МУ 2.6.1.024-95

    
    
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Реконструкция накопленной дозы у жителей бассейна р.Теча
и зоны аварии в 1957 году на производственном объединении "Маяк"

    
    
Дата введения с момента утвержения

Предисловие

    
    1) Методические указания разработаны:
    
    Уральским научно-практическим Центром радиационной медицины Минздравмедпрома РФ (директор - к.м.н. Аклеев А.В.):
    
    к.б.н. Дегтева М.О., Кожеуров В.П., Воробьева М.И.
    
    Опытной научно-исследовательской станцией ПО "Маяк" (директор - к.т.н. Романов Г.Н.):
    
    к.т.н. Романов Г.Н., Шейн Г.П., Аксенов Г.М.
    
    Филиалом-1 Института Биофизики Минздравмедпрома РФ (директор - д.м.н. Любчанский Э.Р.)
    
    д.б.н. Хохряков В.Ф., к.б.н. Суслова К.Т., к.б.н. Меньших З.С. , Романов С.А.
    
    НИИ радиационной гигиены ГКСЭН РФ (директор - д.м.н. Рамзаев П.В.):
    
    д.б.н. Балонов М.И.
    
    Госкомсанэпиднадзором РФ (председатель - Е.Н.Беляев):
    
    Перминова Г.С.
    
    2) Утверждены и введены в действие первым заместителем Председателя Госкомсанэпиднадзора России - заместителем Главного Государственного санитарного врача Российской Федерации С.В.Семеновым от 28 марта 1995 года
    
    3) Введены впервые
    
    

1. Область применения

    
    1.1. Настоящие методические указания определяют требования к исходным данным и процедуру расчета накопленной дозы у жителей населенных пунктов Челябинской, Свердловской и Курганской областей, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие сброса радиоактивных отходов в реку Теча и аварии в 1957 г. на производственном объединении "Маяк". Восстанавливается значение дозы у населения, накопленной за 1949-1994 гг. или за период проживания в бассейне р.Теча, и дозы, накопленной за 1957-1994 гг. или за период проживания в зоне аварии 1957 г. (территория Восточно-Уральского радиоактивного следа*), соответственно. Значения накопленной дозы определяются для различных групп жителей каждого населенного пункта загрязненной территории с целью обоснования мер радиационной, медицинской и социальной защиты населения.
________________
    * Далее - ВУРС
    
    1.2. "Указания" предназначены для использования учреждениями и органами Госсанэпиднадзора России, которые несут ответственность за выполнение дозиметрических расчетов в соответствии с требованиями данного документа. Результаты расчета дозы для принятия решений должны быть согласованы с Госкомсанэпиднадзором России.
    
     1.3. Согласно настоящим методическим указаниям определяются накопленные средняя поглощенная доза в наиболее облучаемых органах и тканях , и средняя эффективная доза*) Е у групп жителей населенного пункта, различающихся по факторам внешнего и внутреннего облучения: возрасту, профессии, рациону питания и др. Группирование жителей по факторам, определяющим накопленную дозу, зависит от условий облучения и представлено в разделах 2 и 3.
________________
    * Понятие эффективной дозы и соответствующие взвешивающие факторы определены в Публикации 60 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ, 1990 г.)
    
    1.4. Согласно настоящим Указаниям определяется накопленная за период радиационного воздействия средняя поглощенная доза в органе и ткани t группы жителей населенного пункта как сумма дозы внешнего бета- и гамма-излучения и дозы внутреннего облучения :
    

                                                        (1.1)

    
    Доза внешнего излучения складывается из средней дозы бета-излучения и гамма-излучения в органе или ткани :
    

                                                       (1.2)

    
    Доза внутреннего облучения рассматривается как коммитментная доза, обусловленная поступлением в течение рассматриваемого периода радионуклидов с вдыхаемым воздухом и с пищей :
    

                                               (1.3)

    
    1.5. Накопленная средняя эффективная доза у группы жителей населенного пункта определяется аналогично уравнениям (1.1)-(1.3) как сумма эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения, причем доза внешнего излучения складывается из дозы бета- () и гамма- () излучения, и доза внутреннего облучения - из ингаляционной  и пищевой компонент.
    
