Утверждаю
Первый заместитель Председателя
Государственного комитета
санитарно-эпидемиологического надзора,
Заместитель Главного
государственного санитарного
врача Российской Федерации
С.В.СЕМЕНОВ
28 марта 1995 года
Дата введения -
с момента утверждения
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
РЕКОНСТРУКЦИЯ НАКОПЛЕННОЙ ДОЗЫ У ЖИТЕЛЕЙ БАССЕЙНА Р. ТЕЧА
И ЗОНЫ АВАРИИ В 1957 Г. НА ПРОИЗВОДСТВЕННОМ
ОБЪЕДИНЕНИИ "МАЯК"
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
МУ 2.6.1.024-95
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 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
t
и тканях D 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
t
период радиационного воздействия средняя поглощенная доза D в
органе и ткани t группы жителей населенного пункта как сумма дозы
t
внешнего бета- и гамма-излучения D и дозы внутреннего облучения
ext
t
D :
int
t t t
D = D + D (1.1)
ext int
Доза внешнего излучения складывается из средней дозы бета-
t t
излучения D и гамма-излучения D в органе или ткани t:
бета гамма
t t t
D = D + D (1.2)
ext бета гамма
Доза внутреннего облучения рассматривается как коммитментная
доза, обусловленная поступлением в течение рассматриваемого
t t
периода радионуклидов с вдыхаемым воздухом D и с пищей D :
inh ing
t t t
D = D + D (1.3)
int inh ing
1.5. Накопленная средняя эффективная доза Е у группы жителей
населенного пункта определяется аналогично уравнениям (1.1) -
(1.3) как сумма эффективной дозы внешнего E и внутреннего
ext
E облучения, причем доза внешнего излучения складывается из
int
дозы бета- (E ) и гамма- (E ) излучения, и доза внутреннего
бета гамма
облучения - из ингаляционной E и пищевой E компонент.
inh ing
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 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 МЗ 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:
---------------------------------T------T-----------T------------¬
¦ Величина ¦Символ¦Единицы СИ ¦Внесистемные¦
¦ ¦ ¦ ¦ единицы ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Доза в органе, ткани ¦D ¦мГр ¦рад ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Эффективная доза ¦E ¦мЗв ¦бэр ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦ ¦. ¦ ¦ ¦
¦Мощность дозы в органе, ткани ¦D ¦мкГр/час, ¦мрад/час, ¦
¦ ¦ ¦мкГр/сут. ¦мрад/сут. ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦ ¦. ¦ ¦ ¦
¦Мощность эффективной дозы ¦E ¦мЗв/сут., ¦мбэр/сут., ¦
¦ ¦ ¦мЗв/мес. ¦мбэр/мес. ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Поверхностная активность ¦сигма ¦Бк/кв. м ¦Ки/кв. км ¦
¦радионуклида в почве ¦ ¦ ¦мкКи/кв. м ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Мощность эффективной дозы, ¦e ¦нЗв х кв. м¦мбэр х кв. м¦
¦нормированная на поверхностную ¦ ¦-----------¦------------¦
¦активность нуклида ¦ ¦ Бк х сут ¦ мкКи х сут.¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Мощность экспозиционной дозы ¦P ¦- ¦мР/ч ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Удельная активность радионуклида¦S ¦Бк/кг ¦нКи/кг ¦
+--------------------------------+------+-----------+------------+
¦Концентрация радионуклида ¦C ¦Бк/куб. м, ¦нКи/куб. м, ¦
¦ ¦ ¦Бк/л ¦нКи/л ¦
L--------------------------------+------+-----------+-------------
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
----T-----------------------T-----------T----------T-------------¬
¦ i ¦ Населенный пункт ¦Расстояние ¦ F <*> ¦ Примечания ¦
¦ ¦ ¦ от точки ¦ i ¦ ¦
¦ ¦ ¦сбросов, км¦ ¦ ¦
+---+-----------------------+-----------+----------+-------------+
¦1 ¦Метлино ¦7 ¦0,76 ¦переселен ¦
¦2 ¦Теча-Брод ¦18 ¦0,26 ¦переселен ¦
¦3 ¦Асаново и Назарово ¦33 ¦0,76 ¦переселен ¦
¦4 ¦М. Таскино ¦41 ¦0,73 ¦переселен ¦
¦5 ¦Герасимовка ¦43 ¦0,8 ¦переселен ¦
¦6 ¦Геологоразведка ¦45 ¦0,5 ¦переселен ¦
¦7 ¦Надыров Мост ¦48 ¦0,59 ¦переселен ¦
¦8 ¦Надырово ¦50 ¦1,04 ¦переселен ¦
¦9 ¦Ибрагимово ¦54 ¦1,04 ¦переселен ¦
¦10 ¦Исаево ¦60 ¦0,73 ¦переселен ¦
¦11 ¦Подсобное Хозяйство ¦65 ¦0,95 ¦переселен ¦
¦12 ¦Муслюмово ¦78 ¦1 ¦ ¦
¦13 ¦Курманово ¦88 ¦0,62 ¦переселен ¦
¦14 ¦Карпино ¦96 ¦0,82 ¦переселен ¦
¦15 ¦Заманиха ¦100 ¦0,6 ¦переселен ¦
¦16 ¦Ветродуйка ¦105 ¦0,76 ¦переселен ¦
¦17 ¦Бродоколмак ¦109 ¦0,21 ¦ ¦
¦18 ¦Осолодка ¦125 ¦0,6 ¦переселен ¦
¦19 ¦Паново ¦128 ¦0,66 ¦переселен ¦
¦20 ¦Черепаново ¦137 ¦0,42 ¦переселен ¦
¦21 ¦Русская Теча ¦138 ¦0,38 ¦ ¦
¦22 ¦Бакланово ¦141 ¦0,11 ¦переселен ¦
¦23 ¦Н. Петропавловка ¦148 ¦0,49 ¦ ¦
¦24 ¦2-Белоярка ¦155 ¦0,54 ¦переселен ¦
¦25 ¦Лобаново ¦163 ¦0,38 ¦ ¦
¦26 ¦Анчугово ¦170 ¦0,45 ¦ ¦
¦27 ¦В. Теча ¦176 ¦0,50 ¦ ¦
¦28 ¦Скилягино ¦180 ¦0,71 ¦ ¦
¦29 ¦Бугаево ¦186 ¦0,43 ¦ ¦
¦30 ¦Дубасово ¦200 ¦0,26 ¦ ¦
¦31 ¦Биссерово ¦202 ¦0,45 ¦ ¦
¦32 ¦Шутиха ¦203 ¦0,12 ¦ ¦
¦33 ¦Прогресс ¦207 ¦0,28 ¦переселен ¦
¦34 ¦Першино ¦212 ¦0,24 ¦ ¦
¦35 ¦Ганино и Марково ¦215 ¦0,11 ¦переселен ¦
¦36 ¦Ключи ¦223 ¦0,11 ¦ ¦
¦37 ¦Затеча ¦237 ¦0,29 ¦ ¦
L---+-----------------------+-----------+----------+--------------
----------------------------
<*> Значения F получены непосредственно из данных измерений
i
Sr-90 в организме и зубах жителей НП по реке Теча и могут
уточняться по мере накопления данных измерений.
