интенсивности перорального поступления отдельных радионуклидов в организмчеловека, нормированные на единичные плотности радиоактивного загрязненияповерхности земли каждым радионуклидом, содержащимся в биологически доступных(растворимых) формах на монодисперсных частицах 1-го и 2-го типов диаметром d(функции Ipi1(d, t) и Ipi2(d, t), соответственно). В составе рационапитания человека учитываются мясо, молоко, хлеб (ржаной и пшеничный раздельно)и листовые овощи, загрязненные радионуклидами, перечень которых представлен в Приложении4 к МУ.

3.8. Определяетсяэффективная доза внутреннего облучения лица G(T1,T2),накопленная в результате потребления им загрязненных продуктов питания местногопроисхождения за период проживания в населенном пункте от момента времени T1до момента времени T2

,

(20)

где gi - дозовый коэффициентдля i-го радионуклида при его пероральном поступлении в организмчеловека.

Значения коэффициентовgi,соответствующие различным возрастным группам населения, приведены в Приложении4 к МУ.

3.9. Полнаяэффективная доза облучения лица E(T1, T2),накопленная за период времени его проживания в населенном пункте от момента T1до момента T2,определяется суммированием

(21)

IV. Оценканеопределенности установленных значений эффективных доз

4.1. Неопределенностьустановленных значений эффективных доз облучения лиц из населения определяетсяследующими составляющими:

неопределенность εm метода преобразованиямощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатами населенногопункта в параметры, характеризующие физические поля и факторы радиационноговоздействия на человека в реальной среде его обитания (поглощенные дозы ввоздухе, ингаляционные и пероральные поступления радионуклидов в организмчеловека);

неопределенностьинтерполяции измеренной мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точку скоординатами населенного пункта εp.

В силу независимостиуказанных составляющих и линейной связи параметров полей и факторов воздействияс величиной мощности дозы общая оцененная неопределенность установленногозначения эффективных доз εE  рассчитывается по формуле

.

(22)

4.2. Максимальнаясуммарная неопределенность для последовательности процедур преобразованиямощности экспозиционной дозы гамма-излучения в параметры указанных вышефизических полей и факторов по результатам тестовых расчетов для расстояний отэпицентра взрыва, не превышающих 1000 км, оценивается величиной ±30 %, чтосоответствует среднеквадратичному значению εm =10 %.

4.3. Значение величиныεpзависит от способа задания исходных данных по пункту2.3.

Если значение мощностиэкспозиционной дозы гамма-излучения является результатом прямого измерения вареале населенного пункта, то погрешность значения этой величины принимаетсяравной нулю.

Если исходные данные попункту 2.3 заданы в виде карты-схемырадиоактивного загрязнения местности, то величина εp рассчитывается поформуле

,

(23)

где Pэi, Pэi+1- экспериментальные значения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения,соответствующие внешней и внутренней границам (линиям уровня) пространственнойобласти, содержащей точку с координатами населенного пункта.

Если исходные данные попункту 2.3 заданы в виде наборарезультатов измерений в точках, не совпадающих с координатами населенногопункта, то величина εp рассчитывается поформуле

,

(24)

где Pэγ(xi, yi) - приведенные на времяt* результаты измерений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения вточке с координатами (xi,yi),P*γ(xi, yi) - расчетные значенияэтой же величины, полученные по формуле (5), N- общее количество точек измерений.

При установлении в соответствии с настоящими МУзначения доз облучения конкретных лиц из населения проводится округление довторой значащей цифры по правилу округления с избытком.

_____________________________

*Собрание законодательства Российской Федерации, 2002 г. № 2, ст. 128; 2004 г. №12, ст. 1035, № 35, ст. 3607; 2005 г. № 1 (часть I), ст. 25; 2007 г. № 45, ст.5421; 2008 г. № 9, ст. 817, № 29 (часть I), ст. 3410, № 30 (часть II), ст.3616, № 52 (часть I), ст. 6236; 2009 г. № 18 (часть I), ст. 2152, № 30, ст.3739

** Внесистемная величина"экспозиционная доза" с единицей измерения "рентген" (Р)указывается здесь и далее в связи с использованием ее при измерениях в периодпроведения испытаний.

Приложение 1

к МУ 2.6.1.2574-2010,

утверждены постановлением

Главного государственного

санитарного врача РФ

от 21 января 2010 г. № 5

Определение временных характеристик и дисперсногосостава радиоактивных выпадений на следе облака атмосферного ядерного взрыва

1. В основе способаопределения временных характеристик и дисперсного состава радиоактивныхвыпадений на следе облака атмосферного ядерного взрыва лежит математическоемоделирование процессов образования радиоактивных частиц, вовлечения их ватмосферу воздушными потоками поднимающегося облака взрыва, последующеговыпадения на поверхность земли под воздействием ветра, атмосфернойтурбулентности и силы гравитации, формирования полей гамма-излучения надрадиоактивно загрязненной территорией. Для количественного описания этихпроцессов используется комплекс физико-математических моделей и методов,включающий в себя:

- метод определениярадионуклидного состава радиоактивных частиц;

- модель объемногоисточника радиоактивного загрязнения внешней среды, представляющую собойсовокупность соотношений, описывающих распределение радиоактивных частиц поразмерам и пространству возмущенной области атмосферы на момент окончанияподъема и стабилизации облака взрыва в атмосфере;

-физико-математическую модель распространения радиоактивных примесей ватмосфере;

- метод расчетахарактеристик радиационных полей над загрязненной поверхностью земли.