    1.6. При подготовке настоящих Указаний использованы материалы и положения отечественных и международных документов по радиационной защите:
    
    - Норм радиационной безопасности НРБ-76/87;
    
    - Методических указаний ГКСЭН РФ МУ-2.7.7.001-93 от 12.03.93 г. и МУ 2.6.1.016-93 от 27.12.93.
    
    - Публикаций МКРЗ N 30, 43, 51, 56, 60;
    
    - опыт дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения жителей бассейна р.Течи, зоны ВУРС и Чернобыльской аварии.
    
    1.7. В качестве исходной информации для реконструкции накопленной дозы у жителей необходимо использовать радиационные характеристики окружающей среды в течение рассматриваемого периода: среднюю поверхностную активность долгоживущих радионуклидов Cs-137 и Sr-90 на почве и изотопный состав первичного загрязнения территории населенного пункта и его ареала, мощность дозы гамма-излучения в воздухе, концентрацию радионуклидов в питьевой воде и молоке, удельную активность пищевых продуктов местного производства. Важное значение для расчета дозы внутреннего облучения жителей бассейна р.Теча и ВУРС имеют данные прижизненных и посмертных измерений содержания в теле долгоживущих радионуклидов. Официальные данные о современном загрязнении почвы представляются Роскомгидрометом; архивные данные о загрязнении окружающей среды и пищевых продуктов, мощности дозы в воздухе - Производственным Объединением "Маяк", Уральским Научно-Практическим Центром Радиационной Медицины, Филиалом-1 Института Биофизики MЗ РФ и органами Госсанэпиднадзора; о содержании радионуклидов в организме жителей региона - УНПЦРМ и Филиалом-1 ИБФ.
         
    1.8. В документе в соответствии с установившейся практикой используются как единицы СИ, так и внесистемные единицы:
    
    

2. Требования к методике реконструкции накопленной дозы
у жителей бассейна реки Теча

    2.1. Характеристика населенных пунктов

    
    Методика предназначена для расчета накопленной эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения жителей населенных пунктов, расположенных на реке Теча, от сбросов радиоактивных отходов ПО Маяк в 1949-1956 годах. Список населенных пунктов приведен в таблице 2.1.
    
    

Таблица 2.1.

    
Характеристика населенных пунктов по реке Теча

    2.2. Доза внешнего гамма-излучения

    
    2.2.1. Доза внешнего гамма-излучения у населения бассейна р.Течи сформировалась за счет гамма-излучающих радионуклидов (цезий-137, цирконий-95, ниобий-95, рутений-106 и т.д.), присутствовавших в сбросах и загрязнивших воду, донные отложения и пойменные земли вдоль всей реки Течи. Величину эффективной дозы внешнего гамма-излучения определяют следующие факторы:
    
    - мощность дозы в воздухе над открытыми участками почвы в различных точках НП и в его ареале, зависящая от плотности загрязнения почвы радионуклидом, распределения радионуклида в верхнем почвенном слое, наличия снежного покрова;
    
    - антропогенные факторы, зависящие от типа НП, защитных свойств жилых и производственных помещений и от времени, которое человек проводит на открытой местности и в помещении;
    
    - коэффициенты перехода от измеряемой дозы в воздухе к величине эффективной дозы.
    
    Основным параметром, определяющим среднюю величину дозы гамма-излучения у жителей, являлось расстояние НП от места сброса радиоактивных отходов. Внутри НП максимальные мощности экспозиционной дозы наблюдались в пойме непосредственно у уреза воды.
    
    2.2.2. Согласно настоящей "Методике" определяется средняя накопленная эффективная доза внешнего гамма-излучения у всех возрастных когорт населения, проживавшего в НП бассейна реки Течи с января 1950 по январь 1960 года.
    
    2.2.3. Исходные данные:
    
    - результаты прямых измерений мощности экспозиционной дозы в воздухе в пойме реки Течи и на территории НП (дома, улицы, приусадебные участки), проведенных специалистами ЦЗЛ ПО Маяк в верховьях реки с 1951 года и бригадами ИБФ на всем протяжении реки с 1952 года;
    
    - для реконструкции гамма-полей на всем протяжении реки в 1950 и 1951 годах используются результаты измерений удельной активности речной воды и информация по суммарной активности, динамике и радионуклидному составу сбросов (данные ПО Маяк).
    
