"МР 2.6.1.0063-12. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии. Методические рекомендации" // Портал о здоровье, заболеваниях и лечении, о лекарствах, о докторах и больницах.

Утверждаю

Руководитель

Федеральной службы

по надзору в сфере защиты

прав потребителей

и благополучия человека,

Главный государственный

санитарный врач

Российской Федерации

Г.Г.ОНИЩЕНКО

6 июня 2012 г.

Дата введения: с момента утверждения

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

КОНТРОЛЬ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ,

ПРОЖИВАЮЩЕГО В ЗОНЕ НАБЛЮДЕНИЯ РАДИАЦИОННОГО ОБЪЕКТА,

В УСЛОВИЯХ ЕГО НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ

И РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ

МР 2.6.1.0063-12

1. Авторский коллектив:

Федеральное бюджетное учреждение науки "Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева" Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека (А.Н. Барковский, Н.К. Барышков, Г.Я. Брук, Б.Ф. Воробьев, В.Ю. Голиков, И.А. Звонова, А.С. Мишин, В.Н. Шутов, К.В. Шилова).

Управление Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека по Ростовской области (М.Ю. Соловьев, М.В. Калинина).

2. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 6 июня 2012 г.

3. Введены в действие с момента утверждения.

1. Область применения

1.1. Настоящие методические рекомендации (далее - МР) предназначены для органов и организаций Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, федеральных органов исполнительной власти субъектов Российской Федерации, организаций и специалистов, участвующих в разработке программ радиационного мониторинга и осуществляющих оценку и контроль доз облучения населения, проживающего в зонах наблюдения (далее - ЗН) радиационных объектов. Они содержат рекомендации по исходным данным, алгоритмы и процедуру расчета доз облучения населения, проживающего в ЗН радиационных объектов, в условиях их нормальной эксплуатации и радиационной аварии.

1.2. МР предназначены для использования в составе методического обеспечения автоматизированной системы контроля радиационного воздействия (далее - АСКРВ), являющейся подсистемой Единой государственной автоматизированной системы контроля радиационной обстановки (далее - ЕГАСКРО). Они также предназначены для получения информации, необходимой для заполнения радиационно-гигиенического паспорта радиационного объекта.

2. Термины и определения

В настоящем документе, кроме терминов, приведенных в СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009) (далее - НРБ-99/2009), дополнительно используются следующие термины:

2.1. Радиационная обстановка - совокупность радиационных факторов в пространстве и во времени, способных воздействовать на функционирование (использование) объекта, вызывать облучение персонала, населения и окружающей среды.

2.2. Радиационный параметр - физическая величина, характеризующая поля ионизирующих излучений, источники ионизирующих излучений и результаты взаимодействия ионизирующих излучений со средой, используемая для оценки состояния радиационной обстановки.

2.3. Среда обитания человека - совокупность физических, химических и биологических компонентов внешней (по отношению к организму человека) среды.

2.4. Производственная среда - часть среды обитания в пределах специально контролируемых производственных (рабочих) зон под юрисдикцией (ответственностью) администрации, осуществляющей производственную деятельность на территории промплощадки предприятия.

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

2.6. Окружающая природная среда (ОПС) - совокупность геофизических и биологических составляющих природной среды (атмосферный воздух, поверхностные воды, почва, растения, животные) в условиях естественных (вне сферы хозяйственной деятельности), а также частично или полностью освоенных экологических систем за пределами производственной и жилой среды обитания человека.

2.7. Зона радиационной аварии - территория, где уровни облучения населения или персонала, обусловленные аварией, превысили пределы доз, установленные для нормальной эксплуатации техногенных источников ионизирующего облучения.

В документе используются следующие единицы системы СИ:

┌──────────────────────────────────────┬────────────┬─────────────────────┐

│ Величина │ Символ │ Единицы СИ │

├──────────────────────────────────────┼────────────┼─────────────────────┤

│Поглощенная доза │ D │ мкГр, нГр │

│Эффективная доза │ E │ мЗв, мкЗв │

│Мощность поглощенной дозы │ . │ нГр/час, мкГр/сут. │

│ │ D │ │

│Мощность эффективной дозы │ . │ мкЗв/сут., мкЗв/год │

│ │ E │ │

│Поверхностная активность радионуклида │ сигма │ кБк/м2 │

│на почве │ │ │

│Мощность поглощенной дозы, │ │ (мкГр x м2)/ │

│нормированная на поверхностную │ d │ (кБк x год) │

│активность нуклида │ │ │

│Мощность эффективной дозы, │ e │ (мкЗв x м2)/ │

│нормированная на поверхностную │ │ (кБк x год) │

│активность нуклида │ │ │

│Удельная активность радионуклида │ S │ Бк/кг │

│Объемная активность радионуклида │ C │ Бк/м3, Бк/л │

└──────────────────────────────────────┴────────────┴─────────────────────┘

Примечание: 1 Ки/км2 = 37 кБк/м2; 1 мкР/час = 8,7 нГр/час.

3. Нормативные ссылки

Настоящие методические рекомендации подготовлены с учетом требований следующих документов:

3.1. Федеральный закон от 09.01.1996 N 3-ФЗ "О радиационной безопасности населения".

3.2. Федеральный закон от 30.03.1999 N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения".

3.3. Федеральный закон от 21.11.95 N 170-ФЗ "Об использовании атомной энергии".

3.4. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09 "Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)".

3.5. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ 99/2010).

3.6. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.24-03 "Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03)".

3.7. Санитарные правила и нормативы СанПиН 2.6.1.07-03 "Гигиенические требования к проектированию и эксплуатации предприятий атомной промышленности (СПП ПУАП-03)".

3.8. Санитарные правила СП 2.6.1.2216-07 "Санитарно-защитные зоны и зоны наблюдения радиационных объектов. Условия эксплуатации и обоснование границ".

3.9. Методические указания МУ 2.6.1.1868-04 "Внедрение показателей радиационной безопасности о состоянии объектов окружающей среды, в т.ч. продовольственного сырья и пищевых продуктов, в систему социально-гигиенического мониторинга".

3.10. Методические указания МУ 2.6.1.2005-05 "Установление категории потенциальной опасности радиационного объекта".

3.11. Методические указания МУ 2.6.1.2153-06 "Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем".

3.12. Методические рекомендации МР 2.6.1.27-03 "Зона наблюдения радиационного объекта. Организация и проведение радиационного контроля окружающей среды".

3.13. Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R. МАГАТЭ. 2002.

3.14. Руководство по радиационной защите при авариях на ядерных реакторах. IAEA-TECDOC-955/R. МАГАТЭ. 1998.

4. Сокращения, используемые в документе

АСКРВ - автоматизированная система контроля радиационного воздействия.

ЕГАСКРО - Единая государственная система контроля и учета доз облучения жителей Российской Федерации.

ЖКТ - желудочно-кишечный тракт.

ЗН - зона наблюдения радиационного объекта.

КП - коэффициент перехода радионуклида из почвы в растительность и пищевые продукты.

ЛПХ - личное подсобное хозяйство.

МР - данные методические рекомендации.

НП - населенный пункт.

ОПС - окружающая природная среда.

ПГТ - поселок городского типа.

СГЭД - средняя для НП годовая эффективная доза.

СИЧ - счетчик излучения человека.

ТЛД - термолюминесцентные дозиметры.

5. Общие положения

5.1. Для предотвращения превышения предела дозы техногенного облучения населения, подвергающегося облучению от нескольких радиационных объектов, устанавливаются квоты на облучение населения. Сумма квот от различных источников излучения не должна превышать дозового предела облучения населения, установленного НРБ-99/2009.

5.2. Значение квоты рассматривается как верхняя граница возможного облучения населения от радиационных факторов при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации радиационного объекта. В качестве нижней границы дозы облучения от отдельного радиационного фактора при оптимизации радиационной защиты населения в режиме нормальной эксплуатации радиационного объекта принимается минимально значимая доза, равная 10 мкЗв в год.

5.3. В проекте зон наблюдения радиационного объекта (далее - ЗН) I категории определяются ее размер и границы. По следующим критериям проводится анализ хозяйственной деятельности для определения основных путей облучения населения, проживающего и работающего в ЗН:

- Устанавливается количество населенных пунктов (далее - НП) и мест организованного пребывания населения вне территории НП, находящихся в ЗН, их расположение относительно радиационного объекта.

- Численность жителей в НП, характер их занятий.

- Наличие и расположение объектов сельскохозяйственного производства, включая личные подсобные хозяйства (далее - ЛПХ) и садово-огородные участки. Виды сельскохозяйственной продукции, производимой на территории ЗН, включая продукцию, произведенную в личных подсобных хозяйствах и на садово-огородных участках.

- Наличие и расположение водоемов, которые используются для хозяйственно-питьевых, культурно-бытовых нужд, полива и иных целей.

- Рацион питания населения ЗН с учетом национальных особенностей.

- Тип водоснабжения населения ЗН.

- Типы жилищ в НП зоны наблюдения. Данная информация необходима при расчете доз внешнего облучения населения для оценки коэффициентов экранирования внешнего излучения зданиями.

На основании вышеуказанной информации устанавливается объем, периодичность и приборно-методическое обеспечение радиационного контроля, проводимого в ЗН.

5.4. Радиационный контроль на территории ЗН должен осуществляться службами радиационной безопасности организации, а также органами, уполномоченными осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. Радиационный контроль в ЗН должен обеспечивать получение достоверной информации о параметрах радиационной обстановки, позволяющей принять решения, направленные на снижение уровня облучения людей, как при нормальной эксплуатации радиационного объекта, так и в случае аварии.

5.5. Согласно настоящим МР оценка доз облучения населения, проживающего в ЗН радиационных объектов, производится как для нормальных условий эксплуатации радиационных объектов, так и для аварийных ситуаций.

5.6. В случае нормальных условий эксплуатации радиационного объекта оценка доз облучения населения осуществляется с целью:

- их сравнения с дозовой квотой облучения населения зоны наблюдения в случае одного техногенного источника или с пределом дозы в случае нескольких источников;

- выявления изменений и прогнозирования уровней облучения населения зоны наблюдения.

5.7. В случае возникновения аварийной ситуации положения МР предназначены для использования в системе аварийного реагирования органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Они устанавливают способы интерпретации результатов измерений и алгоритмы оценки прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты в краткосрочной перспективе. Результаты измерений и основанные на них прогнозные оценки доз облучения населения за 1-ый месяц и за 1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты должны, наряду с данными измерений других ведомств, использоваться:

- для радиологического обоснования введения защитных мероприятий на промежуточной фазе аварии (п. 6.4 НРБ-99/2009);

- для реконструкции доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения.

5.8. Исходными данными для выполнения расчетов доз являются концентрации радионуклидов техногенного происхождения в объектах внешней среды, продуктах питания и природных пищевых продуктах, а также мощности доз гамма-излучения в НП и его ареале. Иными словами, оценка дозы, главным образом, основывается на результатах радиационного мониторинга в местах проживания и хозяйственной деятельности населения, а не на результатах радиационного мониторинга за источником техногенного излучения.

5.9. Для идентификации возможных путей облучения человека рассматривается радиоактивное загрязнение среды его обитания путем выброса радионуклидов в атмосферу или сброса в поверхностные воды.

Радиоактивные вещества, выброшенные в атмосферу, распространяются в дальнейшем ветровым потоком от точки выброса на значительные расстояния, перемешиваясь и осаждаясь на подстилающую поверхность в соответствии с атмосферными процессами. Концентрация радиоактивной примеси в приземном слое воздуха является исходным параметром, определяющим ингаляционное поступление радионуклидов в организм человека и последующее внутреннее облучение, а также внешнее облучение человека от радиоактивного облака. Поверхностное радиоактивное загрязнение почвы и водных объектов является исходным звеном в дальнейшей цепочке путей облучения человека, - внешнего облучения от подстилающей поверхности, внутреннего облучения от прямого и вторичного (ресуспензия) загрязнения растительности, а также за счет корневого поступления радионуклидов в растения. Кроме того, радионуклиды могут поступать в пищевую цепочку в результате полива сельскохозяйственных угодий или личных огородов загрязненной водой (рис. 1а).