Рассматриваютсяпроцессы образования и пространственного переноса радиоактивных частиц двухтипов. К радиоактивным частицам 1-го типа отнесены частицы, образующиеся в результатеосаждения радионуклидов на частицы раздробленного грунта, к частицам 2-го типа- мелкодисперсные аэрозоли, образующиеся в результате совместной конденсациипаров грунта, испаренных конструкционных материалов взрывного устройства ирадионуклидов - продуктов деления ядерного горючего.

В результате расчетовпо описанному ниже методу в точке с координатами населенного пунктаустанавливаются значения следующих характеристик радиоактивного загрязнения:

αγ- вклад в мощность экспозиционной дозы гамма-излучения радиоактивных частиц1-го типа;

fp1(d) - распределение по размерам dмассы выпавших радиоактивных частиц 1-го типа;

fp2(d) - распределение по размерам dмассы выпавших радиоактивных частиц 2-го типа;

tн1,to1- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 1-го типа;

tн2,to2- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 2-го типа.

2. Для проведениярасчетов задаются следующие исходные данные:

- полная мощностьвзрыва q, т;

- высота взрыва Н,м;

- распределения модуляскорости v(z), м/с, и направления φ(z), град,штурманского ветра (куда дует) по высоте атмосферы z;

- горизонтальные (kx, ky) и вертикальная kz составляющиекоэффициента турбулентной диффузии, м2/с.

3. Алгоритм расчетавключает следующие вычислительные процедуры.

3.1. По формуле 1Приложения 1 к МУ (далее - П.1.1) определяются максимальный (Dmax) и минимальный (Dmin) размерырадиоактивных частиц 1-го типа, распределенных в источнике загрязнения

, ,

(П.1.1)

,

где ξ11 - параметры логарифмически-нормального распределения массыобразующихся радиоактивных частиц 1-го типа по их размерам.

Далее диапазонразмеров частиц от Dminдо Dmaxразбивается на S фракций и определяются ширина фракции Δds и средний размерчастиц внутри фракции ds

(П.1.2)

3.2. Для среднего размерачастиц каждой фракции dsрешается система одномерных дифференциальных уравнений в частных производныхследующего вида

,

,

(П.1.3)

,

где L -дифференциальный оператор вида

,

(П.1.4)

Θ00, xc, yc, σx, σy, Rxy- центральные моменты распределения радиоактивной примеси навысоте z атмосферы в момент времени t после взрыва, ws = w(z, ds) - скоростьгравитационного осаждения частицы диаметром ds на высоте zатмосферы, vx,vy- составляющие скорости ветра на высоте z атмосферы по осям х и у,соответственно;

,

 м/с,

(П.1.5)

ρн -плотность радиоактивных частиц 1-го типа, ρа(z) - плотность воздуха на высоте z, км,атмосферы; [ρа] = [ρн] = г/см3,[ds]= мкм.

Граничные условия для задачи(П.1.3), (П.1.4)задаются в виде соотношений

,

(П.1.6)

где β(ds) = β0+ w(0,ds).

Начальные условия длясистемы уравнений (П.1.3), (П.1.4) имеют вид:

(П.1.7)

Расчет значенийфункций fh1(z), φ1(d/z) и σr1(z), описывающих объемный источникрадиоактивного загрязнения, производится на основе соотношений

(П.1.8)

(П.1.9)

3.3. Радиоактивныечастицы 2-го типа рассматриваются как одна фракция с нулевой скоростьюосаждения. Для этих частиц система уравнений (П.1.3),(П.1.4) решается при дополнительном условии w(z, d) º0 и следующих начальных условиях:

(П.1.10)

Расчет значенийфункций fh2(z) и σr2(z), описывающих пространственноераспределение в объемном источнике загрязнения радиоактивных частиц 2-го типа,производится на основе соотношений

(П.1.11)

3.4. Массоваяконцентрация фракции частиц 1-го типа размером ds (массоваяконцентрация частиц 2-го типа) в произвольной точке пространства (x, y,z) на любой момент времени t после взрыва рассчитывается посоотношению

(П.1.12)

3.5. Плотностьвыпадения массы фракции радиоактивных частиц 1-го типа размером ds в точке скоординатами населенного пункта xнп, унпопределяется численным интегрированием по времени плотности потока массырадиоактивной примеси:

(П.1.13)

Полная плотностьвыпадения массы радиоактивных частиц 1-го типа, а также плотностьрадиоактивного загрязнения поверхности земли z-ым радионуклидом,содержащимся на частицах 1-го типа, находятся суммированием по всем фракциямчастиц:

(П.1.14)

где ai1(ds, t) - удельная активность i-горадионуклида в частице 1-го типа диаметром ds на время t послевзрыва.