    2.2.4. Накопленная эффективная доза внешнего гамма-излучения у возрастной когорты года рождения жителей -го НП определяется как сумма годовых доз:
    

                                                 (2.1)

    
    Здесь и далее по тексту:
    
     - индекс населенного пункта по списку из таблицы 2.1;
    
   - год внешнего облучения (или поступления радионуклидов в организм) при проживании в бассейне р.Течи (=1950,...,1959);
    
     - год рождения рассматриваемой возрастной когорты (=1910,...,1959).
    
    Годовая эффективная доза у возрастной когорты года рождения жителей -го НП, обусловленная гамма-излучением в году , определяется соотношением:
    

, мЗв,               (2.2)

    
где - безразмерный коэффициент, характеризующий среднегодовое влияние снежного покрова на величину мощности дозы гамма-излучения, принятый равным 0,85;
    
     - коэффициент перехода от экспозиционной дозы к поглощенной дозе в воздухе, равный 8,75·10 мГр/мкР;
    
     - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы, принятый равным 0,7 мЗв/мГр;
    
     - количество часов в году;
    
     - доля времени, в течение которого лица возраста находятся в -той точке внутри НП или в его ареале, час/год (таблица 2.2);
    
     - мощность экспозиционной дозы на высоте 1 м, обусловленная гамма-излучением в календарном году в -той типовой точке -го НП в отсутствие снежного покрова, мкР/ч.
    
    

Таблица 2.2.

    
Значения режимных коэффициентов для различных возрастных   групп населения
и типовых мест пребывания ().

    
    
    2.2.5. При отсутствии данных инструментальных измерений мощностей дозы гамма-излучения на территории НП принимали следующее отношение мощности экспозиционной дозы к ее значению в пойме:
    

    2.2.6. При отсутствии данных измерений в пойме реки в 1951 году, мощности дозы получены из отношения средних концентраций радионуклидов в речной воде по измерениям 1951 и 1952 годов. Мощности дозы в пойме в 1950 году для всех населенных пунктов приняты равными величинам 1951 года из соображений равенства активностей сбросов в 1950 и 1951 гг.
    
    

    2.3. Доза внутреннего облучения

    
    2.3.1. Доза внутреннего облучения формировалась за счет поступления радионуклидов в организм с водой и пищевыми продуктами местного производства. Ведущими дозообразующими радионуклидами являются стронпий-90, стронций-89 и цезий-137.
    
    2.3.2. Согласно Методике, для каждой возрастной когорты населения, проживавшего в бассейне р.Теча в период с января 1950 по январь 1960 года, определяются ожидаемые к 70-летнему возрасту эффективные дозы от каждого года поступления радионуклидов в организм.
    
    2.3.3. Исходные данные:
    
    - результаты измерений выхода бета-излучения с поверхности зубов постоянных жителей бассейна р.Теча (данные УНПЦ РМ; более 29 тыс. измерений у 14 тыс. человек; период измерений - с 1959 года);
    
    - результаты измерений содержания Sr-90 в организме на счетчике излучения человека СИЧ-9.1 постоянных жителей бассейна р.Теча (данные УНПЦ РМ; более 24 тыс. измерений у 12 тыс. человек; период измерений - с 1974 года);
    
    - данные по составу пищевых рационов и по радионуклидному составу речной воды в период массированных сбросов радионуклидов в р.Течу (по Материалам отчетов ФИБ-4 и ИБФ).
    
    2.3.4. Средние годовые уровни поступления радионуклидов с водой и пищевым рационом в организм жителей реперного НП (с.Муслюмово) были восстановлены на основании измерений содержания стронция-90 в зубах и всем организме. Подробное описание метода реконструкции и восстановленные годовые уровни поступления с 1950 по 1978 год представлены в Пояснительной записке. Для практических расчетов дозы используется поступление за период с 1950 по 1960 год, составляющее более 99% суммарного поступления за весь период.
    