Радионуклиды могут поступать в реки и озера либо непосредственно от атмосферных выпадений, либо в результате их смыва с загрязненной почвы, либо от их прямого сброса в реки или озера. В любом случае водные объекты будут являться потенциальным источником как внешнего, так и внутреннего облучения человека. Внешнее облучение будет обусловлено радиоактивным загрязнением воды и берегов водоемов, а внутреннее облучение будет возникать за счет поступления радионуклидов в организм человека с питьевой водой и по водной пищевой цепочке. Доза внешнего облучения человека будет определяться концентрацией радионуклидов в воде. Доза внутреннего облучения определяется концентрацией радионуклидов и потребляемым количеством питьевой воды и продуктов водной пищевой цепочки (рис. 1б).

5.10. Согласно настоящим МР определяется средняя эффективная доза E

техногенного облучения у представителей выбранной группы жителей НП

(критическая группа жителей, все жители НП, расположенного в зоне

ext int

наблюдения), как сумма дозы внешнего E и внутреннего E облучения:

ext int

E = E + E (5.1)

Доза внешнего облучения соответствует ее величине, накопленной в течение выбранного промежутка времени (месяц, год). Доза внутреннего облучения, обусловленная поступлением радионуклидов техногенного происхождения с пищевыми продуктами и вдыхаемым воздухом в течение выбранного промежутка времени (месяц, год), рассматривается как ожидаемая в предстоящие 50 лет для взрослых и от момента поступления до возраста 70 лет для детей.

5.10. Базовой административной структурой для оценки дозы является отдельный НП с окружающим его ареалом. Под ареалом понимается прилегающая к НП территория, на которой население ведет хозяйственную деятельность (огороды, поля, покосы и т.п.) или проводит свободное время (берег реки, озера, лес и т.п.). В настоящем документе используется следующая градация НП:

село: НП с числом жителей не более 10 тысяч человек, в котором большинство домов одноэтажные с ЛПХ;

поселок городского типа (далее - ПГТ): НП с числом жителей не более 100 тысяч человек, в котором наряду с одноэтажными имеются многоэтажные дома без ЛПХ и значительная часть пищевых продуктов приобретается в торговой сети;

город: НП с числом жителей более 100 тысяч человек, в котором большая их часть проживает в многоэтажных домах без ЛПХ, приобретает пищевые продукты в торговой сети и большая часть улиц и дорог имеет твердое покрытие.

Процесс Загрязняемая Путь Условия Доза

Источник радиоактивного среда облучения жизни

загрязнения

┌─────────┐ ┌─────────────┐ ┌─────────────┐ ┌─────────┐ ┌──────────┐

│Выброс в ├─>│ Перенос │ │Радиоактивное├─> │Ингаляция├─>│ Режимы │

│атмосферу│ │радиоактивной├──┤ загрязнение │ └─────────┘ │поведения,│

└─────────┘ │ примеси │ │ воздуха ├┐ ┌─────────┐ │ защитные │

└──────┬──────┘ └─────────────┘└>│ Внешнее ├──>│ факторы │

│ /\ ┌>│облучение│ └──────────┘

\/ │ │ └─────────┘ \

┌─────────────┐ ┌─┬────┴────┐ │ \

│ Осаждение ├─>│\/ Почва /\├───┘ \/

│радиоактивной│ └─────────┴─┘ ┌───────┐

│ примеси │ │Человек│

└────────────┬┘ ┌──────────────┐ └───────┘

└──>│Растительность├┐ /\

└─────────┬────┘│ ┌──────────┐ ┌────────┴──┐

│ └>│Внутреннее├─>│Потребление│

┌───┴────┐┌>│ облучение│ │ продуктов │

│Животные├┘ └──────────┘ └───────────┘

└────────┘

а)

┌─────────┐ ┌──────┐ ┌──────────┐

┌───────>│ Перенос ├─────>│ Вода ├───────>│Внутреннее├───────┐

│ │ с водой │ └─────┬┤ │ облучение│ │

│ └──────┬──┘ / ││ └──────────┘ │

│ /\ │ \/ │└─────────────────┐ /\ \/

┌──────┴──────┐ │ │ ┌──────────┐ \/ │ │ ┌───────────┐

│ Сброс в │ │ │ │Накопление│ ┌──────────────────┐│ │ │Потребление├────┐

│поверхностные│ │ │ │ во флоре │ │ Использование ││ │ │ продуктов │ │

│ воды │ │ │ │ и фауне │ ││ воды в сельском ││ │ └───────────┘ │

└──────┬──────┘ │ │ └──────────┘ │\/ хоз-ве ││ │ \/

│ │ │ └──────────────────┘│ │ ┌───────┐

│ │ │ │ │ │Человек│

│ │ \/ ──────────────────┼─┘ └───────┘

│ ┌─┴───────┐ │ ┌──────────┐ /\

└───────>│Осаждение│ │ │ Режимы │ │

│ в воде │ │ │поведения,├──┼

└────┬────┘ ┌──────────┐ │ │ защитные │

│ │/\Продукты│ \/ │ факторы │

│ ├┴─────────┤ ┌──────────┐ └──────────┘

└─────────>│ Донные ├────>│ Внешнее │ /\

│ отложения│ │ облучение├───────┘

└──────────┘ └──────────┘

б)

Рисунок 1. Схема процессов облучения человека

при радиоактивном загрязнении окружающей среды атмосферным

(а) или водным (б) путем

6. ОЦЕНКА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗОНЫ НАБЛЮДЕНИЯ

ПРИ КОНТРОЛИРУЕМЫХ УСЛОВИЯХ РАБОТЫ РАДИАЦИОННОГО ОБЪЕКТА

6.1. Введение

6.1.1. Приоритетными с точки зрения оценки дозы техногенного облучения населения являются данные радиационного мониторинга, собранные в НП и его ареале. Дополнительными данными могут служить результаты радиационного контроля на радиационном объекте, а также в его санитарно защитной зоне. Достоверное обнаружение радиоактивного загрязнения в пробах окружающей среды в условиях нормальной работы радиационных объектов затруднено наличием в них радионуклидов естественного, глобального, а в ряде случаев и "чернобыльского" происхождения. По этой причине на территории с уже действующими объектами (вне зоны наблюдения) или на предпусковом этапе сооружаемых объектов необходимо провести предварительный мониторинг окружающей среды для получения "фоновых" значений параметров радиационной обстановки. Кроме того, за пределами ЗН с наветренной стороны от радиационного объекта I категории должен дополнительно устанавливаться контрольный пост наблюдения.

6.1.2. При контролируемых условиях работы радиационного объекта производится оценка средней годовой эффективной дозы (далее - СГЭД) у представителей критической группы населения. Согласно НРБ-99/2009 в качестве критической группы выбирается однородная по полу, возрасту, социальным и профессиональным признакам группа жителей НП численностью не менее 10 человек, которая по условиям жизни или профессиональной деятельности подвергается наибольшему текущему облучению по данному пути облучения и от данного источника излучения.

6.1.3. Пути и уровни облучения различных групп населения существенно зависят от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При контролируемых условиях работы радиационного объекта для различных путей облучения ведущими радионуклидами являются:

- для внешнего облучения - Cs-137, Cs-134, I-131, Ru-106, Co-60;

- для внутреннего облучения (при поступлении радионуклидов в организм с продуктами питания и питьевой водой) - Cs-137, Cs-134, I-131, Sr-90, Ru-106;

- для внутреннего облучения (при поступлении радионуклидов в организм с вдыхаемым воздухом) - трансурановые элементы, Cs-137, Cs-134, I-131, Sr-90, Ru-106.

С учетом особенностей внешнего облучения, поступления и метаболизма радионуклидов в организме лиц разного возраста в качестве наиболее вероятных критических групп населения в случае загрязнения окружающей среды отдельными радионуклидами следует рассматривать:

- Sr-90 - дети до 2 лет, потребляющие молоко местного производства;

- Cs-134, Cs-137 - взрослые, работающие на открытой местности, особенно на целинной почве (пастухи, лесники и др.), а также лица, потребляющие большое количество молока местного производства и/или природных пищевых продуктов (рыба, грибы, лесные ягоды);

- изотопы Pu, Am-241, Ru-106 - взрослые, работающие на открытой местности, особенно на пылеобразующих операциях.

При наличии в окружающей среде нескольких радионуклидов выделить критическую группу жителей по величине СГЭД до проведения дозиметрических расчетов представляется затруднительным. Для этого необходимо выделить несколько потенциально критических групп по возрастным, социальным или профессиональным признакам или их сочетаниям и вычислить СГЭД для представителей каждой группы. По результатам вычислений группа жителей с наибольшей СГЭД определяется как критическая в данном НП, а значение дозы - как СГЭД в критической группе жителей данного НП.

6.2. Оценка доз внешнего облучения

6.2.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количеству путей внешнего облучения. Рассматриваются следующие потенциально возможные критические группы населения: представители взрослого населения (> 17 лет), работающие преимущественно вне помещений, дети в возрасте 8 - 12 лет и дети младшего возраста (1 - 2 года). Весь процесс облучения разделяется на некоторые типичные ситуации облучения, для каждой из которых можно построить свою модель внешнего облучения. Каждая из этих частных моделей включает свой дозовый коэффициент, связывающий концентрацию радионуклидов в объектах окружающей среды с дозовой характеристикой поля внешнего излучения или непосредственно с характеристикой облучения человека - эффективной дозой. Этот набор ситуаций облучения в совокупности с набором режимных коэффициентов, характеризующих вероятности реализации каждой ситуации, определяет общую модель формирования эффективной дозы внешнего облучения для выбранных групп населения.

Вышеописанный подход предполагает использование в качестве набора исходных данных измеренные в ходе проведения радиационного мониторинга концентрации отдельных радионуклидов в объектах окружающей среды. Он реализуется, как правило, при контролируемых условиях эксплуатации радиационных объектов, т.к. в этом случае выбросы радионуклидов в окружающую среду столь малы, что их сложно будет обнаружить с помощью измерений мощности дозы.

При статистически значимом увеличении мощности дозы гамма-излучения, а также при проведении предварительного мониторинга окружающей среды с целью получения "фоновых" значений параметров радиационной обстановки в качестве альтернативного набора исходных для оценки СГЭД необходимо использовать результаты измерений мощности дозы в НП и в его ареале.

6.2.2. Рассматриваются следующие модели внешнего облучения:

- облучение от подстилающей поверхности;

- облучение от радиоактивного облака;

- прямое облучение при погружении в воду и при нахождении на поверхности воды (на лодке и т.п.);

- облучение от почвы, загрязненной при разливах рек и при использовании загрязненной воды для полива сельхозугодий и огородов.

6.2.3. Суммарная доза техногенного внешнего облучения от подстилающей поверхности определяется следующими основными компонентами:

- гамма-излучением Cs-137, выпавшего на поверхность земли в результате испытаний ядерного оружия (глобальные выпадения);

- гамма-излучением Cs-137 "чернобыльского" происхождения (остальные радионуклиды к настоящему времени либо распались, либо их вкладом в дозу внешнего облучения можно пренебречь);

- гамма-излучением локального радиоактивного загрязнения за счет работы радиационных объектов.

В качестве базовой модели используется модель облучения человека на

открытой местности. Величина СГЭД i-той группы населения при облучении от

подстилающей поверхности гамма-излучением k-ого радионуклида E

i,g

определяется следующим образом:

k k

E = e x сигма , мкЗв/год, (6.1)

i,g i,g k

где: e - дозовый коэффициент при внешнем облучении от подстилающей

i,g

поверхности гамма-излучением k-ого радионуклида (мкЗв/год)/(кБк/м2);

сигма - поверхностная активность k-ого радионуклида на почве (кБк/м2).

Значения дозовых коэффициентов e для радионуклидов, перечисленных в

i,g

п. 6.1.4, приведены в таблице 6.1. Они зависят не только от энергии гамма-

излучения, но и от распределения активности в верхнем почвенном слое.