Установленная врезультате аналогичного интегрирования по времени плотности потока массырадиоактивных частиц 2-го типа величина плотности выпадения массы этих частиц Qp2(t) используется для расчета плотностизагрязнения поверхности земли i-ым радионуклидом, содержащимся начастицах 2-го типа

(П.1.15)

где ai2(t) - удельная активность i-горадионуклида в частицах 2-го типа на время t после взрыва.

Мощностиэкспозиционной дозы гамма-излучения, сформированные выпавшими радиоактивнымичастицами 1-го и 2-го типов, на время t после взрыва рассчитываются посоотношению

(П.1.16)

где km - коэффициент,учитывающий микрорельеф поверхности земли, kγij, Eij - дифференциальнаягамма-постоянная и энергия j-ой линии i-го радионуклида, ksg(E) - коэффициент, учитывающийгеометрический фактор при формировании мощности дозы гамма-излучения с энергиейквантов Е над плоским источником с постоянной плотностью (поверхностнойактивностью) загрязнения.

Знак суммы по индексу iв соотношении (П.1.16) подразумевает суммирование по всем радионуклидам,входящим в состав изобарных цепочек с массовыми номерами от 72 до 160, знаксуммы по индексу j - суммирование по всем гамма-линиям i-горадионуклида. Способ определения функций ai1(ds, t) и ai2(t) изложен в Приложении2 к МУ, рекомендуемые значения коэффициента ksgв зависимости от энергии гамма-квантов приведены в Приложении4 к МУ. Значения других величин, встречающихся в приведенных выше формулах,следует задавать равными:

(П.1.17)

3.6. Величина αγрассчитывается по соотношению

(П.1.18)

Момент времени t* имеет разный смысл в зависимости от способазадания исходных данных по пункту 2.3 МУ.Если исходные данные по пункту 2.3 МУзаданы в виде "а" и t*имеет смысл времени измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, торасчет величины αγ проводится строго по формуле (П.1.18).В противном случае входящие в соотношение (П.1.18) величины Pγ1(t*) и Pγ2(t*) должны рассчитываться по формулам

(П.1.19)

Условие t =¥в формулах (П.1.19) подразумевает интегрирование в соотношении (П.1.13) по такому конечному интервалу времени, которыйзаведомо превышает время окончания выпадения радиоактивных частиц в точке скоординатами населенного пункта.

Дискретная функцияплотности распределения по размерам d массы выпавших радиоактивныхчастиц 1-го типа определяется по формуле

(П.1.20)

Функция плотностираспределения по размерам d массы выпавших радиоактивных частиц 2-готипа определяется соотношением

(П.1.21)

где ξ2= 1,7 мкм, σ2 = 0,15.

Времена начала и окончаниявыпадения радиоактивных частиц 1-го и 2-го типов рассчитываются по формулам (k= 1, 2)

(П.1.22)

4. Численное решениесистемы уравнений (П.1.3), (П.1.4) с граничными условиями (П.1.6)и начальными условиями (П.1.7), (П.1.10) проводится с использованием разностнойсхемы Самарского, представляющей собой абсолютно устойчивую монотонную схемувторого порядка точности по координатам и первого порядка точности по временидля уравнения диффузии общего вида. Для вычисления интегралов по временииспользуются стандартные процедуры с автоматическим выбором шагаинтегрирования, обеспечивающие относительную погрешность вычислений не более 10-3.

Приложение 2

к МУ 2.6.1.2574-2010,

утверждены постановлением

Главного государственного

санитарного врача РФ

от 21 января 2010 г. № 5

Определение радионуклидного состава радиоактивныхчастиц при атмосферных ядерных взрывах

1. В основе методаопределения радионуклидного состава радиоактивных частиц при атмосферныхядерных взрывах лежит двухкаскадная схема индуктивного соосаждениярадиоактивных веществ в светящейся области и облаке взрыва. В соответствии сэтой схемой рассматриваются процессы осаждения радионуклидов начастицы-носители двух типов. К частицам 1-го типа отнесены частицырасплавленного грунта, образующиеся в результате интенсивного теплового имеханического действия ядерного взрыва на грунт подстилающей поверхности, кчастицам 2-го типа - мелкодисперсные аэрозоли, образующиеся в результатесовместной конденсации паров грунта, испаренных конструкционных материаловвзрывного устройства и радионуклидов - продуктов деления ядерного горючего. Врезультате расчетов по указанной схеме определяются удельные активностипроизвольного i-го радионуклида в радиоактивных частицах 1-го и 2-готипов на любой момент времени после ядерного взрыва.

2. Для проведениярасчетов задаются следующие исходные данные:

- полная мощностьвзрыва q, т;

- мощность взрыва поделению qf,т;

- высота взрыва Н,м;

- состав разделившихсяматериалов (Pu239,U235,U238)в соотношении компонентов α239 : α235 : α238;

- схемы радиоактивныхцепочек распада, периоды полураспада Ti, с, и коэффициенты ветвления радионуклидов;

- независимые выходырадионуклидов при различных типах деления ядерного горючего.

3. Алгоритм расчета включаетследующие вычислительные процедуры.