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 Т жителей i-го НП определяется
как сумма годовых доз:
i i
E (Т) = SUM E (Т, J) (2.1)
ext J ext
Здесь и далее по тексту:
i - индекс населенного пункта по списку из таблицы 2.1;
J - год внешнего облучения (или поступления радионуклидов в
организм) при проживании в бассейне р. Течи (J = 1950, ..., 1959);
Т - год рождения рассматриваемой возрастной когорты (Т = 1910,
..., 1959).
i
Годовая эффективная доза E (Т, J) у возрастной когорты года
ext
рождения Т жителей i-го НП, обусловленная гамма-излучением в году
J, определяется соотношением:
i E i
E (Т, J) = f x C x K x 8760 x SUM F (J - Т) x P (J), мЗв, (2.2)
ext C j j гамма j
где:
K - безразмерный коэффициент, характеризующий среднегодовое
C
влияние снежного покрова на величину мощности дозы гамма-
излучения, принятый равным 0,85;
f - коэффициент перехода от экспозиционной дозы к поглощенной
-6
дозе в воздухе, равный 8,75 x 10 мГр/мкР;
E
C - коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к
величине эффективной дозы, принятый равным 0,7 мЗв/мГр;
8760 - количество часов в году;
F (J - Т) - доля времени, в течение которого лица возраста
j
(J - Т) находятся в j-той точке внутри НП или в его ареале,
час./год (таблица 2.2);
i
P (J) - мощность экспозиционной дозы на высоте 1 м,
гамма j
обусловленная гамма-излучением в календарном году J в j-той
типовой точке i-го НП в отсутствие снежного покрова, мкР/ч.
Таблица 2.2
ЗНАЧЕНИЯ РЕЖИМНЫХ КОЭФФИЦИЕНТОВ F (J - Т)
j
ДЛЯ РАЗЛИЧНЫХ ВОЗРАСТНЫХ (J - Т) ГРУПП НАСЕЛЕНИЯ
И ТИПОВЫХ МЕСТ ПРЕБЫВАНИЯ (j)
-----------------------T-----T------------T---------T------------¬
¦ Возрастная группа ¦Пойма¦Приусадебные¦Помещения¦ Вне ¦
¦ населения ¦ ¦уч. и улицы ¦ ¦загрязненных¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ территорий ¦
+----------------------+-----+------------+---------+------------+
¦Дети (0 - 6 лет) и ¦0,04 ¦0,25 ¦0,71 ¦- ¦
¦пенсионеры (> 60 лет) ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦Дети и подростки ¦0,08 ¦0,21 ¦0,63 ¦0,08 ¦
¦(7 - 15 лет) ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦Взрослые (16 - 59 лет)¦0,04 ¦0,13 ¦0,46 ¦0,38 ¦
L----------------------+-----+------------+---------+-------------
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:
1 : 0,05 : 0,025
(урез воды):(приусадебные участки):(помещения)
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 стронций-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 I радионуклида r для
возрастной когорты года рождения Т в календарном году J в i-м НП
определяется по формуле:
r r
I (Т, J) = альфа (Т, J) x F x I (J), Бк, (2.3)
i i 0
где:
r
I (J) - среднее годовое поступление радионуклида r взрослым
0
жителям реперного НП в J-ом календарном году;
F - коэффициент пересчета поступления для i-го НП по
i
отношению к реперному НП (с. Муслюмово) - см. табл. 2.1;
альфа (Т, J) - коэффициент пересчета поступления возрастной
когорте жителей реперного НП года рождения Т в календарном году J
по отношению к поступлению для взрослого населения.
Значения альфа (Т, J) и F даны в таблицах 2.3 и 2.4.