Распределения активности глобального и "чернобыльского" Cs-137 достаточно

хорошо изучены. Поэтому значения e для этих двух компонентов

i,g

техногенного облучения даны с учетом заглубления Cs-137 в почву. В случае

дополнительного локального загрязнения от радиационного объекта

радионуклид будет находиться в верхнем тонком (~1 см) слое почвы. Учитывая

это, дозовые коэффициенты для свежих выпадений даны в предположении, что

активность в виде тонкого слоя расположена на границе раздела воздух-земля,

а шероховатость подстилающей поверхности учитывается коэффициентом 0,7.

Таблица 6.1

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД

при облучении человека от подстилающей поверхности

(на открытой местности)

┌──────────┬──────────────────────────────────────────────────────────────┐

│ E │ k │

│ i,g │ e , (мкЗв/год)/(кБк/м2) │

│ мкЗв/год │ i,g │

├──────────┼─────────────┬────────────────────────────────────────────────┤

│Глобальный│Чернобыльский│ Выпадения от радиационного объекта │

│ Cs-137 │ Cs-137 ├────────┬────────┬───────────┬─────────┬────────┤

│ │ │ Cs-137 │ Cs-134 │ Ru-106 │ I-131 │ Co-60 │

├──────────┼─────────────┼────────┼────────┼───────────┼─────────┼────────┤

│ 8/9/10 │ 6/6,5/7,5 │12/13/15│32/34/39│4,2/4,6/4,9│8/8,5/9,6│47/50/56│

└──────────┴─────────────┴────────┴────────┴───────────┴─────────┴────────┘

Примечание: первая цифра соответствует взрослому населению, вторая - школьникам, третья - дошкольникам; для оценки эффективной дозы от глобального цезия независимо от расположения НП поверхностное загрязнение полагалось равным 2,2 кБк/м2 (0,06 Ки/км2).

Для расчета E от "чернобыльского" цезия необходимо использовать

i,g

официальные данные Росгидромета о средней поверхностной активности Cs-137 в

НП после Чернобыльской аварии. Оценка E от радиоактивных выпадений

i,g

вследствие работы радиационного объекта может быть основана на измерении

выпадений на планшеты.

6.2.4. При облучении населения в антропогенной среде характеристики

поля излучения изменяются. Учет этого в расчетных моделях производится с

помощью факторов места L , определяемых как отношение мощности дозы в

воздухе в точке j внутри НП или в его ареале, обусловленной техногенным

гамма-излучением, к аналогичной величине над открытым целинным участком

почвы.

Поведение человека в поле излучения описывается с помощью факторов

поведения F , представляющих собой долю времени, в течение которого

представители i-той группы населения находятся в j-той точке НП. Сумма

произведений L и F по всем рассматриваемым точкам внутри НП и в его

j ij

ареале R = SUM L x F представляет собой общий фактор уменьшения дозы

i j j ij

внешнего облучения у представителей i-той группы населения в антропогенной

среде. Значения антропогенных факторов уменьшения дозы (предполагаются

одинаковыми как для облучения от радиоактивного облака, так и от

подстилающей поверхности для излучения всех вышеуказанных радионуклидов)

для трех групп населения и трех типов НП приведены в таблице 6.2.

Расчет величины СГЭД у представителей i-той группы населения в

антропогенной среде, обусловленной гамма-излучением k-ого радионуклида

E , а производится согласно соотношению:

i,j

k k

E = E x R , мкЗв/год, (6.2)

i,g,a i,g i

Таблица 6.2

Значения антропогенных факторов уменьшения дозы R

┌───────────────┬─────────────────────────────────────────────────────────┐

│ Тип НП │ R , отн. ед. │

│ │ i │

├───────────────┼──────────────┬─────────────────┬────────────────────────┤

│ │ Взрослые │ Подростки │ Дети младшего возраста │

├───────────────┼──────────────┼─────────────────┼────────────────────────┤

│ Село │ 0,60 │ 0,50 │ 0,50 │

│ ПГТ │ 0,50 │ 0,40 │ 0,35 │

│ Город │ 0,40 │ 0,35 │ 0,30 │

└───────────────┴──────────────┴─────────────────┴────────────────────────┘

Примечание: Значения антропогенных факторов уменьшения дозы R ,

приведенные в таблице, соответствуют условиям проживания и работы в

1-этажном деревянном доме. Иными словами, эти значения соответствуют

наиболее консервативным ожидаемым значениям доз для данной группы

населения.

При радиоактивном загрязнении подстилающей поверхности несколькими

радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

ext ext,k

E = SUM E , мкЗв/год, (6.3)

i,g,a k i,g,a

6.2.5. Величина СГЭД i-той группы населения при облучении на открытой

местности гамма-излучением k-ого радионуклида при погружении в

радиоактивное облако E определяется следующим образом:

i,c

ext,k k

E = e x C , мкЗв/год, (6.4)

i,c i,c k,a

где: e - дозовый коэффициент при облучении от радиоактивного облака

i,c

гамма-излучением k-ого радионуклида (мкЗв/год)/(Бк/м3);

C - среднегодовая объемная активность k-ого радионуклида в приземном

k,a

слое воздуха (Бк/м3).

Значения дозовых коэффициентов e приведены в таблице 6.3.

i,c

Таблица 6.3

Значения дозовых коэффициентов для расчета

СГЭД при облучении человека от радиоактивного облака

(на открытой местности)

┌──────────────────────────────────────────────────────────────────────────┐

│ k │

│ e , (мкЗв/год)/(Бк/м3) │

│ i,c │

├───────────┬───────────┬──────────────┬───────────┬───────────┬───────────┤

│ Cs-137 │ Cs-134 │ Ru-106 │ I-131 │ I-132 │ Co-60 │

├───────────┼───────────┼──────────────┼───────────┼───────────┼───────────┤

│0,8/1,0/1,1│2,3/2,5/2,8│0,29/0,32/0,37│0,5/0,6/0,7│3,2/3,7/4,0│3,8/4,2/4,6│

└───────────┴───────────┴──────────────┴───────────┴───────────┴───────────┘

Примечание: первая цифра соответствует взрослому населению, вторая - школьникам, третья - дошкольникам.

Расчет величины СГЭД от радиоактивного облака у представителей i-той

группы населения в антропогенной среде, обусловленной гамма-излучением

k-ого радионуклида E , производится согласно соотношению:

i,g,c

ext,k ext,k

E = E x R , мкЗв/год, (6.5)

i,c,a i,c i

где: R - антропогенные факторы уменьшения дозы для i-ой группы

населения, приведенные в таблице 6.2.

При радиоактивном загрязнении воздуха несколькими радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

ext ext,k

E = SUM E , мкЗв/год, (6.6)

i,c,a k i,c,a

6.2.6. Величина СГЭД внешнего облучения при погружении в воду и при

нахождении на поверхности воды (на лодке и т.п.) гамма-излучением k-ого

радионуклида E определяется следующим образом:

w,1

ext,k k

E = e x C , мкЗв/год, (6.7)

w,1 w,1 w,k

где: e - дозовый коэффициент при данном пути облучении для k-ого

w,1

радионуклида (мкЗв/год)/(Бк/м3),

C - среднегодовая объемная активность k-ого радионуклида в воде

w,k

(Бк/м3).

Значения дозовых коэффициентов e приняты одинаковыми для всех трех

w,1

рассматриваемых групп и рассчитаны с учетом времени пребывания на воде

(принято равным 200 часов в году). Их значения приведены в таблице 6.4.

Таблица 6.4

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД

при погружении в воду и при нахождении на поверхности воды

┌─────────────────────────────────────────────────────────────────────────┐

│ k │

│ e , (мкЗв/год)/(Бк/м3) │

│ w1 │

├──────────────────┬──────────────────┬────────────────┬──────────────────┤

│ Cs-137 │ Cs-134 │ Ru-106 │ Co-60 │

├──────────────────┼──────────────────┼────────────────┼──────────────────┤

│ -5 │ -4 │ -5 │ -4 │

│ 3 x 10 │ 10 │ 10 │ 1,4 x 10 │

└──────────────────┴──────────────────┴────────────────┴──────────────────┘

6.2.7 Величина СГЭД внешнего облучения от почвы на берегах рек,

подвергшейся загрязнению при их разливах, и при использовании загрязненной

воды для полива сельхозугодий и огородов E определяется следующим

w,2

образом:

ext,k k

E = e x C , мкЗв/год, (6.8)

w,2 w,2 w,k

где: E - дозовый коэффициент при данном пути облучении для k-ого

w,2

радионуклида (мкЗв/год)/(Бк/м3), а

C - среднегодовая объемная активность k-ого радионуклида в воде

w,k

(Бк/м3).

Значения дозовых коэффициентов E приняты одинаковыми для всех трех

w,2

рассматриваемых групп и рассчитаны с учетом времени облучения (принято 400

часов в году). Их значения приведены в таблице 6.5.

Таблица 6.5

Значения дозовых коэффициентов для расчета СГЭД

внешнего облучения от почвы на берегах рек, подвергшейся

загрязнению, и при использовании загрязненной воды

для полива сельхозугодий и огородов

│ k │

│ e , (мкЗв/год)/(Бк/м3) │

│ w2 │

├──────────────────┬──────────────────┬─────────────────┬─────────────────┤

│ Cs-137 │ Cs-134 │ Ru-106 │ Co-60 │

├──────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼─────────────────┤

│ -2 │ -2 │ -4 │ -2 │

│ 5,6 x 10 │ 2,4 x 10 │ 1,6 x 10 │ 8,3 x 10 │

└──────────────────┴──────────────────┴─────────────────┴─────────────────┘

6.2.8. При радиоактивном загрязнении воды несколькими радионуклидами их вклады в СГЭД суммируются:

ext k k

E = SUM C x (e + e ), мкЗв/год, (6.9)

w k w,k w,1 w,2

6.2.9. Суммарная СГЭД внешнего облучения представителей i-той группы населения за счет всех путей внешнего облучения при загрязнении окружающей среды N радионуклидами определяется следующим выражением:

ext -3 N k k

E = 10 x SUM[R x (e x сигма + e x C ) +

i k=1 i i,g k i,c k,a

k k

+ C x (e + e )], мЗв/год. (6.10)

k,w w1 w2

Далее среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внешнего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внешнему облучению от данного радиационного объекта.

6.2.10. Вторым набором исходных данных для оценки СГЭД внешнего облучения населения являются результаты измерений мощности дозы гамма-излучения в различных точках НП и в его ареале. Эти данные могут быть использованы в следующих случаях:

- когда величина мощности дозы внешнего излучения в зоне наблюдения статистически значимо отличается от "фонового" значения; или

- когда наблюдается увеличение мощности дозы более чем на 100 нГр/час (~10 мкР/час).

В первом случае величина СГЭД внешнего облучения представителей i-той группы оценивается с помощью следующих выражений:

если среднегодовая мощность дозы гамма-излучения оценена по результатам измерений только над открытыми целинными участками почвы:

ext -3 E 0

E = 8,76 x 10 x K x R x (P - P ), мЗв, (6.11)

i i i art art

если среднегодовая мощность дозы гамма-излучения оценена по результатам измерений в ряде точек НП:

ext -3 E 0

E = 8,76 x 10 x K x SUM F x (P - P ), мЗв, (6.12)

i i j ij j,art j,art

где:

P и P (нГр/час) - значения среднегодовой мощности дозы

art j,art

гамма-излучения на высоте 1 м над подстилающей поверхностью для целинных

участков почвы и других j-х точек в НП и в его ареале;

0 0

P и P (нГр/час) - аналогичные "фоновые" значения;

art j,art

F - факторы поведения, представляющие собой долю времени, в течение

которого представители i-той группы населения находятся в j-той точке НП;

R - антропогенные факторы уменьшения дозы для i-той критической группы

(см. табл. 6.2);

K (нЗв/нГр) - коэффициенты перехода от значения поглощенной дозы в

воздухе на высоте 1 м к величине эффективной дозы для i-той критической

группы (равны: 0,75 нЗв/нГр для взрослых, 0,80 нЗв/нГр для школьников и

0,90 нЗв/нГр для дошкольников).