3.1. По формулам 1Приложения 2 к МУ (далее - П.2.1) определяются моменты времени первого (t1)и второго (t2)каскадов конденсации

(П.2.1)

3.2. Определяются независимыевыходы радионуклидов, входящих в состав изобарной цепочки, содержащей i-ыйрадионуклид (ji)

(П.2.2)

где Yj239,Yj235, Yj238 - независимые выходы j-горадионуклида при делении Pu239и U235нейтронами спектра деления и U238нейтронами с энергией 14 МэВ.

3.3. Рассчитываютсяактивности ядер i-го радионуклида цепочки, содержащихся в газопаровойфазе на моменты времени 1-го и 2-го каскадов конденсации Ai(t1Ai(t2),соответственно)

(П.2.3)

где  - постоянная распада j-горадионуклида, β1j -коэффициент соосаждения j-го радионуклида на 1-ом каскаде конденсации;

(П.2.4)

В соотношениях (П.2.3)и (П.2.4) суммирование ведется по всем радионуклидам - предшественникам i-горадионуклида по цепочке радиоактивных превращений.

3.4. Рассчитываются удельныеактивности i-го радионуклида в объеме (индекс "v") и наповерхности (индекс "s") частиц 1-го типа диаметром d намоменты времени 1-го и 2-го каскадов конденсации

(П.2.5)

где M =lge≈ 0,4343, β2i - коэффициентсоосаждения i-го радионуклида на 2-ом каскаде конденсации, P1- масса радиоактивных частиц 1-го типа, образующихся при ядерном взрыве, г;

(П.2.6)

(П.2.7)

(П.2.8)

Значения коэффициентовсоосаждения β1i и β2i  определяются принадлежностью i-горадионуклида к одной из четырех термодинамических групп химических элементов всоответствии с таблицей 1 Приложения 2 к МУ (далее -таблица П.2.1).

Таблица П.2.1

Коэффициенты соосаждения радионуклидов

Коэффициент, отн. ед.

Группа элементов

Ga, Sr, Y, Zr,

Ge, As, Se, Rb,

Br, I

Kr, Xe

Nb,

Cs,

 

 

Ag, Ba, La, Ce,

Mo, Tc, Ru, Rh,

 

 

Pr,

Pd, Sn, Cd, In,

 

 

Nd, Pm, Sm, Eu,

Sb,

 

 

Gd

Те

 

 

β1i

1

0,32

0,05

0,013

β2i

1

1

0,1

0,037

3.5. Рассчитываются удельные активности i-го радионуклида в объеме (индекс "v") и на поверхности (индекс "s") радиоактивных частиц 2-го типа намоменты времени 1-го и 2-го каскадов конденсации

(П.2.9)

где P2- масса радиоактивных частиц 2-го типа, образующихся при ядерном взрыве, г;

(П.2.10)

3.6. Удельныеактивности i-го радионуклида в частицах 1-го и 2-го типов на любоймомент времени t, с, после ядерного взрыва, превышающий время t2,рассчитываются по формулам

(П.2.11)

3.7. Приведенные кмоменту взрыва удельные активности i-го радионуклида, содержащиеся начастицах (a0i1(d), a0i2),в объеме (a0vi1(d), a0vi2)и на поверхности (a0si1(d), a0si2)частиц, рассчитываются по формулам

(П.2.12)

где tn - момент времени,равный 24 ч (tn= 8,64·104 с).

Приложение 3

к МУ 2.6.1.2574-2010,

утверждены постановлением

Главного государственного

санитарного врача РФ

от 21 января 2010 г. № 5

Определение динамики поступлений радионуклидов ворганизм человека с загрязненными продуктами питания местного происхождения

1. В основе способаопределения интенсивностей перорального поступления радионуклидов в организмчеловека при его проживании на следе облака атмосферного ядерного взрыва лежитматематическое моделирование процессов миграции радионуклидов в системах"почва" - "растение" - "животное" -"человек" и "почва" - "растение" -"человек".

Для количественногоописания этих процессов используются следующие математические модели:

- модели расчета величиныпервоначального задержания радиоактивных частиц растениями;

- модель метаболизмарадионуклидов в организме мясомолочного скота;

- камерная модельмиграции радионуклидов в системе "почва" - "растение";

- модель рационовкормления мясомолочного скота;

- модель потребленияпродуктов питания человеком.

Блок-схемы камерноймодели миграции радионуклидов в пищевых цепях и модели метаболизмарадионуклидов в организме мясомолочного скота представлены на рисунках 1 и 2Приложения 3 к МУ (далее - рисунок П.3.1 и П.3.2). Рассматриваются воздушный икорневой пути формирования радиоактивного загрязнения сельскохозяйственныхрастений. При воздушном пути загрязнения учитываются процессы непосредственногозагрязнения надземных частей растений радиоактивными выпадениями и ихпоследующего загрязнения частицами почвы, поднятыми с подстилающей поверхностив приповерхностный слой воздуха с брызгами дождя или за счет вторичногопылеобразования; процессы очищения поверхностей растений за счет выветривания исмывания осадками. При расчете корневого (почвенного) пути загрязненияучитывается поступление радионуклидов в растения из загрязненногокорнеобитаемого слоя почвы посредством корневого усвоения.