i
Таблица 2.3
СООТНОШЕНИЕ МЕЖДУ ПОСТУПЛЕНИЕМ SR-90 С РАЦИОНОМ И ПИТЬЕВОЙ
ВОДОЙ ДЕТЯМ РАЗЛИЧНОГО ВОЗРАСТА И ВЗРОСЛЫМ альфа (Т, J)
----------T--------T--------T--------T--------T--------T---------¬
¦ Возраст ¦ 1950 ¦ 1951 ¦ 1952 ¦ 1953 ¦ 1954 ¦ >= 1955 ¦
+---------+--------+--------+--------+--------+--------+---------+
¦0 - 1 ¦0,11 ¦0,128 ¦0,146 ¦0,164 ¦0,182 ¦0,20 ¦
¦1 - 2 ¦0,24 ¦0,332 ¦0,424 ¦0,516 ¦0,608 ¦0,70 ¦
¦2 - 3 ¦0,36 ¦0,47 ¦0,584 ¦0,696 ¦0,808 ¦0,92 ¦
¦3 - 4 ¦0,47 ¦0,57 ¦0,670 ¦0,770 ¦0,870 ¦0,97 ¦
¦4 - 5 ¦0,57 ¦0,652 ¦0,734 ¦0,826 ¦0,898 ¦0,98 ¦
¦5 - 6 ¦0,66 ¦0,726 ¦0,792 ¦0,858 ¦0,924 ¦0,99 ¦
¦6 - 7 ¦0,75 ¦0,80 ¦0,850 ¦0,90 ¦0,950 ¦1,0 ¦
¦7 - 8 ¦0,83 ¦0,864 ¦0,898 ¦0,932 ¦0,966 ¦1,0 ¦
¦8 - 9 ¦0,91 ¦0,928 ¦0,948 ¦0,964 ¦0,982 ¦1,0 ¦
¦9 - 10 ¦0,97 ¦0,976 ¦0,982 ¦0,988 ¦0,9994 ¦1,0 ¦
¦> 10 ¦1,0 ¦1,0 ¦1,0 ¦1,0 ¦1,0 ¦1,0 ¦
L---------+--------+--------+--------+--------+--------+----------
Таблица 2.4
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ (мГр/Бк, мЗв/Бк) ДЛЯ ПОСТУПЛЕНИЯ
Sr-89, Sr-90, Cs-137 В ОРГАНИЗМ ЖИТЕЛЕЙ
РАЗНОГО ВОЗРАСТА ПИЩЕВЫМ ПУТЕМ
--------T------------------------T------------------------T------------¬
¦Возраст¦ Стронций-89 ¦ Стронций-90 ¦ Cs-137 ¦
¦ лет +---------------T--------+---------------T--------+ -<...>¦
¦ ¦ -5 ¦ -5¦ -5 ¦ -5¦ek, 10 ¦
¦ ¦dk, 10 мГр/Бк¦ek, 10 ¦dk, 10 мГр/Бк¦ek, 10 ¦ мЗв/Бк ¦
¦ +---T---T---T---+ мЗв/Бк +---T---T---T---+ мЗв/Бк ¦ ¦
¦ ¦ККМ¦КП ¦ВТК¦НТК¦ ¦ККМ¦КП ¦ВТК¦НТК¦ ¦ ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦< 1 ¦6 ¦12 ¦2 ¦6 ¦1,6 ¦71 ¦100¦3,7¦13 ¦13 ¦2,0 ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦1 - 2 ¦2 ¦5 ¦3,5¦10 ¦1,2 ¦45 ¦74 ¦3,3¦11 ¦9,1 ¦1,1 ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦2 - 7 ¦1,2¦2,5¦2,5¦8 ¦0,9 ¦17 ¦39 ¦1,9¦7 ¦4,1 ¦0,9 ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦7 - 12 ¦0,8¦1,7¦1,5¦5 ¦0,6 ¦18 ¦55 ¦1,1¦4 ¦4,3 ¦1,0 ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦12 - 17¦0,8¦1,2¦1,0¦3 ¦0,4 ¦24 ¦12 ¦0,6¦2,1¦6,7 ¦1,4 ¦
+-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+------------+
¦> 17 ¦0,5¦0,6¦0,9¦2,6¦0,3 ¦18 ¦38 ¦0,5¦1,9¦3,5 ¦1,3 ¦
L-------+---+---+---+---+--------+---+---+---+---+--------+-------------
2.3.6. Расчет накопленной эффективной дозы внутреннего
облучения E производится для трех основных дозообразующих
int
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 E рассчитываются по отдельности:
int
E = E + E (2.4)
int Cs Sr
2.3.6. Цезий-137
Накопленная эффективная доза от поступления Cs-137
рассчитывается по модели из Публикации 56 МКРЗ для возрастной
когорты Т жителей i-го НП за весь период как сумма ожидаемых доз
от поступления каждого года, которое рассматривается как
однократное:
i
E (Т) = SUM E (Т, J) (2.5)
Cs J Cs,i
Здесь E (Т, J) - эффективная доза у возрастной когорты Т
Cs,i
жителей i-го НП за счет поступления Cs-137 в календарном году J,
которая рассчитывается по формуле:
137 137
E (Т, J) = ek (J - Т) x I (Т, J), мЗв, (2.6)
Cs,i i
где:
137
I (Т, J) - годовое поступление Cs-137 возрастной когорте
i
года рождения Т в календарном году J в i-ом НП (см.
раздел 2.3.4 настоящей Методики);
137
ek (J - Т) - дозовый коэффициент (Зв/Бк), равный ожидаемой
эффективной дозе при единичном однократном поступлении Cs-137 в
возрасте (J - Т), 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
t
D (Т) ограничены этими 4 органами.
Sr,j
Накопленная средняя поглощенная доза в ткани t у возрастной
когорты Т жителей i-го НП рассчитывается как сумма коммитментных
поглощенных доз от каждого года поступления:
t t
D (Т) = SUM D (Т, J) (2.7)
Sr,i Sr,i
t
Здесь D (Т, J) - поглощенная доза в ткани t для возрастной
Sr,i
когорты Т жителей i-го НП от поступления Sr в календарном году J,
которая рассчитывается по формуле:
t t 89,90
D (Т, J) = dk (J - Т) x I (Т, J), мГр, (2.8)
Sr,i 89,90 i
где:
89,90
I (Т, J) - годовое поступление Sr-89, 90 возрастной
i
когорте Т в календарном году J в i-том НП (см. раздел 2.3.4
настоящей Методики);
t
dk (J - Т) - дозовый коэффициент (мГр/Бк), равный
89,90
ожидаемой поглощенной дозе в ткани t при однократном поступлении
1 Бк Sr-89, 90 в организм в возрасте (J - Т). Значения
t
dk (J - Т) приведены в таблице 2.4 для Sr-90 согласно
89,90
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 Т i-го НП рассчитывается по формуле,
аналогичной (2.7) и (2.8):
i 89,90
E (Т) = SUM ek (J - Т) x I (Т, J), мЗв, (2.9)
Sr J 89,90 i
где:
t
ek (J - Т) - дозовый коэффициент (мЗв/Бк), равный
89,90
ожидаемой эффективной дозе при поступлении 1 Бк Sr-89, 90 в
t
организм в возрасте J - Т. Значения ek (J - Т) приведены в
89,90
таблице 2.4.