Значения среднегодовых факторов F для рассматриваемых критических

групп сельского и городского населения представлены в таблицах 6.6 и 6.7.

Таблица 6.6

Значения среднегодовых факторов F для групп

сельского населения

Место пребывания	Группа населения (i)
	взрослые	подростки	дети младшего возраста
Жилая зона
Помещение	0,45	0,48	0,47
Приусадебный участок	0,10	0,18	0,12
Улица	0,05	0,07	0,07
Рабочая зона
Помещение	0,06	0,20	0,25
Целина	0,20	-	-
Пашня	0,04	-	-
Хозяйственный двор	0,07	0,01	0,07
Зона отдыха
Лес, луг, река	0,03	0,06	0,02

Таблица 6.7

Значения среднегодовых факторов F для групп

городского населения

Место пребывания	Группа населения (i)
	взрослые	подростки	дети младшего возраста
Помещение	0,60	0,80	0,80
Улица (асфальт)	0,20	0,15	0,15
Целина	0,20	0,05	0,05

Далее, как и в п. 6.2.9, среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внешнего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внешнему облучению от данного радиационного объекта.

Во втором случае, т.е. когда в период времени между t1 и t2 имелось кратковременное превышение уровня мощности дозы, на основании результатов измерений оценивается величина:

-5 t2

Дельта D = 2,4 x 10 x SUM Дельта P (t) x Дельта t, мГр, (6.13)

art t1 art

где: Дельта D (нГр/час) - среднесуточное различие между новым

art

значением мощности дозы в период времени между t1 и t2 и значением мощности

дозы до момента времени t1;

t1 и t2 (дни) - время начала и окончания изменений мощности дозы.

Эффективная доза внешнего облучения i-той критической группы населения за этот период времени оценивается следующим образом:

ext E

E (t1 -> t2) = K x R x Дельта D , мЗв, (6.14)

i i i art

ext

В оставшийся промежуток времени года E оценивается с помощью

расчетных моделей, описанных выше.

6.3. Оценка доз внутреннего облучения

6.3.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внутреннего облучения населения ЗН, определяется и соответствует количеству путей внутреннего облучения. Рассматриваются следующие потенциально возможные критические группы населения: представители взрослого населения (> 17 лет), дети в возрасте 8 - 12 лет и дети младшего возраста (1 - 2 года). Каждая из моделей включает свой дозовый коэффициент, связывающий концентрацию радионуклидов в объектах окружающей среды с характеристикой облучения человека - эффективной дозой. Дополнительными данными для расчета ингаляционного поступления радионуклидов в организм человека является среднегодовой объем вдыхаемого воздуха, а для расчета поступления радионуклидов в организм человека с продуктами питания и водой - их годовое потребление. Годовое потребление продуктов питания должно быть оценено на основании региональных данных.

6.3.2. Рассматриваются следующие модели внутреннего облучения:

- пероральный путь, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов при потреблении питьевой воды из источников хозяйственно-питьевого водоснабжения, использующих воду поверхностных водоемов, а также при потреблении пищевых продуктов, загрязненных в данной местности вследствие выбросов радиационного объекта;

- ингаляционный путь облучения, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания;

- ингаляционный путь облучения в результате вторичного подъема выпавших радионуклидов (ресуспензия).

6.3.1. По результатам анализа сведений об источниках выброса устанавливают перечень радионуклидов, выбрасываемых в атмосферный воздух, химическую форму веществ, в виде которых эти радионуклиды поступают в окружающую среду, и дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей. Элементный состав выброса, дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей и химическую форму радионуклидов следует принимать во внимание при последующих оценках их миграционной способности в окружающей среде, а также в ряде случаев при определении дозовых коэффициентов.

6.3.2. Дозу внутреннего облучения за счет перорального поступления радионуклидов с пищей и водой оценивают по формуле:

int k

E = SUM SUM e x V x S , мЗв/год, (6.15)

i,ing k j i,ing ij kj

где: e , мЗв/Бк - зависящий от возраста дозовый коэффициент для

i,ing

k-го радионуклида в случае его перорального поступления в организм

человека;

V , кг/год - годовое потребление j-го продукта (питьевой воды и

основных пищевых продуктов) для i-ой группы населения - (пример такого рода

данных представлен в табл. 6.8);

S , Бк/кг - среднегодовая удельная активность k-го радионуклида в j-ом

пищевом продукте.

Значения дозовых коэффициентов e представлены в "НРБ-99/2009"

i,ing

(таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других

возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида

будет меньше.

Таблица 6.8

Усредненные данные потребления (кг/год)

основных пищевых продуктов взрослыми сельскими жителями

средней полосы России

Продукт	Потребление, кг/год
Вода	730
Молоко	250
Говядина	15
Свинина	55
Зерно (хлеб)	150
Грибы	10
Лесные ягоды	5
Рыба	15
Картофель	250

6.3.3. При отсутствии результатов измерений ожидаемая удельная

активность k-го радионуклида в j-ом пищевом продукте (S , Бк/кг),

производимом в ЗН радиационного объекта, может быть оценена на основе

данных о поверхностной активности k-того радионуклида на почве (сигма ,

Бк/м2) и численных значений коэффициентов перехода k-того радионуклида

(КП , м2/кг) из почвы в растительность и пищевые продукты:

S = КП x сигма , Бк/кг, (6.16)

kj kj k

где: сигма - поверхностная активность k-го радионуклида в

корнеобитаемом слое почвы.

Численные значения КП в растительность и пищевые продукты в зависимости

от типа почв для наиболее значимых и биологически активных (т.е.

включающихся в миграционную цепочку почва - растение - животное - человек)

137 90

долгоживущих радионуклидов Cs и Sr приведены в таблицах 6.9 и 6.10.

Таблица 6.9

137

Коэффициенты перехода Cs из почвы в основные

пищевые продукты

┌───────────────────┬─────────────────────────────────────────────────────┐

│ Продукт │ -3 │

│ │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────┬─────────────┬──────────────┬─────────────┤

│ │ торфяные │ дерново- │ дерново- │ черноземные │

│ │ почвы │ подзолистые │ подзолистые │ почвы │

│ │ │ песчаные │ супесчаные │ │

│ │ │ почвы │ почвы │ │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Молоко │ 1,2 │ 0,4 │ 0,2 │ 0,1 │

│ Говядина │ 4,0 │ 1,5 │ 0,7 │ 0,4 │

│ Свинина │ 0,5 │ 0,2 │ 0,1 │ 0,05 │

│ Зерно │ 0,5 │ 0,2 │ 0,1 │ 0,04 │

│ Картофель │ 0,1 │ 0,04 │ 0,01 │ 0,01 │

└───────────────────┴──────────┴─────────────┴──────────────┴─────────────┘

Таблица 6.10

Коэффициенты перехода Sr из почвы в основные

пищевые продукты

│ Продукт │ -3 │

│ │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────┬─────────────┬──────────────┬─────────────┤

│ │ торфяные │ дерново- │ дерново- │ черноземные │

│ │ почвы │ подзолистые │ подзолистые │ почвы │

│ │ │ песчаные │ супесчаные │ │

│ │ │ почвы │ почвы │ │

│ Молоко │ 0,02 │ 0,2 │ 0,15 │ 0,07 │

│ Зерно │ 0,01 │ 0,7 │ 0,5 │ 0,1 │

│ Картофель │ - │ 0,15 │ 0,1 │ 0,008 │

137

В качестве численных значений КП Cs из почвы в грибы и лесные ягоды

-3 -3

используют 10 x 10 м2/кг и 6 x 10 м2/кг соответственно. Расчеты по

другим радионуклидам не производят, так как их вклад в дозу внутреннего

облучения населения за счет потребления указанных продуктов незначителен.

Коэффициенты перехода из почвы в пищевые продукты для других наиболее значимых долгоживущих радионуклидов представлены в табл. 6.11.

Таблица 6.11

Коэффициенты перехода долгоживущих радионуклидов из почвы

в пищевые продукты

┌─────────────────┬───────────────────────────────────────────────────────┐

│ │ -3 │

│ Радионуклид │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────────────┬─────────────────┬──────────────────┤

│ │ овощи │ зерно │ картофель │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 60 │ 0,6 │ 0,01 │ 0,1 │

│ Co │ │ │ │

│ 106 │ 0,12 │ 0,015 │ - │

│ Ru │ │ │ │

│ U │ 0,025 │ 0,004 │ 0,04 │

│ Th │ 0,006 │ 0,0001 │ 0,0002 │

│ 226 │ 0,033 │ 0,004 │ 0,004 │

│ Ra │ │ │ │

│ 210 │ 0,012 │ 0,02 │ 0,02 │

│ Po │ │ │ │

│ 210 │ 0,033 │ 0,015 │ 0,004 │

│ Pb │ │ │ │

└─────────────────┴──────────────────┴─────────────────┴──────────────────┘

6.3.4. При отсутствии измерений для оценки значения ожидаемой удельной

активности k-ого радионуклида S в рыбе в водоемах ЗН используют

F,k

следующее соотношение:

C x B

w,k k

S = ---------, Бк/кг, (6.17)

F,k 1000

где: C Бк/м3 - объемная активность k-го радионуклида в воде;

w,k

B , (Бк/кг)/(Бк/л) - равновесное отношение значения удельной активности

радионуклида в пресноводной рыбе и его объемной активности в воде (табл.

6.12);

1000 - количество литров в м3.

Таблица 6.12

Равновесное отношение значения удельной активности

радионуклида в пресноводной рыбе и его объемной активности

в воде (коэффициент накопления)

┌────────────────────────────────────┬────────────────────────────────────┐

│ Элемент │ B , (Бк/кг)/(Бк/л) │

│ │ k │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Cs │ 2000 │

│ Sr │ 60 │

│ Co │ 300 │

│ Ru │ 10 │

│ U │ 10 │

│ Th │ 100 │

│ Ra │ 50 │

│ Po │ 50 │

│ Pb │ 300 │

│ Pu │ 30 │

│ Am │ 30 │

└────────────────────────────────────┴────────────────────────────────────┘

6.3.5. Для оценки дозы внутреннего облучения по ингаляционному пути поступления радионуклидов в организм человека используют формулу:

int k

E = SUM C x Br x e x [(1 - F ) + 0,3 x F ], мЗв/год (6.18)

i,inh k k,a i i,inh i i

где: e , мЗв/Бк, - дозовый коэффициент для k-го радионуклида и

i,inh

представителей i-ой группы населения в случае ингаляционного поступления;

Br , м3/год, - зависящий от возраста человека среднегодовой объем

вдыхаемого воздуха (принимается равным 1900 м3/год для детей 1 - 2 года,

5200 м3/год для детей в возрасте 8 - 12 лет и 8100 м3/год для взрослых);

C , Бк/м3 - среднегодовая объемная активность k-го радионуклида в

k,a

приземном слое воздуха;

F , отн. ед. - годовая доля времени, в течение которого представитель

i-ой группы населения находится внутри помещений (см. табл. 6.6, 6.7);

0,3 - принятое отношение объемных активностей радионуклидов в воздухе внутри помещения и вне помещения.

Значения дозовых коэффициентов e представлены в "НРБ-99/2009"

i,inh

(таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других

возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида

будет меньше.

6.3.6. Суммарная СГЭД представителей i-той группы населения в ЗН за счет всех путей внутреннего облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды определяется следующим выражением:

int int int

E = E + E , (6.19)

i i,ing i,inh

где компонент дозы внутреннего облучения за счет перорального

int

поступления радионуклидов в организм человека E и компонент дозы

i,ing

int

внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления E

i,inh

определяются формулами (6.15) и (6.18), соответственно.

Далее среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внутреннего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внутреннему облучению от данного радиационного объекта.

6.4. Оценка суммарной дозы облучения

Суммарная СГЭД облучения жителей ЗН для целей сравнения с квотой или пределом дозы определяется суммированием доз внешнего и внутреннего облучения у критических групп населения (п. 6.2.9, 6.2.10 и п. 6.3.8).