Рисунок П.3.1 - Блок-схема камерной моделимиграции радионуклидов по пищевым цепям.

Рисунок П.3.2 - Блок-схема модели метаболизмарадионуклидов в организме мясомолочного скота.

В результате расчетовпо указанным выше моделям определяются как функции времени, отсчитанного отмомента окончания радиоактивных выпадений tok, интенсивностиперорального поступления отдельных радионуклидов в организм человека,нормированные на единичные плотности радиоактивного загрязнения поверхностиземли каждым радионуклидом, содержащимся в биологически доступных (растворимых)формах на монодисперсных частицах 1-го и 2-го типов диаметром d (функцииIPi1(d, t) и IPi2(d, t), соответственно).

2. Для проведениярасчетов задаются следующие исходные данные:

- дифференцированноепо сезонам либо среднегодовое суточное потребление продуктов питания местногопроисхождения: мяса, молока, хлеба (ржаного и пшеничного раздельно), листовыховощей разными возрастными группами населения (до 1 года, от 1 до 2 лет, от 2до 7 лет, от 7 до 12 лет, от 12 до 17 лет, старше 17 лет);

- времена наступленияосновных фаз развития растений, сроки возделывания пищевых и кормовых культур ипастбищного содержания мясомолочного скота, рационы их кормления.

Расчеты проводятся длячетырех продуктов питания человека: молоко, мясо, листовые овощи и хлеб. Нарисунке П.3.3 показана временная диаграмма, характеризующая сроки проведениясельскохозяйственных работ, времена наступления основных фаз развития растенийи характерные времена потребления продукции растениеводства.

Рисунок П.3.3 - Временная диаграмма основных событий,определяющих радиоактивное загрязнение продукции растениеводства; а)сельскохозяйственные культуры, потребляемые в свежем виде (листовые овощи,пастбищная трава); б) заготавливаемые яровые сельскохозяйственные культуры(пшеница, травы сенокосов); в) заготавливаемые озимые сельскохозяйственныекультуры (рожь);

Обозначения, принятыена рисунке П.3.3:

Tt - время проведениявспашки почвы;

T0- время начала всходов;

T1- время набора максимальной величины биомассы на поле;

Th- время начала сбора урожая;

Dt- продолжительность сбора урожая;

ts- время выдержки до начала потребления соответствующегопродукта питания;

tsA - время выдержки доначала потребления соответствующего корма мясомолочного скота;

Tc- продолжительность потребления продукта питания.

Все характерныевремена задаются в сутках от начала года.

3. Функции, задающиеинтенсивности перорального поступления i-радионуклида, содержащегося начастицах k-типа (k=1, 2), с j-продуктом питания (IPikj(d, t)) определяются на основе решения системобыкновенных дифференциальных уравнений первого порядка следующего вида

Листовыеовощи, потребляемые в свежем виде

(П.3.1)

удельное загрязнение продуктов,потребляемых в свежем виде

Заготавливаемыелистовые овощи, яровая пшеница, озимая рожь

(П.3.2)

удельное загрязнениезаготавливаемых продуктов

Молоко (пастбищныйпериод содержания коров)

(П.3.3)

удельное загрязнениемолока

Молоко (стойловыйпериод содержания коров)

(П.3.4)

удельное загрязнениемолока

Мясо (пастбищныйпериод содержания коров)

(П.3.5)

удельное загрязнениемяса

(П.3.6)

Мясо (стойловый периодсодержания коров)

(П.3.7)

(П.3.8)

(П.3.9)

удельное загрязнениемяса

Начальные условия:

первоначальноевыпадение радиоактивных продуктов

(П.3.10)

вспашка почвы

(П.3.11)

где δ→0.

Расчеты посоотношениям (П.3.1)-(П.3.9) проводятся отдельно для каждого i-радионуклида,переносимого частицами k-го типа.

Величины  задают загрязнение i-радионуклидом вотдельных камерах модели миграции, блок-схема которой приведена на рисункахП.3.1 и П.3.2.

По результатамрасчетов с использованием соотношений (П.3.1)-(П.3.9) определяются величины удельныхзагрязнений j-продукта питания i-радионуклидом, выпадающим начастицах k-типа (Pikj(t')), и интенсивности поступления i-радионуклидас j-продуктом питания (Iikj(d, t)).

Интенсивностьперорального поступления i-радионуклида, выпадающего на частицах k-готипа, с продуктами питания местного происхождения рассчитывается по формуле

(П.3.12)

где t - время,прошедшее от момента выпадения радиоактивных продуктов в данной точкеместности, сут, tex- время взрыва, отсчитываемое в сутках от начала года, t'- текущее время от начала года в сутках, tox- момент времени окончания формирования выпадений в данномнаселенном пункте, отсчитываемый в сутках от момента взрыва.

4. Численные значенияпараметров модели, используемые при проведении расчетов, представлены ниже.

fSS(d), fVS(d) - доли активности, выпадающей начастицах k-типа размером d, перехватываемые поверхностью почвы ирастений, соответственно, вычисляются по следующему соотношению

(П.3.13)

где α(d) - величина коэффициента первоначальногозадержания радионуклида на растительности в зависимости от размера выпадающихчастиц, кг/м2, d - диаметр частицы, мкм,  - величина биомассы на поле на моментвыпадения активности, кг/м2.