3. Требования к методике реконструкции накопленной дозы
у населения зоны радиационной аварии на производственном
объединении "Маяк" 29 сентября 1957 г.
3.1. Исходные данные
3.1.1. В результате аварийного взрыва емкости с радиоактивными
отходами на ПО "Маяк" 29 сентября 1957 г. 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 Г. <*>
--------------------------------
89 147 155
<*> В следовых количествах присутствовали Sr, Pr, Eu,
плутоний.
---------------------------------T-------------------------------¬
¦ Радионуклиды ¦ % суммарной активности ¦
+--------------------------------+-------------------------------+
¦90 90 ¦ ¦
¦ Sr + Y ¦5,4 ¦
¦95 95 ¦ ¦
¦ Zr + Nb ¦24,9 ¦
¦106 106 ¦ ¦
¦ Ru + Rh ¦3,7 ¦
¦137 137m ¦ ¦
¦ Cs + Ba ¦0,036 ¦
¦144 144 ¦ ¦
¦ Ce + Pr ¦66 ¦
L--------------------------------+--------------------------------
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. кв. км в границах минимальной плотности радиоактивного
90
загрязнения 0,1 Ku/кв. км по Sr и 1 тыс. кв. км в границах
90
2 Ku/кв. км по Sr, 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 гамма-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
90
Sr, поступающего в организм с пищевым рационом.
3.1.4. На формирование дозы облучения населения повлияли меры
радиационной защиты, осуществленные на территории с плотностью
90
загрязнения свыше 2 Ku/кв. км по Sr. С этой территории было
отселено 10700 жителей в течение 10 - 670 суток после аварии.
Вследствие этого все 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
90
выше 2 Ku/кв. км по Sr.
3.2. Доза внешнего бета- и гамма-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
k
накопленные эффективная доза E и поглощенная доза в коже D .
ext ext
3.2.1. Облучение при прохождении радиоактивного облака.
3.2.1.1. Эффективную дозу внешнего гамма-излучения за время
0
прохождения облака E , пропорциональную начальной плотности
гамма
загрязнения территории стронцием-90 сигма , рассчитывают по
90
формуле:
-3
0 10
E = ---- x SUM сигма x k , мЗв, (3.1)
гамма _ r r0 гамма r
V
g
где:
сигма - начальная плотность загрязнения территории r-ым
r0
радионуклидом, Бк/кв. м; сигма = R x сигма ;
r0 r 90
90
сигма - начальная плотность загрязнения территории Sr,
90
Бк/кв. м; 90
R - отношение начальной активности r-го радионуклида и Sr в
r
выпадениях на ВУРС, отн. ед., - табл. 3.2;
k - дозовый коэффициент для условий погружения тела
гамма r
человека в полубесконечное облако выброса r-го радионуклида,
(мкЗв х куб. м)/(Бк х с), - табл. 3.2;
_
V - средняя скорость осаждения радиоактивного вещества из
g
облака на поверхность почвы, принятая равной 0,01 м/с для всех
радионуклидов на всем пути прохождения облака.
Таблица 3.2
ЧИСЛЕННЫЕ ЗНАЧЕНИЯ ПАРАМЕТРОВ ФОРМУЛ (3.1) - (3.3)
--------------T--------T---------------------------------T----------------¬
¦ Радионуклид ¦ Rr, ¦ 8 ¦ K 8 ¦
¦ ¦отн. ед.¦ k x 10 , ¦ k x 10 ¦
¦ ¦ ¦ гамма r ¦ бета r ¦
¦ ¦ +----------------T----------------+ доза в коже, ¦
¦ ¦ ¦ доза в коже, ¦ эффект. доза, ¦(мкГр x куб. м)/¦
¦ ¦ ¦(мкГр х куб. м)/¦(мкЗв х куб. м)/¦ (Бк х с) ¦
¦ ¦ ¦ (Бк х с) ¦ (Бк х с) ¦ ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦90 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Sr ¦1,0 ¦- ¦- ¦0,9 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦90 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Y ¦1,0 ¦- ¦- ¦6,5 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦95 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Zr ¦4,6 ¦4,3 ¦3,5 ¦0,4 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦95 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Nb ¦4,6 ¦4,6 ¦3,5 ¦0,1 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦106 106 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Ru + Rh¦1,4 ¦0,6 ¦0,5 ¦9,7 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦137 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Cs ¦0,07 ¦3,5 ¦2,7 ¦1,1 ¦
+-------------+--------+----------------+----------------+----------------+
¦144 144 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ Ce + Pr¦24,4 ¦0,15 ¦0,12 ¦4,8 ¦
L-------------+--------+----------------+----------------+-----------------
3.2.1.2. Поглощенную дозу внешнего гамма-излучения в коже за
K0
время прохождения облака D , пропорциональную плотности
гамма
загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле:
-3
K0 10 K
D = ---- x SUM сигма x k , мГр, (3.2)
гамма _ r r0 гамма r
V
g
K
где k для кожи также приведены в табл. 3.2.
гамма r
3.2.1.3. Дозы внешнего бета-облучения при прохождении облака
рассчитывают только для единственно облучаемой при этом ткани -
кожного покрова. При этом применяют формулу (3.2), подставляя в
K K
нее k вместо k , значения которых приведены в
бета r гамма r
табл. 3.2.