7. ОЦЕНКА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗОНЫ НАБЛЮДЕНИЯ

ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ

7.1. Введение

7.1.1. В соответствии с п. 6.18 Санитарных правил и нормативы СанПиН 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ - 99/2010)" (далее - ОСПОРБ - 99/2010) органы и организации государственной санитарно-эпидемиологической службы должны принимать участие в гигиенической оценке радиационной обстановки и индивидуальных доз облучения персонала и отдельных групп населения, а также лиц, принимавших участие в аварийных работах.

7.1.2. Оценка доз облучения населения, прогноз радиологических последствий аварии, планирование и осуществление необходимых мероприятий по защите населения должны проводиться с учетом времени, прошедшего после радиационной аварии (фазы аварии). Выделяют следующие фазы радиационной аварии: ранняя, промежуточная и восстановительная.

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

- Внешнее облучение от радиоактивного облака и от осевших на подстилающую поверхность радионуклидов;

- Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при погружении в радиоактивное облако, а также при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования (ингаляционный компонент дозы внутреннего облучения);

- Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами (пероральный компонент дозы внутреннего облучения).

Все виды радиационной защиты населения на ранней фазе радиационной аварии (эвакуация, укрытие, ограничение режима поведения и питания, йодная профилактика) носят срочный характер и основаны, в основном, на классификации произошедшей аварии, аварийных планах радиационного объекта, на котором произошла авария, и на моделировании процессов распространения и осаждения радиоактивной примеси с учетом метеоусловий в районе выброса. В этот период времени данных реальных измерений параметров радиационной обстановки для принятия решений мало и они могут существенно изменяться во времени и пространстве.

Промежуточная фаза аварии охватывает период времени, когда уже нет дополнительного поступления радионуклидов в окружающую среду от источника выброса. После прохождения радиоактивного облака и окончания процесса радиоактивных выпадений путями облучения населения являются:

- Внешнее облучение от радионуклидов, находящихся в окружающей природной и антропогенной средах;

- Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами;

- Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования.

В течение этого периода времени принимаются решения о введении новых или продолжении ранее принятых срочных мер радиационной защиты уже с учетом результатов проведенных измерений уровней содержания радиоактивных веществ в окружающей среде и вытекающих из них оценок доз внешнего и внутреннего облучения населения с учетом других факторов.

Восстановительная фаза аварии характеризуется комплексом мер, осуществляемых для возврата к условиям нормальной жизнедеятельности населения. Пути облучения населения на этой фазе аварии те же, что и на промежуточной фазе аварии.

7.1.3. Органы и организации Роспотребнадзора контролируют и проводят радиационные измерения в населенном пункте и его ареале. Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте, подлежащие контролю, перечислены в таблице 7.1.

Таблица 7.1

Объекты и параметры радиационного мониторинга

в населенном пункте и его ареале на промежуточной фазе

радиационной 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).

На ранней фазе радиационной аварии (во время выброса) проводятся

измерения только мощности дозы гамма-излучения в воздухе на открытой

местности для обнаружения и фиксации момента прихода радиоактивного облака.

Значение измеренной мощности дозы на высоте 1 м над подстилающей

-1 -1

поверхностью 0,1 мЗв x час (~10 мР x час ) является нижним граничным

значением мощности дозы в облаке, при достижении которого необходимо

рассмотреть вопрос о введении таких защитных мероприятий, как блокирование

щитовидной железы и временное укрытие жителей. Перечень типичных

радионуклидов, содержащихся в радиоактивных выбросах, при различных ядерных

авариях и характеристики их распада представлены в приложении 3 к МР.

На промежуточной фазе аварии (после окончания радиоактивных выпадений) в полной мере начинаются измерения параметров радиационной обстановки на всех объектах, перечисленных в таблице 7.1.

Результаты измерений, полученные в это время, используют для проведения прогнозных оценок доз облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты за 1-й месяц и за 1-й год после аварии. Кроме того, результаты этих измерений должны использоваться в качестве исходных данных для реконструкции доз аварийного облучения населения.

7.1.5. Уровень облучения представителей различных групп населения (в зависимости от возраста, профессии, типа жилого помещения) может существенно зависеть от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При наличии в окружающей среде спектра радионуклидов необходимо оценивать дозы у представителей нескольких групп населения для принятия обоснованных решений в отношении проведения тех или иных защитных мероприятий. В данном документе рассматриваются следующие группы населения: представители взрослого населения, дети в возрасте 8 - 12 лет и дети младшей возрастной группы 1 - 2 года.

7.2. Оценка доз внешнего облучения

7.2.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количеству путей внешнего облучения. Рассматриваются следующие пути внешнего облучения:

- облучение от радиоактивного облака;

- облучение от подстилающей поверхности.

В качестве набора исходных данных используют измеренные в ходе проведения радиационного мониторинга:

- концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха;

- поверхностные загрязнения подстилающей поверхности отдельными радионуклидами;

- результаты измерений мощности дозы в НП и в его ареале.

7.2.2. Значение эффективной дозы внешнего облучения представителей

i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением

ext

смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако E определяется

i,c

следующим образом:

ext E k

E = K x T SUM e x C , мЗв, (7.1)

i,c i,c k c k,a

где: e - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной

дозы гамма-излучения k-ого радионуклида на высоте 1 м над подстилающей

поверхностью от источника в виде радиоактивного облака, (мГр/час)/(кБк/м3);

C - средняя концентрация k-ого радионуклида в приземном слое воздуха

k,a

за время прохождения радиоактивного облака, (кБк/м3);

K - коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над

i,c

подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-той

группы населения при облучении от радиоактивного облака, мЗв/мГр

(принимается равным 0,7 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,75 мЗв/мГр - для

детей школьного возраста и 0,85 мЗв/мГр - для дошкольников);

T - время облучения от данного источника, час.

Значения дозовых коэффициентов e для отдельных радионуклидов приведены

в Приложении 1 к МР.

Пример 1:

Измерены концентрации в приземном слое воздуха:

137 4

Cs - 10 (кБк/м3),

134 3

Cs - 5 x 10 (кБк/м3).

Определить эффективную дозу облучения взрослого человека на открытой местности, если время прохождения облака составило 2 часа.

Исходные данные для расчета:

K = 0,7 мЗв/мГр;

t = 2 часа;

137 -4

e ( Cs) = 1,3 x 10 (мГр/час)/(кБк/м3);

134 -4

e ( Cs) = 3,4 x 10 (мГр/час)/(кБк/м3).

Подставляем исходные данные в формулу (6.1):

ext -4 4 3 -4

E = 0,7 x 2 x (1,3 x 10 x 10 + 5 x 10 x 3,4 x 10 ) = 4,2 мЗв.

7.2.3. Если известны значения поверхностных активностей в почве

отдельных радионуклидов (например, по результатам гамма -

спектрометрических измерений образцов почвы), то значение мощности

эффективной дозы внешнего облучения в момент времени "t" (как правило,

время проведения измерений поверхностной активности) представителей i-той

группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси

ext

радионуклидов E определяется следующим образом:

ext E k

E = K x SUM e x сигма ,мЗв/час, (7.2)

i,g i,g k g k

где:

e - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной дозы

гамма-излучения k-ого радионуклида на высоте 1 м от плоского изотропного

источника, расположенного на границе воздух-земля, (мГр/час)/(кБк/м2);

сигма - поверхностная активность k-ого радионуклида на почве на момент

измерений, (кБк/м2);

K - коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над

i,g

подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-ой группы населения, 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 радиоактивных выпадений.

Значения дозовых коэффициентов e для отдельных радионуклидов приведены

в Приложении 2 к МР.

Пример 2:

Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов:

137

Cs - 1000 кБк/м2,

134

Cs - 500 кБк/м2.

Определить мощность эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета:

K = 0,75 мЗв/мГр,

137 -6

e ( Cs) = 2,25 x 10 (мГр/час)/(кБк/м2),

134 -6

e ( Cs) = 6,85 x 10 (мГр/час)/(кБк/м2).

Подставляем исходные данные в формулу (6.2):

ext -6 3 2 -6

E = 0,75 x (2,55 x 10 x 10 + 5 x 10 x 6,85 x 10 ) = 4,5 мкЗв/час.

7.2.4. Эффективную дозу внешнего облучения представителей i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов, выпавших на подстилающую поверхность, за произвольный промежуток времени от момента проведения измерения поверхностной активности до момента времени T (час) определяют по формуле:

ext E 1 k

E = K x SUM{------(1 - exp(-лямбда x T))} x e x сигма , мЗв (7.3)

i,g i k лямбда k g k

где: лямбда - постоянная радиоактивного распада k-го радионуклида

-1

(ч ), остальные обозначения те же, что и раньше.

Ln(2) 0,693 -1

лямбда = ----- = --------- , ч (7.4)

k 1/2 1/2

T T

k k

1/2

где: T - период полураспада k-того радионуклида (ч).

Пример 3:

Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов:

137

Cs - 1000 (кБк/м2),

134

Cs - 500 (кБк/м2),

131

I - 10000 (кБк/м2),

Определить накопленное за год значение эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета:

K = 0,75 мЗв/мГр;

137 -6

e ( Cs) = 2,25 x 10 (мГр/час)/(кБк/м2),

134 -6

e ( Cs) = 6,85 x 10 (мГр/час)/(кБк/м2),

131 -6

e ( I) = 1,33 x 10 (мГр/час)/(кБк/м2),

T = 8760 часов,

-6 -1

лямбда = 0,693/30/365 x 24 = 2,637 x 10 час ,

137

-5 -1

лямбда = 0,693/2,06/365/24 = 3,84 x 10 час ;

134

-3 -1

лямбда = 0,693/8,04/24 = 3,59 x 10 час .

131

Подставляем исходные данные в формулу (6.3):

ext -6 3 2 -6

E = 0,75 x (8661 x 2,55 x 10 x 10 + 7439 x 5 x 10 x 6,85 x 10 +

-6 4

+ 279 x 1,33 x 10 x 10 ) = 0,75 x (22,1 + 25,5 + 3,7) = 38,5 мЗв.

7.2.5. При облучении населения в антропогенной среде характеристики

поля излучения изменяются. Учет этого при расчетах производится с помощью

факторов места L , определяемых как отношение мощности дозы в воздухе в

точке j внутри населенного пункта или в его ареале, обусловленной

техногенным гамма-излучением, к аналогичной величине над открытым целинным

участком почвы. Поведение человека в поле излучения описывается с помощью

факторов поведения F (зависят от времени года), представляющих собой долю

времени, в течение которого представители i-той группы населения находятся

в j-той точке НП. Сумма произведений L и F по всем рассматриваемым

j ij

точкам внутри НП и в его ареале R = SUM L x F представляет собой общий

i j j ij

фактор уменьшения дозы внешнего облучения у представителей i-той группы

населения в антропогенной среде. Значения факторов L , F , и R для

j ij i

выбранных групп сельского и городского населения приведены в таблицах 7.2 -

7.5.

Таблица 7.2

Значения факторов места L для источника

в виде радиоактивных выпадений со спектром гамма-излучения,

типичным для 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 7.3

Значения факторов поведения Fij для сельского населения

Тип места (j)	Значения факторов поведения Fij <*>
Тип места (j)	Лесники	Служащие	Подростки	Дети (1 - 2 года)
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

--------------------------------

<*> Цифра до знака дроби соответствует летнему периоду времени, а после знака дроби - зимнему.

Таблица 7.4

Значения факторов поведения Fij для городского населения

Тип места (j)	Значения факторов поведения Fij <*>
Тип места (j)	Группа 1 <**>	Группа 2 <***>	Подростки	Дети (1 - 2 года)
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

--------------------------------

<*> Цифра до знака дроби соответствует летнему периоду времени, а после знака дроби - зимнему.

<**> Лица, работающие преимущественно внутри помещений.

<***> Лица, работающие преимущественно вне помещений.