Величина коэффициентапервоначального задержания рассчитывается по формуле

(П.3.14)

где d0 @40 мкм; n = 1,5.

Зависимость величиныбиомассы на поле в течение периода роста растений задается кусочно-линейнойфункцией вида:

(П.3.15)

где Bmin, Bmax- минимальная и максимальная величины биомассысельскохозяйственной культуры на поле, кг/м2.

Значения величин Bmin, Bmaxприведены в таблице 1 Приложения 3 к МУ (далее - таблицаП.3.1).

Таблица П.3.1

Значения величин Bmin, Bmax,кг/м2

С/х культура

Bmin

Bmax

трава пастбищ и сенокосов

0

0,24

листовые овощи

0

0,24

пшеница, рожь

0

0,54

В таблицах П.3.2 - П.3.5 приведеныпараметры, характеризующие миграцию радионуклидов в растительных цепочках.

Таблица П.3.2

Константы скоростей перехода радионуклидов

Параметр модели

Значение, сут-1

Kres

9,5×10-3

Kw

5,0×10-2

Kper

1,98×10-2

KL

1,4×10-3

KR

5,5×10-5

Таблица П.3.3

Параметры, характеризующие миграцию в почве

Параметр модели

Значение

xS

0,001 м

xS1

0,01м

xR

0,25 м

ρS

1800 кг/м3

Таблица П.3.4

Значения константы скорости абсорбции радионуклидовво внутренние отделы растений

Нуклид

Ktr, сут-1

Cs, Те, Mo

5,5×10-3

Sr, Ba

1,0×10-3

I

8,5×10-3

Таблица П.3.5

Значения константы скорости перехода отдельныххимических элементов из почвы в растения

Нуклид

Ktr, (Бк/кг)/(Бк/кг)

Sr

3,0

Zr

0,003

Ru

0,2

Cs

0,46

Ba

0,03

Се

0,03

Величинакоэффициента fcзадается равной 1 для всех сельскохозяйственных культуркроме пшеницы и ржи, для которых значение fc принято равным 0,25.Значение коэффициента fwдля пшеницы и ржи равно 0,86, для листовых овощей - 0,25.

Параметры,характеризующие миграцию радионуклидов в мясомолочной цепочке, представлены в таблицахП.3.6, П.3.7.

Таблица П.3.6

Параметры, характеризующие миграцию радионуклидов вмясомолочной цепочке

Параметр модели

Значение

FVcow

10 кг/сут

FVbeef

8 кг/сут

FS

0,5 кг/сут

Tlive

1,5 года

Таблица П.3.7

Значения коэффициентов Fmk, Fmtb

Нуклид

Fmk, сут/л

Fmt, сут/кг

λb 1/сут

131I

8,6×10-3

3,4×10-3

3,9×10-2

133I

4,0×10-3

5,1×10-4

3,9×10-2

135I

1,7×10-3

1,7×10-4

3,9×10-2

132Те

2,7×10-4

1,1×10-3

5,5×10-3

136Cs

7,2×10-3

6,0×10-3

2,3×10-2

137Cs

1,0×10-2

2,0×10-2

2,3×10-2

141Се

1,96×10-5

8,3×10-5

1,2×10-3

143Се

1,3×10-5

3,7×10-6

1,2×10-3

144Се

2,0×10-5

5,0×10-4

1,2×10-3

140Ва

2,3×10-4

1,0×10-4

5,7×10-2

103Ru

2,7×10-6

5,4×10-3

2,1×10-2

106Ru

4,6×10-6

9,2×10-3

2,1×10-2

89Sr

1,6×10-3

8,7×10-4

9,3×10-2

90Sr

1,7×10-3

1,7×10-3

9,3×10-2

91Sr

1.6е-4

5.0е-5

9,3×10-2

99Mo

1,0×10-3

3,0×10-3

9,3×10-2

95Zr

1,5×10-5

4,1×10-3

1,5×10-3

Численные значения коэффициентовпереработки приведены в таблице П.3.8. Времена выдержки перед началомпотребления (ts) составляют 90 сутдля хлеба, 1 сут для листовых овощей и 0,5 сут для мяса и молока.

Таблица П.3.8

Значения коэффициентов переработки исходного сырьяв соответствующий продукт питания

Продукт питания (химический элемент)

fr, отн. ед.

Листовые овощи

1,0

Мясо

1,0

Молоко

1,0

Хлеб

Sr

0,4

Cs

0,6

Остальные

0,5

5. Численное решение систем обыкновенныхдифференциальных уравнений первого порядка (П.3.1)- (П.3.9) с начальными условиями (П.3.10) и (П.3.11)проводится с использованием метода Рунге-Кутта четвертого порядка точности. Длявычисления интегралов по времени используются процедуры, обеспечивающиеточность вычисления не ниже точности вычислений при решении описанных системобыкновенных дифференциальных уравнений. Общая относительная погрешностьвычислений не более 10-3.