3.2.1.4. Для оценки сочетанного внешнего бета + гамма-
облучения кожи применяют уравнение (3.3):
-3
Ku 10 K K
D = ---- x SUM сигма x (k + k ), мЗв. (3.3)
бета+гамма _ r r0 бета r гамма r
V
g
3.2.2. Облучение при нахождении на загрязненной местности
3.2.2.1. Накопленная после радиоактивного загрязнения
местности к году J эффективная доза внешнего гамма-излучения
Е у ее жителей определяется соотношением:
гамма
П J
E (J) = K x SUM k x сигма x интеграл B (тау) x
гамма ЭЭ r гамма r r0 1957
тау
-лямбда
r
x e x d тау, мЗв, (3.4)
где:
K - коэффициент эффективного экранирования гамма-излучения
ЭЭ
стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн. ед. -
табл. 3.3.
П
k - дозовый коэффициент для условий внешнего гамма-
гамма r
облучения тела человека при нахождении его на поверхности почвы,
содержащей r-ый радионуклид, (мкЗв x кв. м)/(Бк x с), - табл. 3.4;
сигма - начальная плотность загрязнения территории r-ым
r0
90
радионуклидом, Бк/кв. м; по отношению к Sr выражается как
сигма = R x сигма - см. табл. 3.2;
r0 r 90
лямбда - константа скорости радиоактивного распада r-го
r
радионуклида;
B (t) - функция изменения мощности дозы гамма-излучения с
поверхности почвы в результате естественных процессов заглубления
радиоактивного вещества в почве, отн. ед.
Таблица 3.3
ЗНАЧЕНИЯ СРЕДНЕГОДОВОГО КОЭФФИЦИЕНТА
ЭФФЕКТИВНОГО ЭКРАНИРОВАНИЯ K В ЗАВИСИМОСТИ
ЭЭ
ОТ УСЛОВИЙ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ НАСЕЛЕНИЯ
---------------------------------T----------T----------T---------¬
¦ Параметр ¦Наихудшие ¦Наилучшие ¦ Средние ¦
¦ ¦ условия ¦ условия ¦ условия ¦
+--------------------------------+----------+----------+---------+
¦Коэффициент экранирования K ¦0,3 ¦0,05 ¦0,1 ¦
¦ Э ¦ ¦ ¦ ¦
¦Доля времени пребывания в ¦0,4 ¦0,8 ¦0,7 ¦
¦помещениях Т ¦ ¦ ¦ ¦
¦ П ¦ ¦ ¦ ¦
¦Коэффициент эффективного ¦0,6 ¦0,2 ¦0,3 ¦
¦экранирования K ¦ ¦ ¦ ¦
¦ ЭЭ ¦ ¦ ¦ ¦
L--------------------------------+----------+----------+----------
Таблица 3.4
П
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ k ДЛЯ УСЛОВИЙ
гамма r
ВНЕШНЕГО ГАММА-ОБЛУЧЕННЯ ЧЕЛОВЕКА
С ПОВЕРХНОСТИ ЗАГРЯЗНЕННОЙ ПОЧВЫ
------------------------T----------------------------------------¬
¦ Радионуклид ¦ П 10 ¦
¦ ¦k х 10 , (мкЗв х кв. м)/(Бк х с)¦
¦ ¦ гамма r ¦
+-----------------------+----------------------------------------+
¦95 ¦6,8 ¦
¦ Zr ¦ ¦
¦95 ¦7,0 ¦
¦ Nb ¦ ¦
¦106 106 ¦1,0 ¦
¦ Ru + Rh ¦ ¦
¦137 ¦5,4 ¦
¦ Cs ¦ ¦
¦144 144 ¦0,2 ¦
¦ Ce + Pr ¦ ¦
L-----------------------+-----------------------------------------
3.2.2.2. Среднегодовой коэффициент эффективного экранирования
K складывается из факторов экранирования гамма-излучения стенами
ЭЭ
зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени
пребывания человека внутри и вне помещений:
K =(K x Т + (1 - Т )) - K , отн. ед., (3.5)
ЭЭ Э П П С
где:
K - коэффициент экранирования гамма-излучения внутри
Э
помещения, отн. ед.;
Т - среднегодовая доля времени пребывания в помещении,
П
отн. ед.
K - среднегодовой коэффициент снижения мощности дозы в
С
воздухе снежным покровом, равный 0,85.
Для реальных условий жизнедеятельности преимущественно
сельского населения на территории Восточно-Уральского
радиоактивного следа K меняется в пределах от 0,05 до 0,3,
Э
составляя в среднем около 0,1. Доля времени пребывания человека в
помещении Т зависит от возраста и профессиональной занятости: от
П
0,4 - для лиц, непосредственно занятых на работе в поле, до 0,8 -
для лиц с преимущественной профессиональной занятостью внутри
помещений - табл. 3.3.
3.2.2.3. Значения B в зависимости от времени после аварии ТЕТА
определяются как:
B (ТЕТА) = 0,63 exp (-1,13 ТЕТА) + 0,37 exp (-0,075 ТЕТА), отн. ед., (3.6)
где ТЕТА - 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:
V (1957 - Т) inh
E (Т) = ------------ x SUM ek x сигма , мЗв, (3.7)
inh _ r r r0
V
g
где:
E - эффективная доза, накопленная вследствие ингаляционного
inh
поступления r радионуклидов за время прохождения облака выброса,
мЗв;
V (1957 - Т) - интенсивность дыхания людей в зависимости от
возраста, куб. м/с, - табл. 3.5;
_
V - средняя скорость осаждения, равная 0,01 м/с;
g
inh
ek - дозовый коэффициент, мЗв/Бк, для ингаляционного
r
поступления r-того радионуклида - табл. П.2 Приложения;
сигма - начальная плотность загрязнения территории r-ым
r0
радионуклидом, Бк/кв. м - см. пояснение к уравнению (3.1).
Таблица 3.5
ИНТЕНСИВНОСТЬ ДЫХАНИЯ V У ЛЮДЕЙ РАЗНОГО ВОЗРАСТА
----------------------------------T------------------------------¬
¦ Возраст, лет ¦ V, куб. м/с ¦
+---------------------------------+------------------------------+
¦Меньше 1 ¦1.5Е-5 ¦
¦1 - 2 ¦4.4Е-5 ¦
¦2 - 7 ¦1.1Е-4 ¦
¦7 - 12 ¦1.7Е-4 ¦
¦12 - 17 ¦2.2Е-4 ¦
¦Взрослые (больше 17 лет) ¦2.7Е-4 ¦
L---------------------------------+-------------------------------
3.3.3. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с
пищей.