Таблица 7.5

Значения антропогенных факторов уменьшения дозы R

для сельского и городского населения

┌────────────────────────┬────────────────────────────────────────────────┐

│ Группа населения │ Значения фактора R │

│ │ i │

├────────────────────────┼───────────────────────┬────────────────────────┤

│ │ 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 антропогенных факторов уменьшения дозы Ri, приведенные в таблице, соответствуют условиям проживания и работы в 1-этажном деревянном доме. Иными словами эти значения соответствуют наиболее консервативным ожидаемым значениям доз для данной группы населения.

7.2.6. Расчет эффективной дозы внешнего облучения для представителей

i-ой группы населения в антропогенной среде, как от радиоактивного облака

ext ext

E (7.5), так и от загрязненной подстилающей поверхности E (7.5)

i,c,a i,g,a

производится путем умножения значений эффективных доз, рассчитанных для

условий облучения на открытой местности (формулы (7.2) и (7.3)), на

значения антропогенных факторов уменьшения дозы R , из таблицы 7.5:

ext ext

E = E x R , мкЗв (7.5)

i,c,a i,c i

ext ext

E = E x R , мкЗв (7.6)

i,g,a i,g i

Для расчета доз у представителей выбранных групп населения, проживающих в домах другого типа, используют данные таблиц 7.2 - 7.4. При наличии данных о значениях факторов места и значениях факторов поведения населения для конкретного НП при проведении расчетов используют именно эти данные.

7.2.7. Используя в качестве набора исходных данных мощности доз гамма-

излучения, измеренные в различных точках населенного пункта и в его ареале,

ext

расчет эффективной дозы внешнего облучения E от подстилающей

i,g

поверхности, загрязненной k-ым радионуклидом, у представителей i-той группы

населения за произвольный промежуток времени от момента проведения

измерения мощности дозы до момента времени T (час) осуществляют по формуле:

ext,k E [ 1 ] k 0

E = K x [------- (1 - exp(- лямбда x T))] x SUM F x (P - P ),

i,g i [лямбда k ] j ij j j

, мкЗв, (7.7)

где: P (мкГр/ч) - значение мощности поглощенной дозы гамма-излучения

в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью в j-той точке в

населенном пункте и в его ареале, обусловленное радиоактивными выпадениями

k-ого радионуклида [1 мкР/ч = 8,7 нГр/ч = 0,0087 мкГр/ч];

P - фоновое значение;

F - факторы поведения (см. таблицы 7.3 и 7.4);

лямбда - постоянная распада k-ого радионуклида (ч-1).

Значение эффективной дозы внешнего облучения от подстилающей

поверхности, загрязненной смесью радионуклидов, у представителей i-той

ext

группы населения E рассчитывают по формуле:

i,g

ext ext,k

E = SUM E , мЗв (7.8)

i,g k i,g

7.3. Оценка доз внутреннего облучения

7.3.1. Исходными данными для оценки эффективной дозы внутреннего облучения и эквивалентной дозы на щитовидную железу за счет ингаляции радионуклидов являются:

- концентрация радионуклидов в воздухе;

- продолжительность ингаляции.

Значение ожидаемой эффективной дозы от ингаляции рассчитывают с помощью выражения:

inh -6 k

E = 10 x SUM C x e x V x T, (7.9)

i,int k k,a i,inh i

int

где: E - ожидаемая эффективная доза у представителей i-ой группы

i,inh

населения от ингаляции (мЗв);

C - средняя объемная активность k-ого радионуклида в приземном слое

k,a

воздухе за время прохождения радиоактивного облака (кБк/м3);

e - дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-ого

i,inh

радионуклида, Зв/Бк;

Vi - интенсивность дыхания представителей i-ой группы населения, м3/час;

T - продолжительность облучения (час).

Средняя интенсивность дыхания для лиц из населения разного возраста при легкой физической нагрузке представлена в таблице 7.6. Следует иметь в виду, что при тяжелой работе интенсивность дыхания увеличивается в среднем в два раза, а при очень тяжелой до четырех - пяти раз.

Таблица 7.6

Интенсивность дыхания у лиц разного возраста при легкой

физической нагрузке, м3/час

Возраст	Старше 17 лет	10 лет	1 год
Скорость дыхания	1,4	1,1	0,35

Значения дозовых коэффициентов представлены в "НРБ-99/2009" (таблица приложения 2 к МР) для наиболее облучаемых критических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше.

Значение ожидаемой эквивалентной дозы в щитовидной железе у

inh

представителей i-ой группы населения от ингаляции H рассчитывают с

i,th

помощью выражения:

inh k

H = SUM C x h x V x T, (7.10)

i,th k k,a i,th i

inh

где: H - ожидаемая эквивалентная доза облучения щитовидной железы,

i,th

(мЗв);

C - средняя объемная активность k-ого радионуклида в приземном слое

k,a

воздуха за время прохождения радиоактивного облака (кБк/м3);

h - дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-ого

i,th

радионуклида (теллур или йод), мЗв/кБк (см. Приложение 4 к МР);

T - продолжительность облучения (час).

7.3.2. Эффективную дозу внутреннего облучения населения, обусловленную пероральным поступлением k-ого радионуклида в организм, рассчитывают с использованием результатов измерений его удельной активности в потребляемых населением пищевых продуктах. Отбор проб и измерения проводят в моменты времени t1 и t2, где t1 и t2 - время в сутках, прошедшее с момента t0 начала потребления радиоактивно загрязненного пищевого продукта (предполагается, что этот момент совпадает с моментом окончания радиоактивных выпадений; t2 должно быть больше t1 на 7 - 10 суток).

По результатам двух серий измерений определяют эффективный период

полуочищения T за счет экологических процессов и радиоактивного

эфф,p,k

распада k-ого радионуклида в p-ом пищевом продукте:

T = ln2 x (t2 - t1)/ln[S (t1)/S (t2)], сут., (7.11)

эфф,p,k k,p k,p

где: S (t1) и S (t2) - средняя удельная активность k-ого

k,p k,p

радионуклида в p-ом пищевом продукте в моменты времени t1 и t2,

соответственно, кБк/кг.

Затем рассчитывают удельную активность k-ого радионуклида в p-ом

пищевом продукте на момент окончания выпадений S (t ):

k,p 0

S (t ) = S (t ) x exp(ln2 x (t - t )/T ), кБк/кг. (7.12)

k,p 0 k,p 1 1 0 эфф,p,k

int,k

Ожидаемую эффективную дозу E внутреннего облучения представителей

i,ing

i-ой группы населения, обусловленную пероральным поступлением k-ого

радионуклида в организм жителей, рассчитывают по формулам:

За первый месяц после выпадений:

int,k k

E = e x SUM S (t ) x (T /ln2) x

i,ing i,ing p k,p 0 эфф,p,k

x (l - exp(-ln2 x 30/T )) x V x K , мЗв, (7.13)

эфф,p,k p k,p

За первый год после выпадений:

int,k k

E = e x SUM S (t ) x (T /ln2) x

i,ing i,ing p k,p 0 эфф,p,k

x (l - exp(-ln2 x 365/T )) x V x K , мЗв, (7.14)

эфф,p,k p k,p

где: S - средняя удельная активность k-ого радионуклида в p-ом

k,p

пищевом продукте на момент окончания радиоактивных выпадений, кБк/кг;

V - среднее суточное потребление p-ого пищевого продукта, кг/сут.;

e - дозовый коэффициент для поступления k-ого радионуклида в

i,ing

организм жителей с пищей (см. НРБ-99/2009: приложение 5 - для трех

рассматриваемых в данном документе возрастных групп, или приложение 2 - для

наиболее облучаемой возрастной группы), мЗв/кБк;

K - коэффициент снижения содержания k-ого радионуклида в готовом

k,p

p-ом пищевом продукте по сравнению с исходным, вследствие его кулинарной

обработки, отн. ед. (см. таблицу 7.7);

30 - количество дней в календарном месяце;

365 - количество дней в календарном году.

В таблице 7.7 приведены средние значения суточного потребления пищевых продуктов для взрослого населения средней полосы России. Для двух других возрастных групп населения, рассматриваемых в данном документе, значения суточного потребления молока представлено в таблице 7.8. Суточное потребление других продуктов необходимо оценить на основании местных данных.

Таблица 7.7

Структура рациона питания взрослого населения

в средней полосе России и значения коэффициента снижения

содержания радионуклидов цезия в готовом пищевом продукте

вследствие его кулинарной обработки (K)

┌──────────────────────────────────────────────────┬──────────┬───────────┐

│ Продукт │V, кг/сут.│K, 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.

Таблица 7.8

Среднее суточное потребление 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

С учетом местных условий, этот рацион необходимо корректировать как по составу, так и по величине потребления.

Следует обратить внимание на то, что по пищевым цепочкам мигрируют и поступают в организм человека лишь ограниченное число радионуклидов. Это радионуклиды йода, цезия, стронция. Они быстро всасываются в кровь при прохождении через желудочно-кишечный тракт (далее - ЖКТ). Большинство остальных радионуклидов, поступающих с поверхностно загрязненными продуктами, проходят транзитом через ЖКТ, облучая лишь стенки желудка и кишечника. Поэтому расчеты ведут, в первую очередь, по трем указанным радионуклидам, как основным, потенциально опасным.

Чтобы оценить полную дозу, необходимо просуммировать результаты расчетов по всем радионуклидам:

int int,k

E = SUM E , мЗв (7.15)

i,ing k i,ing

7.3.3. Средняя ожидаемая у жителей i-ой группы населения эквивалентная

ing 131

доза облучения щитовидной железы H за счет поступления I в организм

i,th

человека с пищевыми продуктами оценивается на основе результатов измерения

131 ing

концентрации I в молоке. Так как значения ожидаемой H за счет

i,th

131

поступления в организм I человека за месяц и за год отличаются

ing

незначительно, оценивается одно значение H .

i,th

Предварительная оценка ожидаемой эквивалентной дозы облучения

ing 131

щитовидной железы H выполняется на основе измерений концентрации I в

i,th

молоке, выполненных в момент времени t1 (3 - 5 суток после окончания

ing

радиоактивных выпадений в НП). Расчет значения H выполняют по формуле:

i,th

ing

H = 12 x h x V x C (t1), мЗв, (7.16)

i,th i,131 i,m 131,m

131

где: C (t1) - средняя объемная активность I в пробах молока,

131,m

измеренная в течение 3 - 5 дней после окончания радиоактивных выпадений,

кБк/л;

V - среднее суточное потребление молока представителями i-ой

i,m

группы населения, л/сут. (таблица 7.7);

h - дозовый коэффициент для представителей i-ой группы населения,

i,131

мЗв/кБк (h = 3,6 мЗв/кБк для детей возраста 1 - 2 года; h = 1,0

i,131 i,131

мЗв/кБк для детей возраста 7 - 12 лет; и h = 0,43 мЗв/кБк для

i,131

взрослых).

Окончательная оценка ожидаемой эквивалентной дозы облучения щитовидной

ing

железы H выполняется на основе не менее 3-х дополнительных измерений

i,th

131

объемной активности I в молоке C (t2), C (t3), C (t4)

131,m 131,m 131,m

выполненных в течение 10 - 20 дней после окончания радиоактивных выпадений

в НП с интервалом 3 - 5 дней.

ing 131

Алгоритм оценки H на основе этих трех измерений концентрации I

i,th

в молоке состоит в следующем:

1. По результатам измерений в моменты времени t2, t3 и t4 определяется

значение эффективного периода полуочищения молока за счет экологических

131 l

процессов и радиоактивного распада I T :

эфф

T (t2 -> t3) + T (t2 -> t4) + T (t3 -> t4)

l эфф эфф эфф

T = ------------------------------------------------, сут. (7.17)

эфф 3

ln2 x (t3 - t2)

T (t2 -> t3) = -------------------------, сут. (7.18)

эфф ln[C (t2)/C (t3)]

131,m 131,m

ln2 x (t4 - t2)

T (t2 -> t4) = -------------------------, сут. (7.19)

эфф ln[C (t2)/C (t4)]

131,m 131,m

ln2 x (t4 - t3)

T (t3 -> t4) = -------------------------, сут. (7.20)

эфф ln[C (t3)/C (t4)]

131,m 131,m

131

где: C (t) - средняя объемная активность I в пробах молока,

131,m

измеренная в моменты времени t2, t3 и t4, кБк/л; t2, t3 и t4 - время,

прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений в НП, сут. (t2 < t3

< t4).