Приложение 4

к МУ 2.6.1.2574-2010,

утверждены постановлением

Главного государственного

санитарного врача РФ

от 21 января 2010 г. № 5

Стандартизованные исходные данные в размерностях,используемых для проведения расчетов

Таблица П.4.1

Коэффициенты, учитывающие геометрический фактор прирасчете мощности дозы от выпавших радиоактивных продуктов взрыва (ksg)и радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе в период формированиярадиоактивного следа (kvg)

Энергия гамма-кванта, МэВ

ksg, отн. ед.

kvg, м

Энергия гамма-кванта, МэВ

ksg, отн. ед.

kvg, м

0.010

48633.5

10.7

0.200

71.4

1826.5

0.015

21020.2

38.9

0.300

45.7

1693.6

0.020

10698.4

96.8

0.400

38.4

1649.1

0.030

4073.1

334.2

0.500

35.6

1623.6

0.040

2056.3

781.9

0.600

34.4

1640.5

0.050

1215.1

1292.8

0.800

33.7

1689.0

0.060

794.2

1693.6

1.000

33.7

1740.5

0.070

557.0

1864.4

2.000

35.2

2073.7

0.080

411.9

2073.7

4.000

37.4

2628.9

0.100

252.7

2101.4

6.000

38.7

2977.8

0.150

113.2

1951.3

8.000

39.5

3238.8

 

 

 

10.000

40.0

3396.3

Таблица П.4.2

Дозовые коэффициенты перехода от поглощенной дозыгамма-излучения в воздухе к эффективной дозе внешнего облучения человека

Энергия гамма-кванта, МэВ

Дозовый коэффициент, Зв/Гр

Энергия гамма-кванта, МэВ

Дозовый коэффициент, Зв/Гр

e1

е2

e1

е2

0.010

0.0033

0.0027

0.200

0.8540

0.6790

0.015

0.0153

0.0123

0.300

0.8240

0.6640

0.020

0.0462

0.0362

0.400

0.8140

0.6670

0.030

0.1910

0.1430

0.500

0.8120

0.6750

0.040

0.4260

0.3260

0.600

0.8140

0.6840

0.050

0.6610

0.5110

0.800

0.8210

0.7030

0.060

0.8280

0.6420

1.000

0.8310

0.7190

0.070

0.9240

0.7200

2.000

0.8710

0.7740

0.080

0.9610

0.7490

4.000

0.9090

0.8240

0.100

0.9600

0.7480

6.000

0.9250

0.8460

0.150

0.8920

0.7000

8.000

0.9340

0.8590

 

 

 

10.000

0.9410

0.8680

Таблица П.4.3

Объемная интенсивность дыхания в возрастных группахлиц населения, Ve, м3

Возрастная группа, лет

до 1

от 1 до 2

от 2 до 7

от 7 до 12

от 12 до 17

больше 17

0,114

0,217

0,365

0,594

0,833

0,925

Таблица П.4.4

Дозовые коэффициенты облучения человека приингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст до 1года), Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

3.9E-08

3.3E-08

3.6E-08

Sr90

4.2E-07

1.5E-07

2.3E-07

Sr91

3.5E-09

3.1E-09

5.2E-09

Zr95

2.4E-08

2.0E-08

8.5E-09

Mo99

6.9E-09

6.0E-09

5.5E-09

Ru103

1.3E-08

1.1E-08

7.1E-09

Ru106

2.6E-07

1.4E-07

8.4E-08

I131

8.8E-09

7.2E-08

1.8E-07

Те132

1.5E-08

2.2E-08

4.8E-08

I132

3.8E-09

1.9E-08

4.9E-08

I133

1.8E-09

4.1E-09

1.0E-08

Cs136

1.5E-08

1.3E-08

1.5E-08

Cs137

1.1E-07

3.6E-08

2.1E-08

Ba140

2.9E-08

2.7E-08

3.2E-08

Ce141

1.6E-08

1.4E-08

8.1E-09

Ce143

5.9E-09

6.6E-09

1.2E-08

Ce144

2.1E-07

3.6E-07

6.6E-08

Таблица П.4.5

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционноми пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 1 до 2 лет),Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

3.0Е-08

2.4Е-08

1.8E-08

Sr90

4.0Е-07

1.1Е-07

7.3E-08

Sr91

2.5Е-09

2.2Е-09

4.0E-09

Zr95

1.9Е-08

1.6Е-08

5.6E-09

Mo99

4.8Е-09

4.4Е-09

3.5E-09

Ru103

1.0Е-08

8.4Е-09

4.6E-09

Ru106

2.3Е-07

1.1Е-07

4.9E-08

I131

6.2Е-09

7.2E-08

1.8E-07

Те132

1.1Е-08

1.8E-08

3.0E-08

I132

2.9Е-09

1.8E-08

4.4E-08

I133

1.3Е-09

3.7E-09

8.9E-09

Cs136

1.1Е-08

1.0E-08

9.5E-09

Cs137

1.0Е-07

2.9E-08

1.2E-08

Ba140

2.2Е-08

2.0E-08

1.8E-08

Ce141

1.2Е-08

1.1E-08

5.1E-09

Ce143

4.1Е-09

3.9E-09

8.0E-09

Ce144

1.8Е-07

2.7E-07

3.9E-08

Таблица П.4.6

Дозовые коэффициенты облучения человека приингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 2 до7 лет), Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