    2.3.5. Среднее годовое поступление радионуклида для возрастной когорты года рождения в календарном году в -м НП определяется по формуле:
    

, Бк,                                                         (2.3)

где - среднее годовое поступление радионуклида взрослым жителям реперного НП в -ом календарном году;

     - коэффициент пересчета поступления для -го НП по отношению к реперному НП (с.Муслюмово) - см. табл.2.1.;
    
     - коэффициент пересчета поступления возрастной когорте жителей реперного НП года рождения в календарном году по отношению к поступлению для взрослого населения.
    
    Значения и даны в таблицах 2.3 и 2.4.

Таблица 2.3.

    
Соотношение между поступлением Sr-90 с рационом и питьевой водой детям различного возраста
и взрослым

Таблица 2.4.

    
Дозовые коэффициенты (мГр/Бк, мЗв/Бк) для поступления Sr-89, Sr-90, Cs-137 в организм жителей
разного возраста пищевым путем
    

________________
    * Брак оригинала. - Примечание .
         
    
    2.3.6. Расчет накопленной эффективной дозы внутреннего облучения производится для трех основных дозообразующих радионуклидов: цезия-137, стронция-90 и стронция-89. На долю этих трех радионуклидов приходится более 95% эффективной дозы внутреннего облучения. Ввиду различия в метаболизме, вклады цезия и стронция в расчитываются по отдельности:
    

                                           (2.4)

    
    2.3.6. Цезий-137
    
    Накопленная эффективная доза от поступления Cs-137 рассчитывается по модели из Публикации 56 МКРЗ для возрастной когорты жителей -го НП за весь период как сумма ожидаемых доз от поступления каждого года, которое рассматривается как однократное:
    

                                       (2.5)

    
Здесь - эффективная доза у возрастной когорты жителей -гo НП за счет поступления Cs-137 в календарном году , которая рассчитывается по формуле:
    

, мЗв,                          (2.6)

    
где - годовое поступление Cs-137 возрастной когорте года рождения в календарном году в -ом НП (см. раздел 2.3.4. настоящей Методики);    

     - дозовый коэффициент (Зв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при единичном однократном поступлении Cs-137 в возрасте , согласно Публикации 56 МКРЗ - таблица 2.4.

         
    2.3.7. Стронций-89, 90.
    
    Для радионуклидов Sr-89, 90 при алиментарном поступлении 99% эффективной дозы приходится на 4 органа (ткани): красный костный мозг (КМ), поверхности кости (КП), верхний и нижний отделы толстого кишечника (ВТК и НТК). В настоящей Методике расчеты ограничены этими 4 органами.
    
    Накопленная средняя поглощенная доза в ткани у возрастной когорты жителей -го НП рассчитывается как сумма коммитментных поглощенных доз от каждого года поступления:
    

                                              (2.7)

    
Здесь - поглощенная доза в ткани для возрастной когорты жителей -го НП от поступления Sr в календарном году , которая рассчитывается по формуле:
    

, мГр,                          (2.8)

где - годовое поступление Sr-89,90 возрастной когорте в календарном году в -том НП (см. раздел 2.3.4. настоящей Методики);
    
     - дозовый коэффициент (мГр/Бк), равный ожидаемой поглощенной дозе в ткани при однократном поступлении 1 Бк Sr-89,90 в организм в возрасте . Значения приведены в таблице 2.4 для Sr-90 согласно Публикации 56 МКРЗ, а для Sr-89 - согласно возрастной модели метаболизма радионуклидов стронция, разработанной М.Дегтевой и В.Кожеуровым на основе исследований в бассейне р.Течи.
    
    Накопленная средняя эффективная доза от радионуклидов стронция у жителей возрастной когорты -го НП рассчитывается по формуле, аналогичной (2.7) и (2.8):
    

, мЗв,*                            (2.9)

    
где - дозовый коэффициент (мЗв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при поступлении 1 Бк Sr-89,90 в организм в возрасте . Значения приведены в таблице 2.4.
________________
    * Формула и экспликация соответствуют оригиналу. - Примечание
    
    

3. Требования к методике реконструкции накопленной дозы
у населения зоны радиационной аварии на производственном объединении "Маяк"
29 сентября 1957 года

    
    3.1. Исходные данные

    
    3.1.1. В результате аварийного взрыва емкости с радиоактивными отходами на ПО "Маяк" 29 сентября 1957 года часть территории Челябинской, Свердловской и Тюменской областей была подвергнута загрязнению смесью радионуклидов с составом, приведенным в таблице 3.1.
    