131

2. Далее на основании измерений объемной активности I в молоке

ing

(C (t2), C (t3), C (t4)) вычисляются три значения H

131,m 131,m 131,m i,th

согласно выражению:

1 2

C (t ) x (T - T )

ing 131 k эфф эфф

H = 1,6 x h x V x ---------------------------------------------

i,th i,131 i,m 1 2

exp(-0,693 x t /T ) - exp(-0,693 x t /T )

k эфф k эфф

, мЗв, (7.21)

где: t принимает значения, соответствующие значениям t2, t3 и t4,

сут.; а T = 1,5 сут.

эфф

ing

Окончательное значение H рассчитывается как среднее арифметическое

i,th

из трех значений, полученных по формуле (7.21) на основе трех измеренных

131

значений концентрации I в пробах молока.

Пример 4:

Определить предварительное и окончательное значение эквивалентной дозы

в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам

131

измерений объемной активности I в пробах молока через 3, 12, 15 и 20

суток после окончания радиоактивных выпадений:

С(3) = 4,5 кБк/л,

С(12) = 1,5 кБк/л,

С(15) = 0,6 кБк/л,

С(20) = 0,45 кБк/л.

ing

Определяем предварительное значение H на основании измеренной

i,th

131

средней объемной активности I в пробах молока через 3 дня после

окончания радиоактивных выпадений по формуле (7.16):

ing

H = 12 (сут.) x 0,43 (мЗв/кБк) x 0,6 (л/сут.) x 4,5 (кБк/л) = 13,9 мЗв

i,th

ing

Определяем окончательное значение H на основании измеренной средней

i,th

131

концентрации I в пробах молока через 12, 15 и 20 дней после окончания

радиоактивных выпадений.

Сначала определяем значение T :

эфф

T (12 -> 15) = (0,693 x 3)/ln(1,5/0,6) = 2,3 дня;

эфф

T (12 -> 20) = (0,693 x 8)/ln(1,5/0,45) = 4,6 дня;

эфф

T (15 -> 20) = (0,693 x 5)/ln(0,6/0,45) = 12 дней;

эфф

T = (2,3 + 4,6 + 12)/3 = 6,3 дня.

эфф

ing

Далее определяем три значения H по формуле (7.21):

i,th

ing 1,5 x (6,3 - 1,5)

H (1) = 1,6 x 0,43 x 0,6 x ------------------------------------------ =

i,th exp(-0,693 x 12/6,3) - exp(-0,693 x 12/1,5)

2,97

= --------------- = 11,3 мЗв

0,2671 - 0,0039

ing 0,6 x (6,3 - 1,5)

H (2) = 1,6 x 0,43 x 0,6 x ------------------------------------------ =

i,th exp(-0,693 x 15/6,3) - exp(-0,693 x 15/1,5)

1,19

= --------------- = 6,2 мЗв

0,1920 - 0,0001

ing 0,45 x (6,3 - 1,5)

H (3) = 1,6 x 0,43 x 0,6 x ------------------------------------------ =

i,th exp(-0,693 x 20/6,3) - exp(-0,693 x 20/1,5)

0,892

= ------ = 8,2 мЗв

0,1108

Окончательное значение эквивалентной дозы в щитовидной железе у

131

взрослых жителей сельского НП по результатам измерений концентрации I в

ing

пробах молока H мЗв.

i,th

7.4. Оценка суммарной дозы облучения

Суммарная эффективная доза (доза облучения всего тела) за заданный

промежуток времени у представителей i-ой группы жителей вследствие

проживания на территории ЗН, подвергшейся загрязнению смесью

радионуклидов, вычисляется как сумма доз внешнего облучения от

ext ext

радиоактивного облака E и выпадений E (в зависимости от типа

i,c i,g

исходных данных эти компоненты вычисляются по формулам 7.5 и 7.6 либо по

формуле 7.8, дозы внутреннего облучения за счет ингаляции радионуклидов

int

E (формула 7.9) и дозы внутреннего облучения за счет их поступления в

i,inh

int

организм с продуктами питания E (формулы 7.13, 7.14 и 7.15):

i,ing

ext ext int int

E = E + E + E + E , мЗв (7.22)

i i,c i,g i,inh i,ing

Эквивалентная доза облучения щитовидной железы за заданный промежуток

времени у представителей i-ой группы жителей вычисляется как сумма доз за

inh

счет ингаляции радионуклидов йода H (формула 7.10) и их поступления в

i,th

ing

организм с продуктами питания H (формула 7.21).

i,th

Приложение 1

к МР 2.6.1.-12

КОЭФФИЦИЕНТЫ

ПЕРЕХОДА ОТ ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ

В ПРИЗЕМНОМ СЛОЕ ВОЗДУХА К МОЩНОСТИ ПОГЛОЩЕННОЙ ДОЗЫ

В ВОЗДУХЕ НА ВЫСОТЕ 1 М НАД ПОДСТИЛАЮЩЕЙ ПОВЕРХНОСТЬЮ

┌─────────────────────────────────┬───────────────────────────────────────┐

│ Радионуклид │ k │

│ │ e │

│ │ c │

│ │ (мГр/час)/(кБк/м3) │

├─────────────────────────────────┼───────────────────────────────────────┤

│Na-22 │ 4,8E-04 │

│Na-24 │ 1,0E-03 │

│K-40 │ 3,4E-05 │

│K-42 │ 6,3E-05 │

│Ca-45 │ 3,4E-15 │

│Sc-46 │ 4,4E-04 │

│Ti-44 │ 2,8E-05 │

│Cr-51 │ 6,7E-06 │

│Mn-54 │ 1,9E-04 │

│Mn-56 │ 4,1E-04 │

│Fe-59 │ 2,6E-04 │

│Co-58 │ 2,1E-04 │

│Co-60 │ 5,6E-04 │

│Cu-64 │ 4,1E-05 │

│Zn-65 │ 1,3E-04 │

│Kr-85 │ 4,8E-07 │

│Kr-85m │ 3,4E-05 │

│Kr-87 │ 1,9E-04 │

│Kr-88 │ 4,8E-04 │

│Kr-89 │ 4,4E-04 │

│Rb-86 │ 2,1E-05 │

│Rb-88 │ 1,5E-04 │

│Rb-89 │ 4,8E-04 │

│Sr-91 │ 1,5E-04 │

│Y-91 │ 7,8E-07 │

│Zr-95 │ 1,6E-04 │

│Zr-97 │ 4,1E-05 │

│Nb-94 │ 3,4E-04 │

│Nb-95 │ 1,7E-04 │

│Mo-99 │ 3,4E-05 │

│Tc-99 │ 1,1E-10 │

│Tc-99m │ 2,8E-05 │

│Ru-103 │ 1,0E-04 │

│Ru-105 │ 1,7E-04 │

│Ru-106/Rh-106a │ 4,4E-05 │

│Ag-110m │ 5,9E-04 │

│Sb-124 │ 4,1E-04 │

│Sb-126 │ 5,9E-04 │

│Sb-127 │ 1,4E-04 │

│Sb-129 │ 3,2E-04 │

│Te-129 │ 1,1E-05 │

│Te-129m │ 7,4E-06 │

│Te-131m │ 3,1E-04 │

│Te-132 │ 4,4E-05 │

│Te-134 │ 1,9E-04 │

│I-129 │ 1,8E-06 │

│I-131 │ 8,1E-05 │

│I-132 │ 5,2E-04 │

│I-133 │ 1,3E-04 │

│I-134 │ 5,9E-04 │

│I-135 │ 3,5E-04 │

│Xe-131m │ 1,8E-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-05 │

│Xe-138 │ 2,6E-04 │

│Cs-134 │ 3,4E-04 │

│Cs-136 │ 4,8E-04 │

│Cs-137/Ba-137m │ 1,3E-04 │

│Cs-138 │ 5,2E-04 │

│Ba-133 │ 7,8E-05 │

│Ba-139 │ 7,8E-06 │

│Ba-140 │ 4,1E-05 │

│La-140 │ 5,2E-04 │

│La-141 │ 9,3E-06 │

│La-142 │ 6,7E-04 │

│Ce-141 │ 1,6E-05 │

│Ce-143 │ 5,6E-05 │

│Ce-144 │ 3,7E-06 │

│Ce-144/Pr-144m │ 1,1E-05 │

│Nd-147 │ 2,8E-05 │

│Ir-192 │ 1,7E-04 │

│Au-198 │ 8,5E-05 │

│Hg-203 │ 4,8E-05 │

│Tl-204 │ 2,1E-07 │

│Pb-210 │ 2,8E-07 │

│Bi-207 │ 3,4E-04 │

│Po-210 │ 1,9E-09 │

│Ra-226 │ 1,4E-06 │

│Ac-227 │ 2,7E-08 │

│Ac-228 │ 2,0E-04 │

│Th-227 │ 2,2E-05 │

│Th-228 │ 4,1E-07 │

│Th-230 │ 8,1E-08 │

│Th-232 │ 4,1E-08 │

│Pa-231 │ 6,3E-06 │

│U-232 │ 5,6E-08 │

│U-233 │ 5,2E-08 │

│U-234 │ 3,2E-08 │

│U-235 │ 3,3E-05 │

│U-236 │ 2,6E-08 │

│U-238 │ 2,2E-08 │

│U-240 │ 1,5E-07 │

│Np-237 │ 4,8E-06 │

│Np-239 │ 3,6E-05 │

│Pu-236 │ 2,5E-08 │

└─────────────────────────────────┴───────────────────────────────────────┘

Приложение 2

к МР 2.6.1.-12

КОЭФФИЦИЕНТЫ

ПЕРЕХОДА ОТ ЕДИНИЧНОЙ ПОВЕРХНОСТНОЙ

АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДА В ПОЧВЕ К МОЩНОСТИ ПОГЛОЩЕННОЙ

ДОЗЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ В ВОЗДУХЕ НА ВЫСОТЕ

1 М 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 1 м │

│ │ k -1 -2 │

│ │ e , (мГр x час )/(кБк x м ) │

│ │ g │

├───────────────┼─────────────────────────────────────────────────────────┤

│ Na-22 │ 7,41E-06 │

│ Na-24 │ 1,27E-05 │

│ Cl-36 │ 2,37E-09 │

│ K-40 │ 5,15E-07 │

│ K-42 │ 9,38E-07 │

│ Sc-46 │ 6,81E-06 │

│ Ti-44+Sc-44 │ 7,76E-06 │

│ Cr-51 │ 1,09E-07 │

│ Mn-54 │ 2,86E-06 │

│ Mn-56 │ 5,57E-06 │

│ Co-58 │ 3,35E-06 │

│ Co-60 │ 8,29E-06 │

│ Cu-64 │ 6,60E-07 │

│ Zn-65 │ 1,95E-06 │

│ Se-75 │ 1,33E-06 │

│ Rb-86 │ 3,28E-07 │

│ Sr-89 │ 8,01E-09 │

│ Sr-90 │ 1,00E-09 │

│ Sr-91 │ 2,39E-06 │

│ Zr-95 │ 2,55E-06 │

│ Nb-94 │ 5,40E-06 │

│ Nb-95 │ 2,64E-06 │

│ Mo-99+Tc-99m │ 9,53E-07 │

│ Tc-99 │ 2,75E-10 │

│ Tc-99m │ 4,27E-07 │

│ Ru-103 │ 1,63E-06 │

│ Ru-105 │ 2,71E-06 │

│ Ru-106+Rh-106 │ 7,48E-07 │

│ Sb-124 │ 6,03E-06 │

│ Sb-126m │ 5,36E-06 │

│ Sb-127 │ 2,38E-06 │

│ Sb-129 │ 4,87E-06 │

│ Te-127 │ 1,83E-08 │

│ Te-127m │ 3,99E-08 │

│ Te-129 │ 2,12E-07 │

│ Te-129m │ 1,33E-07 │

│ Te-131 │ 1,45E-06 │

│ Te-131m │ 4,83E-06 │

│ Te-132 │ 8,04E-07 │

│ I-125 │ 1,51E-07 │

│ I-129 │ 9,10E-08 │

│ I-131 │ 1,33E-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-136 │ 7,37E-06 │