3.3.3.1. Продолжительность начального поступления всей смеси
90 137
радионуклидов, а затем только Sr и Cs в организм разных групп
населения с пищей различна. У отселенных жителей это поступление
было прекращено после отселения, у остального населения
90 137
поступление Sr и Cs продолжается до настоящего времени.
3.3.3.2. Для расчета средних накопленных поглощенной в органе
t
дозы D и эффективной дозы E используют уравнения (3.8) и
ing ing
(3.9), учитывающие среднее поступление r радионуклидов в организм
когорты жителей года рождения T в течение времени от момента
аварии в 1957 г. до года J:
t ing
D (Т, J) = сигма x SUM SUM i (Т, J) x dk (J - Т), мГр, (3.8)
ing 90 r J r r
ing
E (Т, J) = сигма x SUM SUM i (Т, J) x ek (J - Т), мЗв, (3.9)
ing 90 r J r r
где:
ing ing
dk (J - Т) и ek (J - Т) - дозовые коэффициенты для
r r
расчета ожидаемой поглощенной в органе или эффективной дозы от
разового пищевого поступления радионуклида r в возрасте (J - Т),
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. П.3 Приложения;
i (Т, J) - среднее годовое поступление r-го радионуклида с
r
пищей в J-том году группе жителей Т-го года рождения,
нормированное на плотность загрязнения почвы стронцием-90,
90
(Вк x кв. м)/Бк Sr.
3.3.3.3. Значения ежегодного поступления радионуклидов
i (Т, J), используемые в уравнениях (3.8) и (3.9), основаны на
r
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
90
загрязнения территории Sr, на протяжении первых двух лет было
меньшим, чем у неотселенных жителей. Ежегодное годовое поступление
90
Sr 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 t за период от года J до
1
1994 г.:
J
t .t 2
D = d x 1,18 x K x SUM V (J) x (1994 - J), мГр, (4.1)
inh Pu i J
1
а эффективная доза за тот же период:
J
. 2
E = e x 1,18 x K x SUM V (J) x (1994 - J), мЗв, (4.2)
inh Pu i J
1
где:
.t
d - годовая поглощенная доза альфа-излучения в ткани t,
Pu
обусловленная равновесным содержанием в организме взрослого
1 Бк плутония-238, -239, -240, мГр/Бк х год, - табл. 4.1;
.
е - годовая эффективная доза, обусловленная содержанием в
Pu
организме взрослого 1 Бк плутония-238, -239, -240, мЗв/Бк х год, -
табл. 4.1;
V (J) - годовой прирост содержания плутония в организме в J-й
год проживания в г. Челябинск-65, восстановленный по данным 22
посмертных исследований, Бк, - табл. 4.2;
1,18 - множитель, учитывающий облучение америцием-241,
отн. ед.;
K - отношение равновесного содержания плутония у жителей i-го
i
населенного пункта к содержанию у жителей г. Челябинска-65 при
совпадающих сроках проживания - табл. 4.2;
J - год начала проживания в данном населенном пункте;
1
J - год окончания проживания в данном населенном пункте.
2
Таблица 4.1
КОЭФФИЦИЕНТЫ МОЩНОСТИ ДОЗЫ альфа-ИЗЛУЧЕНИЯ
ДЛЯ ФОРМУЛ (4.1) И (4.2)
--------------------------------------------------------------T------------¬
¦ .t ¦ . ¦
¦ d , мГр/Бк x год ¦ e , ¦
¦ Pu ¦ Pu ¦
+----------T----------T----------T----------T--------T--------+мЗв/Бк x год¦
¦ легкие ¦ печень ¦ клетки ¦ красный ¦ муж. ¦ другие ¦ ¦
¦ ¦ ¦ костных ¦ костный ¦ гонады ¦ органы ¦ ¦
¦ ¦ ¦ пов-стей ¦ мозг ¦ ¦ ¦ ¦
+----------+----------+----------+----------+--------+--------+------------+
¦ -3¦ -3¦ -2¦ -3¦ -4¦ -5¦ ¦
¦2,0 х 10 ¦3,1 х 10 ¦3,5 х 10 ¦3,1 х 10 ¦7 х 10 ¦3 х 10 ¦0,032 ¦
L----------+----------+----------+----------+--------+--------+-------------
Таблица 4.2
СРЕДНИЙ ГОДОВОЙ ПРИРОСТ СОДЕРЖАНИЯ ПЛУТОНИЯ
В ОРГАНИЗМЕ V, Бк, В РАЗЛИЧНЫЕ ГОДЫ ПРОЖИВАНИЯ В ГОРОДЕ, J
--------------------------------T--------------------------------¬
¦ J ¦ V (J) ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1949 ¦0,20 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1950 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1951 ¦0,16 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1952 ¦0,15 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1953 ¦0,16 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1954 ¦0,15 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1955 ¦0,15 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1956 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1957 ¦0,15 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1958 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1959 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1960 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1961 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1962 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1963 ¦0,14 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1964 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1965 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1966 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1967 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1968 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1969 ¦0,13 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1970 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1971 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1972 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1973 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1974 ¦0,11 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1975 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1976 ¦0,11 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1977 ¦0,12 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1978 ¦0,11 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1979 ¦0,11 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1980 ¦0,10 ¦
+-------------------------------+--------------------------------+
¦1981 - 1994 ¦0,10 ¦
L-------------------------------+---------------------------------
4.3. Пример расчета поглощенной и эффективной дозы
4.3.1. Необходимая входная информация:
- год начала проживания индивидуума в поселке Новогорный:
J = 1949 г.;
1
- год окончания проживания в поселке Новогорный:
J = 1994 г.