    

Таблица 3.1.

    
Радионуклидный состав аварийного выброса 1957 года.*

    
    
    3.1.2. В результате осаждения радиоактивного вещества на поверхность земли при прохождении облака выброса образовался Восточно-Уральский радиоактивный след (ВУРС) с общей площадью до 20 тыс. км в границах минимальной плотности радиоактивного загрязнения 0,1 Ku/км по и 1 тыс. км в границах 2 Ku/км по , при превышении которой осуществляли меры радиационной защиты населения.
    
    3.1.3. Облучение населения на территории ВУРС обусловлено несколькими путями, в зависимости от этапов аварии:
    
    I этап - (прохождение радиоактивного облака и образование ВУРС) - внешнее облучение от облака и внутреннее облучение от радионуклидов при вдыхании вещества из радиоактивного облака.
    
    II этап - (начальный период существования ВУРС до практически полного распада -излучающих нуклидов, около 5 лет после аварии) - внешнее облучение от загрязненной почвы и среды обитания, внутреннее облучение радионуклидами, поступающими в организм с пищевым рационом.
    
    III этап - (поздний, более пяти лет после аварии и до настоящего времени) - преимущественно внутреннее облучение от , поступающего в организм с пищевым рационом.
    
    3.1.4. На формирование дозы облучения населения повлияли меры радиационной защиты, осуществленные на территории с плотностью загрязнения свыше 2 Ku/км по . С этой территории было отселено 10700 жителей в течение 10-670 суток после аварии. Вследствие этого всe население на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа подразделяется на две основные группы:
    
    1 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм было прекращено в момент переселения;
    
    2 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм происходит в течение всей продолжительности существования Восточно-Уральского радиоактивного следа или продолжительности проживания человека на территории с плотностью загрязнения не свыше 2 Ku/км пo .
    
    

    3.2. Доза внешнего - и -излучения

    
    Дозы внешнего облучения человека оценивают для двух основных источников излучений:
    
     - радиоактивное облако выброса;
    
    - почва на территории, загрязненной радиоактивными нуклидами.
    
    Источники излучений, представляемые загрязненными интерьерами помещений, а также загрязненными участками поверхности тела и одежды, не учитываются, поскольку их вклад в суммарную дозу внешнего облучения не превышает 10%. Для рассматриваемой ситуации аэрогенного радиоактивного загрязнения местности восстанавливаются накопленные эффективная доза и поглощенная доза в коже .
    
    3.2.1. Облучение при прохождении радиоактивного облака.
    
    3.2.1.1. Эффективную дозу внешнего -излучения за время прохождения облака , пропорциональную начальной плотности загрязнения территории стронцием-90 , рассчитывают по формуле:
    

, м3в                                                    (3.1)

    
где - начальная плотность загрязнения территории -ым радионуклидом, Бк/м;  ;
    
     - начальная плотность загрязнения территории , Бк/м      

      - отношение начальной активности -го радионуклида и в выпадениях на ВУРС, отн.ед., - табл. 3.2.;
    
     - дозовый коэффициент для условий погружения тела человека в полубесконечное облако выброса -го радионуклида, (мкЗв·м)/(Бк·с), - табл. 3.2.;
         
     - средняя скорость осаждения радиоактивного вещества из облака на поверхность почвы, принятая равной 0,01 м/с для всех радионуклидов на всем пути прохождения облака.
    
    3.2.1.2. Поглощенную дозу внешнего гамма-излучения в коже за время прохождения облака , пропорциональную плотности загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле:
    

, мГр,                                         (3.2)

    
где - для кожи также приведены в табл.3.2.
    
    

Таблица 3.2.

    
Численные значения параметров формул (3.1)-(3.3)

    
    
    3.2.1.3. Дозы внешнего -облучения при прохождении облака рассчитывают только для единственно облучаемой при этом ткани - кожного покрова. При этом применяют формулу (3.2), подставляя в нее вместо , значения которых приведены в табл.3.2.
    