│Cs-137+Ba-137m │ 2,55E-06 │

│ Ba-133 │ 1,40E-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 │ 1,33E-07 │

│ Pr-144m │ 4,59E-08 │

│ Eu-152 │ 3,88E-06 │

│ Eu-154 │ 4,20E-06 │

│ Eu-155 │ 2,08E-07 │

│ Ir-192 │ 2,83E-06 │

│ Au-198 │ 1,41E-06 │

│ Hg-203 │ 8,18E-07 │

│ Tl-204 │ 5,22E-09 │

│ Pb-210 │ 8,75E-09 │

│ Bi-207 │ 5,22E-06 │

│ Bi-210 │ 3,70E-09 │

│ Po-210 │ 2,92E-11 │

│ 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-234 │ 2,64E-09 │

│ U-235 │ 5,22E-07 │

│ U-236 │ 2,29E-09 │

│ U-238 │ 1,94E-09 │

│ U прир. │ 1,94E-09 │

│ U обогащ. │ 2,64E-09 │

│ Np-237 │ 1,01E-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 │

└───────────────┴─────────────────────────────────────────────────────────┘

Приложение 3

к МР 2.6.1.-12

Таблица П3.1. Характеристики распада радионуклидов

┌─────────────────┬──────┬─────────────────┬───────────┬──────────────────┐

│ Название │Символ│ Атомный номер │Радионуклид│ Период │

│ элемента │ │ (Z) │ │ полураспада │

├─────────────────┼──────┼─────────────────┼───────────┼──────────────────┤

│ Тритий │ H │ 1 │H-3 │12,28 лет │

│ Марганец │ Mn │ 25 │Mn-54 │312,7 дней │

│ Кобальт │ Co │ 27 │Co-58 │70,80 дней │

│ │ │ │Co-60 │5,271 лет │

│ Криптон │ Kr │ 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 E10 лет │

│ │ │ │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 │64,1 ч │

│ │ │ │Y-91 │58,51 дней │

│ │ │ │Y-91m │49,71 мин. │

│ Цирконий │ Zr │ 40 │Zr-95 │64,02 дней │

│ Ниобий │ Nb │ 41 │Nb-95 │35,06 дней │

│ Молибден │ Mo │ 42 │Mo-99 │66,02 ч │

│ Технеций │ Tc │ 43 │Tc-99 │2,13E5 лет │

│ │ │ │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 сек. │

│ Сурьма │ Sb │ 51 │Sb-127 │3,85 дней │

│ │ │ │Sb-129 │4,40 ч │

│ Теллур │ Te │ 52 │Te-127 │9,35 ч │

│ │ │ │Te-127m │109 дней │

│ │ │ │Te-129 │69,6 мин. │

│ │ │ │Te-129m │33,6 дней │

│ │ │ │Te-131 │25,0 мин. │

│ │ │ │Te-131m │30 ч │

│ │ │ │Te-132 │78,2 ч │

│ Йод │ I │ 53 │I-131 │8,040 дней │

│ │ │ │-132 │2,30 ч │

│ │ │ │I-133 │20,8 ч │

│ │ │ │I-134 │52,6 мин. │

│ │ │ │I-135 │6,61 ч │

│ Ксенон │ Xe │ 54 │Xe-131m │11,84 дней │

│ │ │ │Xe-133 │5,245 дней │

│ │ │ │Xe-135 │9,11 ч │

│ │ │ │Xe-135m │15,36 мин. │

│ │ │ │Xe-138 │14,13 мин. │

│ Цезий │ Cs │ 55 │Cs-134 │2,062 лет │

│ │ │ │Cs-136 │13,16 дней │

│ │ │ │Cs-137 │30,17 лет │

│ Барий │ Ba │ 56 │Ba-137m │2,552 мин. │

│ │ │ │Ba-140 │12,789 дней │

│ Лантан │ La │ 57 │La-140 │40,22 ч │

│ Церий │ Ce │ 58 │Ce-141 │32,50 дней │

│ │ │ │Ce-144 │284,3 дней │

│ Празеодим │ Pr │ 59 │Pr-144 │17,28 мин. │

│ │ │ │Pr-144m │7,2 мин. │

│ Торий │ Th │ 90 │Th-231 │25,52 ч │

│ Нептуний │ Np │ 93 │Np-237 │2,14E6 лет │

│ │ │ │Np-239 │2,355 дней │

│ Плутоний │ Pu │ 94 │Pu-238 │87,75 лет │

│ │ │ │Pu-239 │24131 лет │

│ │ │ │Pu-240 │6537 лет │

│ │ │ │Pu-241 │14,4 лет │

│ │ │ │Pu-242 │3,758E5 лет │

│ Америций │ Am │ 95 │Am-241 │432,2 лет │

└─────────────────┴──────┴─────────────────┴───────────┴──────────────────┘

Таблица П3.2. Типичные радионуклиды, содержащиеся

в выбросе вследствие различных ядерных аварий

┌────────────┬────────────────────────────────────────────────────────────┐

│ Сценарий │ (в) │

│ ядерной │ Значимые радионуклиды │

│ аварии ├───────────────────┬───────────────────┬────────────────────┤

│ │ (а) │ (б) │ Долговременный │

│ │ Первый день │ Первая неделя │ период │

├────────────┼───────────────────┼───────────────────┼────────────────────┤

│Расплавление│ Y-90, Sr-91, Zr- │Rh-86, Sr-89, Y-90,│ H-3, Sr-89, Sr-90, │

│ активной │90, Mo-99, Rh-105, │Nb-95, Zr-95, Y-91,│ Y-91, Nb-93m, Nb- │

│ зоны с │ Pd-109, Ag-111, │ Nb-96, Mo-99, Rh- │95, Ru-103, Ru-106, │

│отказом или │ Pd-112, Cd-115, │ 105, Ru-103, Ag- │ Ag-110m, Cd-113m, │

│ без отказа │ Sn-121, Sn-125, │ 111, Pd-112, Cd- │ Cd-115m, Sn-121m, │

│ защитной │ Sb-126, I-131, I- │ 115, Sn-121, Sb- │Sn-123, Sb-124, Sb- │

│ оболочки │ 132, Te-131m, Te- │124, Sb-127, I-131,│125, I-129, Cs-134, │

│ │132, I-133, I-135, │Te-131m, Te-132, I-│Cs-137, Ce-141, Ce- │

│ │ La-140, Pr-142, │ 133, Cs-136, Ba- │ 144, Pm-147, Tb- │

│ │ Ce-143, Pr-143, │ 140, La-140, Ce- │ 160, Pu-238, Pu- │

│ │ Ba-146, Nd-147, │ 141, Ce-143, Pr- │ 239, Pu-240, Am- │

│ │ Pm-149, Pm-151, │ 143, Nd-147, Pm- │ 241, Pu-241, Cm- │

│ │ Sm-153, Sm-156, │ 149, Pm-151, Sm- │ 242, Pu-242, Am- │

│ │ Eu-157, Np-239 │153, Eu-157, Np-239│ 243, Cm-244 │

├────────────┼───────────────────┴───────────────────┴────────────────────┤

│ Выброс с │ Sr-90, Nb-95, Zr-95, Tc-99, Ru-103, Ru-106, I-129, I-131, │

│ завода по │Cs-134, Cs-137, Ce-141, Ce-144, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am- │

│переработке │ 241, Pu-241, Cm-242, Pu-242, Am-243, Cm-244 │

│ ядерного │ │

│ топлива │ │

├────────────┼────────────────────────────────────────────────────────────┤

│ Выброс с │ Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Pu-242 │

│ завода по │ │

│переработке │ │

│плутониевого│ │

│ топлива │ │

└────────────┴────────────────────────────────────────────────────────────┘

(а) Радионуклиды с периодом полураспада 6 часов и более.

(б) Радионуклиды с периодом полураспада около 1 дня и более.

(в) Выделенные жирным шрифтом радионуклиды являются особенно значимыми.

Приложение 4

к МР 2.6.1.-12

ОЖИДАЕМАЯ ЭКВИВАЛЕНТНАЯ ДОЗА

В ЩИТОВИДНОЙ ЖЕЛЕЗЕ ОТ ПОСТУПЛЕНИЯ В ОРГАНИЗМ 1 КБК

РАДИОНУКЛИДА С ВДЫХАЕМЫМ ВОЗДУХОМ, МЗВ/КБК <*>

Радионуклид	Возрастная группа, лет
Радионуклид	1 - 2	8 - 12	Взрослые
Te-131m	1,20E-01	3,30E-02	1,30E-02
Te-132	2,90E-01	6,10E-02	2,50E-02
I-125	4,50E-01	2,20E-01	1,00E-01
I-129	1,70E-00	1,30E-00	7,10E-01
I-131	1,40E-00	3,70E-01	1,50E-01
I-132	1,60E-02	3,40E-03	1,40E-03
I-133	3,50E-01	7,40E-02	2,80E-02
I-134	3,10E-03	6,50E-04	2,60E-04
I-135	7,00E-02	1,50E-02	5,70E-03

--------------------------------

<*> Для аэрозолей с типом "Б" растворимости (быстрорастворимые соединения).

Приложение 5

к МР 2.6.1.-12

ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ

ДЛЯ ПЕРЕХОДА ОТ ЕДИНИЧНОГО ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ

С ПИЩЕЙ К ЗНАЧЕНИЮ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ

Радионуклид	Младенец, возраст 1 - 2 года [мЗв/кБк]	Подросток, возраст 8 - 12 лет [мЗв/кБк]	Взрослый, возраст > 17 лет [мЗв/кБк]
H-3	1,20E-04	5,70E-05	4,20E-05
Mn-54	3,00E-03	1,30E-03	7,10E-04
Co-58	4,40E-03	1,70E-03	7,40E-04
Co-60	2,70E-02	1,10E-02	3,40E-03
Rb-87	1,00E-02	3,00E-03	1,50E-03
Rb-88	6,20E-04	1,70E-04	9,00E-05
Sr-89	1,80E-02	5,80E-03	2,60E-03
Sr-90	7,30E-02	6,00E-02	2,80E-02
Sr-91	4,00E-03	1,20E-03	6,50E-04
Y-90	2,00E-02	5,90E-03	2,70E-03
Y-91	1,80E-02	5,20E-03	2,40E-03
Y-91m	6,00E-05	2,10E-05	1,20E-05
Zr-95	5,60E-03	1,90E-03	9,50E-04
Nb-95	3,20E-03	1,10E-03	5,90E-04
Mo-99	3,50E-03	1,10E-03	6,00E-04
Tc-99	4,80E-03	1,30E-03	6,40E-04
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
Rh-106	9,70E-04	3,30E-04	1,60E-04
Sb-127	1,20E-02	3,60E-03	1,70E-03
Sb-129	2,90E-03	8,80E-04	4,20E-04
Te-127	1,20E-03	3,60E-04	1,70E-04
Te-127m	1,80E-02	5,20E-03	2,30E-03
Te-129	4,40E-04	1,20E-04	6,30E-05
Te-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
Te-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	1,10E-02	4,30E-03
I-134	7,50E-04	2,10E-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-03
Cs-137	1,20E-02	1,00E-02	1,30E-02
Cs-138	5,90E-04	1,70E-04	9,20E-05
Ba-140	1,80E-02	5,80E-03	2,60E-03
La-140	1,30E-02	4,20E-03	2,00E-03
Ce-141	5,10E-03	1,50E-03	7,10E-04
Ce-144	3,90E-02	1,10E-02	5,20E-03
Pr-144	3,50E-04	9,50E-05	5,10E-05
Th-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	4,70E-03
Pu-242	4,00E-01	2,60E-01	2,40E-01
Am241	3,70E-01	2,20E-01	2,00E-01