1.7E-08

1.3E-08

8.9E-09

Sr90

2.7E-07

6.5E-08

4.7E-08

Sr91

1.2E-09

1.1E-09

2.1E-09

Zr95

1.2E-08

9.7E-09

3.0E-09

Mo99

2.4E-09

2.2E-09

1.8E-09

Ru103

6.0E-09

5.0E-09

2.4E-09

Ru106

1.4E-07

6.4E-08

2.5E-08

I131

3.5E-09

3.7E-08

1.0E-07

Те132

5.8E-09

8.5E-09

1.6E-08

I132

1.4E-09

8.3E-09

2.3E-08

I133

6.5E-10

1.7E-09

4.7E-09

Cs136

5.7E-09

6.0E-09

6.1E-09

Cs137

7.0E-08

1.8E-08

9.6E-09

Ba140

1.2E-08

1.1E-08

9.2E-09

Ce141

7.1E-09

6.3E-09

2.6E-09

Ce143

2.1E-09

1.9E-09

4.1E-09

Ce144

1.1E-07

1.4E-07

1.9E-08

Таблица П.4.7

Дозовые коэффициенты облучения человека приингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 7до 12 лет), Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

1.2Е-08

9.1Е-09

5.8Е-09

Sr90

1.8Е-07

5.1Е-08

6.0Е-08

Sr91

7.7Е-10

6.9Е-10

1.2Е-09

Zr95

8.3Е-09

6.8Е-09

1.9Е-09

Mo99

1.7Е-09

1.5Е-09

1.1Е-09

Ru103

4.2Е-09

3.5Е-09

1.5E-09

Ru106

9.1Е-08

4.1Е-08

1.5E-08

I131

2.4Е-09

1.9Е-08

5.2E-08

Те132

3.8Е-09

4.2Е-09

8.3E-09

I132

9.0Е-10

3.8Е-09

1.0E-08

I133

4.2Е-10

7.9Е-10

2.2E-09

Cs136

4.1Е-09

3.7Е-09

4.4E-09

Cs137

4.8Е-08

1.3Е-08

1.0E-08

Ba140

8.6Е-09

7.6Е-09

5.8E-09

Ce141

5.3Е-09

4.6Е-09

1.5E-09

Ce143

1.4Е-09

1.3Е-09

2.4E-09

Ce144

7.3Е-08

7.8Е-08

1.1E-08

Таблица П.4.8

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционноми пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 12 до 17 лет),Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

9.3E-09

7.3E-09

4.0E-09

Sr90

1.6E-07

5.3E-08

8.0E-08

Sr91

4.9E-10

4.4E-10

7.4E-10

Zr95

7.3E-09

5.9E-09

1.2E-09

Mo99

1.2E-09

1.1E-09

7.6E-10

Ru103

3.7E-09

3.0E-09

9.2E-10

Ru106

7.1E-08

3.1E-08

8.6E-09

I131

2.0E-09

1.1E-08

3.4E-08

Те132

2.5E-09

2.6E-09

5.3E-09

I132

5.3E-10

2.2E-09

6.8E-09

I133

2.7E-10

4.8E-10

1.4E-09

Cs136

3.5E-09

3.1E-09

3.4E-09

Cs137

4.2E-08

1.1E-08

1.3E-08

Ba140

7.1E-09

6.2E-09

3.7E-09

Ce141

4.8E-09

4.1E-09

8.8E-10

Ce143

1.0E-09

9.3E-10

1.4E-09

Ce144

5.8E-08

4.8E-08

6.5E-09

Таблица П.4.9

Дозовые коэффициенты облучения человека приингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст более17 лет), Зв/Бк

Радионуклид

Канал поступления

ингаляционный

пероральный

h0vi

h0si

gi

Sr89

7.9E-09

6.1E-09

2.6E-09

Sr90

1.6E-07

3.6E-08

2.8E-08

Sr91

4.1E-10

3.7E-10

6.5E-10

Zr95

5.9E-09

4.8E-09

9.5E-10

Mo99

9.9E-10

8.9E-10

6.0E-10

Ru103

3.0E-09

2.4E-09

7.3E-10

Ru106

6.6E-08

2.8E-08

7.0E-09

I131

1.6E-09

7.4E-09

2.2E-08

Те132

2.0E-09

2.0E-09

3.8E-09

I132

4.3E-10

1.5E-09

4.3E-09

I133

2.2E-10

3.2E-10

9.3E-10

Cs136

2.8E-09

2.5E-09

3.0E-09

Cs137

3.9E-08

9.7E-09

1.3E-08

Ba140

5.8E-09

5.1E-09

2.6E-09

Ce141

3.8E-09

3.2E-09

7.1E-10

Ce143

8.3E-10

7.5E-10

1.1E-09

Ce144

5.3E-08

4.0E-08

5.2E-09

 

321
Мне нравится
Комментировать Добавить в закладки

Комментарии могут оставлять только зарегистрированные пользователи.

Пожалуйста зарегистрируйтесь или авторизуйтесь на сайте.