    3.2.1.4. Для оценки сочетанного внешнего -облучения кожи применяют уравнение (3.3):
    

, мЗв,                          (3.3)

    3.2.2. Облучение при нахождении на загрязненной местности
    
    3.2.2.1. Накопленная после радиоактивного загрязнения местности к году эффективная доза внешнего гамма-излучения у ее жителей определяется соотношением:
    

, мЗв,                    (3.4)

    
где: - коэффициент эффективного экранирования -излучения стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн.ед. - табл.3.3.

     - дозовый коэффициент для условий внешнего -облучения тела человека при нахождении его на поверхности почвы, содержащей -й радионуклид, (мкЗв·м)/(Бк·с), - табл.3.4;
    
     - начальная плотность загрязнения территории -ым радионуклидом, Бк/м; по отношению к выражается как - см. табл.3.2;
    
     - константа скорости радиоактивного распада -го радионуклида;
    
     - функция изменения мощности дозы -излучения с поверхности почвы в результате естественных процессов заглубления радиоактивного вещества в почве, отн.ед.
    
    3.2.2.2. Среднегодовой коэффициент эффективного экранирования складывается из факторов экранирования -излучения стенами зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени пребывания человека внутри и вне помещений:
    

, отн.ед.                            (3.5)

    
где - коэффициент экранирования -излучения внутри помещения, отн.ед.;
    
     - среднегодовая доля времени пребывания в помещении, отн.ед..
    
     - среднегодовой коэффициент снижения мощности дозы в воздухе снежным покровом, равный 0,85.
    
    Для реальных условий жизнедеятельности преимущественно сельского населения на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа меняется в пределах от 0,05 до 0,3, составляя в среднем около 0,1. Доля времени пребывания человека в помещении зависит от возраста и профессиональной занятости: от 0,4 - для лиц, непосредственно занятых на работе в поле, до 0,8 - для лиц с преимущественной профессиональной занятостью внутри помещений - табл.3.3.
    
    

Таблица 3.3

    
Значения среднегодового коэффициента эффективного экранирования
в зависимости от условий жизнедеятельности населения

Таблица 3.4

    
Дозовые коэффициенты для условий внешнего -облучения человека с поверхности загрязненной почвы

    
    
    3.2.2.3. Значения в зависимости от времени после аварии определяются как
    

, отн.ед.,                   (3.6)

где - в годах.
    
    Численные значения интеграла в формуле (3.4) для основных радионуклидов приведены в табл.П.1. Приложения.
    
    

     3.3. Доза внутреннего облучения

    
    3.3.1. Исходные данные.
    
    3.3.1.1. Согласно данным Методическим указаниям, для населения территории ВУРС восстанавливается расчетным методом накопленная эффективная доза внутреннего облучения вследствие вдыхания радионуклидов в период прохождения радиоактивного облака, а также длительного поступления радионуклидов в организм с пищей местного производства.
    
    3.3.1.2. Исходными данными для восстановления дозы от ингаляционного поступления радионуклидов являются средняя плотность начального загрязнения почвы в населенном пункте и его ареале радионуклидами, рассчитанная по плотности загрязнения почвы долгоживущим стронцием-90 с учетом изотопного состава выпадений.
    
     3.3.1.3. Исходными данными для восстановления дозы от алиментарного поступления радионуклидов являются функции годового поступления основных радионуклидов с типовым рационом питания, полученные в результате длительного исследования содержания радионуклидов в основных пищевых продуктах, а также изучения рациона питания местного населения. Годовое поступление основных радионуклидов с пищей нормировано на среднюю плотность загрязнения территории НП долгоживущим стронцием-90.
    
    3.3.2. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом.
    
    3.3.2.1. Для условий Восточно-Уральского радиоактивного следа учет дозы у населения, определяемой ингаляционным путем поступления, целесообразен только для периода прохождения радиоактивного облака. Ингаляционное поступление в последующий период, как показали измерения содержания радионуклидов в атмосферном воздухе под действием вторичного ветрового подъема, явилось незначительным по сравнению с поступлением с пищей.
    