2
4.3.2. Вычисления поглощенной и эффективной дозы:
J
2
а) Рассчитываем величину SUM V (J) x (1994 - J). Значения
J
1
V (J) берутся из табл. 4.2:
J
2
SUM V (J) x (1994 - J) = V x (1994 - 1949) +
J 1
1
+ V x (1994 - 1950) + ... = 0,20 x 45 + 0,14 x 44 + ... = 139,84;
2
б) Согласно входным данным о пункте проживания в табл. П.5
Приложения выбираем для поселка Новогорный значения K = 0,3;
i
в) Пользуясь данными табл. 4.1 находим, например, для легкого:
.t -3
d = 2,0 x 10 мГр/Бк х год.
Pu
По формуле (4.1) вычисляем поглощенную дозу в легких:
t -3
D = 2,0 x 10 x 1,18 x 0,3 x 139,84 = 0,099 мГр.
inh
Аналогичные вычисления проводим для остальных органов и
тканей, приведенных в табл. 4.1;
.
г) Используя численное значение e , которое приведено в
Pu
табл. 4.1, по формуле (4.2) вычисляем эффективную дозу:
E = 0,032 x 1,18 x 0,03 x 139,84 = 1,58 мЗв.
inh
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 Т жителей i-го НП
бассейна р. Течи, обусловленная бета-, гамма-излучением
радионуклидов, вычисляется по формуле:
i i i i
E (Т) = E (Т) + E (Т) + E (Т), мЗв, (5.1)
ext Cs Sr
где:
i
E (Т) - определяется по формуле (2.1);
ext
i
E (Т) - определяется по формуле (2.5);
Cs
i
E (Т) - определяется по формуле (2.9).
Sr
5.1.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей,
обусловленная альфа-излучением ингалированных трансурановых
радионуклидов Pu-238, -239, -240 и Am-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 г.
5.2.1. Накопленная эффективная доза внешнего и внутреннего
облучения возрастной когорты года рождения Т жителей i-го НП на
территории ВУРС, обусловленная бета-, гамма-излучением
радионуклидов, складывается из дозы, полученной в период
прохождения радиоактивного облака, и дозы, полученной за период
проживания на загрязненной местности:
i 0 0
E (Т) = E + E + E + E (Т) + E (Т), мЗв, (5.2)
гамма бета гамма inh ing
0
где E , E , E (Т) и E (Т) вычисляются по
гамма гамма inh ing
формулам (3.1), (3.4), (3.7) и (3.9) соответственно.
5.2.2. Эффективная доза у этой же когорты жителей,
обусловленная альфа-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)
ТЕТА
интеграл B (тау) x exp (-лямбда x тау) d тау
0 i
В ФОРМУЛЕ(3.4) МЕТОДИКИ
-----------------T-----------------------------------------------¬
¦Время проживания¦ Радионуклид ¦
¦ после аварии +----------T-------------T--------T-------------+
¦ ТЕТА ¦95 95 ¦106 106 ¦ 137 ¦144 144 ¦
¦ ¦ Zr, Nb¦ Ru + Rh¦ Cs ¦ Ce + Pr¦
+----------------+----------+-------------+--------+-------------+
¦10 сут. ¦8.51Е5 ¦8.51Е5 ¦8.51Е5 ¦8.50Е5 ¦
¦14 сут. ¦1.20Е6 ¦1.20Е6 ¦1.20Е6 ¦1.17Е6 ¦
¦250 сут. ¦6.62Е6 ¦1.42Е7 ¦1.73Е7 ¦7.88Е6 ¦
¦330 сут. ¦6.94Е6 ¦1.67Е7 ¦2.18Е7 ¦1.55Е7 ¦
¦1 год ¦6.94Е6 ¦1.77Е7 ¦2.33Е7 ¦1.64Е7 ¦
¦670 сут. ¦6.94Е6 ¦2.27Е7 ¦3.63Е7 ¦2.02Е7 ¦
¦2 года ¦6.94Е6 ¦2.33Е7 ¦3.85Е7 ¦2.05Е7 ¦
¦3 года ¦6.94Е6 ¦2.59Е7 ¦5.05Е7 ¦2.21Е7 ¦
¦4 года ¦6.94Е6 ¦2.68Е7 ¦6.18Е7 ¦2.27Е7 ¦
¦5 лет ¦6.94Е6 ¦2.74Е7 ¦7.22Е7 ¦2.27Е7 ¦
¦6 лет ¦6.94Е6 ¦2.78Е7 ¦8.26Е7 ¦2.30Е7 ¦
¦7 лет ¦6.94Е6 ¦2.78Е7 ¦9.27Е7 ¦2.30Е7 ¦
¦10 лет ¦6.94Е6 ¦2.81Е7 ¦1.21Е8 ¦2.30Е7 ¦
¦20 лет ¦6.94Е6 ¦2.81Е7 ¦2.04Е8 ¦2.30Е7 ¦
¦35 лет ¦6.94Е6 ¦2.81Е7 ¦2.98Е8 ¦2.30Е7 ¦
¦70 лет ¦6.94Е6 ¦2.81Е7 ¦4.29Е8 ¦2.30Е7 ¦
L----------------+----------+-------------+--------+--------------
Таблица П.2
inh
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ek , мЗв/Бк,
r
ДЛЯ ИНГАЛЯЦИОННОГО ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ
В ОРГАНИЗМ ЖИТЕЛЕЙ РАЗНОГО ВОЗРАСТА
---------T----------T----------T----------T----------T----------T----------¬
¦Возраст,¦ 90 ¦ 95 ¦ 95 ¦ 106 ¦ 137 ¦ 144 ¦