    3.3.2.2. Для оценки накопленной эффективной дозы следует применять уравнение:
    

, мЗв,                                 (3.7)

    
где - эффективная доза, накопленная вследствие ингаляционного поступления радионуклидов за время прохождения облака выброса, мЗв;
    
     - интенсивность дыхания людей в зависимости от возраста, м/с, - табл.3.5;
    
     - средняя скорость осаждения, равная 0,01 м/с;
    
     - дозовый коэффициент, мЗв/Бк, для ингаляционного поступления -того радионуклида - табл.П2 Приложения:
    
     - начальная плотность загрязнения территории -ым радионуклидом, Бк/м - см. пояснение к уравнению (3.1).
    
    

Таблица 3.5

    
Интенсивность дыхания у людей разного возраста

    
    
    3.3.3. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с пищей
    
    3.3.3.1. Продолжительность начального поступления всей смеси радионуклидов, а затем только и в организм разных групп населения с пищей различна. У отселенных жителей это поступление было прекращено после отселения, у остального населения поступление и продолжается до настоящего времени.
    
    3.3.3.2. Для расчета средних накопленных поглощенной в органе дозы и эффективной дозы используют уравнения (3.8) и (3.9), учитывающие среднее поступление радионуклидов в организм когорты жителей года рождения в течение времени от момента аварии в 1957 г. до года :
    

, мГр,           (3.8)

    
, мЗв,           (3.9)

    
где и - дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой поглощенной в органе или эффективной дозы от разового пищевого поступления радионуклида в возрасте (), мГр/Бк или мЗв/Бк, соответственно. Численные значения дозовых коэффициентов для Sr-90 и Cs-137 приведены в табл.2.4, а для других радионуклидов - в табл.П3 Приложения;
    
     - среднее годовое поступление -го радионуклида с пищей в -том году группе жителей -го года рождения, нормированное на плотность загрязнения почвы стронцием-90, (Бк·м)/Бк.
    
     3.3.3.3. Значения ежегодного поступления радионуклидов , используемые в уравнениях (3.8) и (3.9), основаны на экспериментальных данных, полученных в результате систематических исследований пищевых рационов сельского населения региона ВУРС. В зависимости от продолжительности проживания жителей до их отселения объем потребления пищи и поступление радионуклидов с пищей на протяжении периода до окончания отселения изменялись. Годовое поступление у этой группы, отнесенное к плотности загрязнения территории , на протяжении первых двух лет было меньшим, чем у неотселенных жителей. Ежегодное годовое поступление и других радионуклидов с пищей для групп отселенных и неотселенных жителей разного возраста представлено в табл.П.4 Приложения.
    
    

4. Требования к методике реконструкции дозы облучения жителей Челябинской области инкорпорированными трансурановыми радионуклидами

    4.1. Исходные данные

    
    4.1.1. Методика применима для расчета средней накопленной эффективной и поглощенной дозы от трансурановых радионуклидов при ингаляционном поступлении их в организм групп жителей населенных пунктов Челябинской области в зависимости от времени проживания в этих НП. Для расчета используется полученная авторами упрощенная формула зависимости темпа формирования дозы внутреннего облучения у жителей Челябинской области с 1949 г. по 1994 г.
    
    4.1.2. В данной методике оценка средней накопленной дозы основывается на результатах посмертных исследований содержания трансурановых элементов в организме у лиц, проживавших в различных населенных пунктах области. В качестве исходной информации для реконструкции дозы используются сведения о времени и месте (населенном пункте) проживания группы лиц. Необходимые для проведения расчетов научные данные представлены в виде таблиц. Методика применяется также для населенных пунктов, в которых не проводились посмертные исследования, но уровни содержания определены путем интерполяции результатов.
    
    

    4.2. Методика расчета дозы от ингаляции трансурановых радионуклидов

    
    4.2.1. Дозы рассчитываются по формулам:
    
    поглощенная доза в органе и ткани за период от года до 1994 г.:
    

, мГр,                          (4.1)

    
    а эффективная доза за тот же период:
    

, мЗв,                          (4.2)

    
где - годовая поглощенная доза -излучения в ткани , обусловленная равновесным содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мГр/Бк·год, - табл.4.1.;
    
     - годовая эффективная доза, обусловленная содержанием в организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мЗв/Бк·год, - табл.4.1.;
    
     - годовой прирост содержания плутония в организме в -й год проживания в г.Челябинск-65, восстановленный по данным посмертных исследований, Бк, - табл.4.2.;
    
     - множитель, учитывающий облучение америцием-241, отн.ед.;
    
     - отношение равновесного содержания плутония у жителей -го населенного пункта к содержанию у жителей г.Челябинска-65 при совпадающих сроках проживания - табл.4.2. ;
    
     - год начала проживания в данном населенном пункте;
    
     - год окончания проживания в данном населенном пункте.
    
    

Таблица 4.1.

    
Коэффициенты мощности дозы -излучения для формул (4.1) и (4.2)

    
    
Таблица 4.2.

    
Средний годовой прирост содержания плутония в организме , Бк, в различные годы проживания в городе,

    4.3. Пример расчета поглощенной и эффективной дозы

    
    4.3.1. Необходимая входная информация:
    
    - год начала проживания индивидуума в поселке Новогорный:
    

=1949 г;

    
    - год окончания проживания в поселке Новогорный:
    

=1994 г.

    
    4.3.2. Вычисления поглощенной и эффективной дозы:
    
    а) Рассчитываем величину . Значения берутся из табл.4.2:
    

    
    б) Согласно входным данным о пункте проживания в табл.П.5. Приложения выбираем для поселка Новогорный значения =0,3;
    
    в) Пользуясь данными табл.4.1. находим, например, для легкого:
    

мГр/Бк·год.

    
    По формуле (4.1) вычисляем поглощенную дозу в легких:
    

мГр.

    
    Аналогичные вычисления проводим для остальных органов и тканей, приведенных в табл.4.1;
    
    г) Используя численное значение , которое приведено в табл.4.1, по формуле (4.2) вычисляем эффективную дозу:
    

мЗв.

    
5. Требования к определению накопленной эффективной дозы

    5.1. Накопленная эффективная доза у жителей бассейна р.Течи

    
    5.1.1. Накопленная эффективная доза внешнего и внутреннего облучения возрастной когорты года рождения жителей -го НП бассейна р.Течи, обусловленная -, -излучением радионуклидов, вычисляется по формуле:
    

, мЗв,                              (5.1)

    
где - определяется по формуле (2.1);
    
     - определяется по формуле (2.5);
    
     - определяется по формуле (2.9).
    
    5.1.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная -излучением ингалированных трансурановых радионуклидов Рu-238, -239, -240 и Аm-241, вычисляется по формуле (4.2) и суммируется с результатом вычисления по формуле (5.1).
    
    

    5.2. Накопленная эффективная доза у жителей зоны аварии ПО "Маяк"
29 сентября 1957 года

    
    5.2.1. Накопленная эффективная доза внешнего и внутреннего облучения возрастной когорты года рождения жителей -го НП на территории ВУРС, обусловленная -, -излучением радионуклидов, складывается из дозы, полученной в период прохождения радиоактивного облака, и дозы, полученной за период проживания на загрязненной местности:
    

, мЗв,                       (5.2)

    
где , , и вычисляются по формулам (3.1), (3.4), (3.7) и (3.9), соответственно.
    
    5.2.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей, обусловленная -излучением ингалированных трансурановых радионуклидов, определяется по формуле (4.2) и суммируется с результатами вычисления по формуле (5.2)
    
    

Приложение.


Таблица П.1

Численные значения интеграла (сек) в формуле (3.4) Методики

Таблица П.2.

    
Дозовые коэффициенты , мЗв/Бк, для ингаляционного поступления радионуклидов
в организм жителей разного возраста.

    
    
Таблица П.3  

    
Дозовые коэффициенты  , мЗв/Бк, для поступления радионуклидов
в организм жителей разного возраста пищевым путем.

    
    
Таблица П.4.

    
Годовое поступление радионуклидов в организм жителей с пищей после аварии на ПО "Маяк"
в 1957 г., нормированное на плотность загрязнения территории , 10(Бк·м)/Бк.

    
    
Продолжение таблицы П.4

    
Продолжение таблицы П.4