¦ лет ¦ Sr, ¦ Zr, ¦ Nb, ¦ Ru, ¦ Cs, ¦ Ce, ¦
¦ ¦ класс D ¦ класс Г ¦ класс Г ¦ класс Г ¦ класс D ¦ класс Г ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦< 1 ¦ -4¦ -5¦ -5¦ -4¦ -5¦ -4¦
¦ ¦1,2 x 10 ¦5,0 x 10 ¦1,2 x 10 ¦9,8 x 10 ¦1,3 x 10 ¦7,9 x 10 ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦1 - 2 ¦ -4¦ -5¦ -6¦ -4¦ -6¦ -4¦
¦ ¦1,0 x 10 ¦3,7 x 10 ¦8,7 x 10 ¦7,5 x 10 ¦7,6 x 10 ¦6,0 x 10 ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦2 - 7 ¦ -5¦ -5¦ -6¦ -4¦ -6¦ -4¦
¦ ¦6,3 x 10 ¦2,0 x 10 ¦4,9 x 10 ¦4,2 x 10 ¦6,0 x 10 ¦3,3 x 10 ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦7 - 12 ¦ -5¦ -5¦ -6¦ -4¦ -6¦ -4¦
¦ ¦6,1 x 10 ¦1,3 x 10 ¦3,3 x 10 ¦2,7 x 10 ¦6,5 x 10 ¦2,1 x 10 ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦12 - 17 ¦ -5¦ -6¦ -6¦ -4¦ -6¦ -4¦
¦ ¦8,9 x 10 ¦9,3 x 10 ¦2,3 x 10 ¦1,8 x 10 ¦8,7 x 10 ¦1,4 x 10 ¦
+--------+----------+----------+----------+----------+----------+----------+
¦> 17 ¦ -5¦ -6¦ -6¦ -4¦ -6¦ -4¦
¦ ¦6,0 x 10 ¦6,7 x 10 ¦1,7 x 10 ¦1,3 x 10 ¦8,6 x 10 ¦1,0 x 10 ¦
L--------+----------+----------+----------+----------+----------+-----------
Таблица П.3
ing
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ek , мЗв/Бк,
r
ДЛЯ ПОСТУПЛЕНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ
ЖИТЕЛЕЙ РАЗНОГО ВОЗРАСТА ПИЩЕВЫМ ПУТЕМ
------------T------------T------------T------------T-------------¬
¦ Возраст, ¦ 95 ¦ 95 ¦ 106 ¦ 144 ¦
¦ лет ¦ Zr ¦ Nb ¦ Ru ¦ Ce ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦< 1 ¦ -5 ¦ -6 ¦ -5 ¦ -5 ¦
¦ ¦1,0 х 10 ¦5,2 х 10 ¦8,9 х 10 ¦8,0 х 10 ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦1 - 2 ¦ -6 ¦ -6 ¦ -5 ¦ -5 ¦
¦ ¦6,6 х 10 ¦3,7 х 10 ¦5,3 х 10 ¦4,3 х 10 ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦2 - 7 ¦ -6 ¦ -6 ¦ -5 ¦ -5 ¦
¦ ¦3,6 х 10 ¦2,1 х 10 ¦2,7 х 10 ¦2,1 х 10 ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦7 - 12 ¦ -6 ¦ -6 ¦ -5 ¦ -5 ¦
¦ ¦2,2 х 10 ¦1,3 х 10 ¦1,6 х 10 ¦1,3 х 10 ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦12 - 17 ¦ -6 ¦ -7 ¦ -6 ¦ -6 ¦
¦ ¦1,4 х 10 ¦8,6 х 10 ¦9,2 х 10 ¦7,2 х 10 ¦
+-----------+------------+------------+------------+-------------+
¦> 17 ¦ -6 ¦ -7 ¦ -6 ¦ -6 ¦
¦ ¦1,1 х 10 ¦6,8 х 10 ¦7,5 х 10 ¦5,8 х 10 ¦
L-----------+------------+------------+------------+--------------
Таблица П.4
ГОДОВОЕ ПОСТУПЛЕНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В ОРГАНИЗМ ЖИТЕЛЕЙ
С ПИЩЕЙ i ПОСЛЕ АВАРИИ НА ПО "МАЯК" В 1957 Г.,
r
НОРМИРОВАННОЕ НА ПЛОТНОСТЬ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ТЕРРИТОРИИ
90 6 90
SR, 10 (БК х КВ. М)/БК SR
------T-------T------T------T-------T-------T-------------T------T-------------¬
¦Отсе-¦Возраст¦ 90 ¦ 90 ¦ 95 ¦ 95 ¦106 106 ¦137 ¦144 144 ¦
¦ление¦ на ¦ Sr ¦ Y ¦ Zr ¦ Nb ¦ Ru + Rh¦ Cs ¦ Ce + Pr¦
¦с ¦момент ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ВУРС ¦аварии,¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ ¦ лет ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦ 1-й год ¦
+-----T-------T------T------T-------T-------T-------------T------T-------------+
¦Через¦< 1 ¦1.5Е-8¦1.5Е-8¦3.5Е-9 ¦8.5Е-9 ¦3.1Е-9 ¦6.0Е-9¦2.4Е-7 ¦
¦10 ¦1 - 2 ¦2.9Е-8¦2.9Е-8¦1.7Е-8 ¦1.7Е-8 ¦6.2Е-9 ¦1.2Е-8¦4.9Е-7 ¦
¦суток¦2 - 7 ¦4.5Е-8¦4.5Е-8¦2.7Е-8 ¦2.7Е-8 ¦9.6Е-9 ¦1.2Е-8¦7.4Е-7 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦6.0Е-8¦6.0Е-8¦3.7Е-8 ¦3.7Е-8 ¦1.3Е-8 ¦1.3Е-8¦9.8Е-7 ¦
¦ ¦12 - 17¦6.0Е-8¦6.0Е-8¦1.1Е-7 ¦1.1Е-7 ¦1.8Е-8 ¦1.6Е-8¦1.1Е-6 ¦
¦ ¦> 17 ¦6.0Е-8¦6.0Е-8¦1.9Е-7 ¦1.9Е-7 ¦2.2Е-8 ¦1.8Е-8¦1.3Е-6 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦Через¦< 1 ¦2.0Е-8¦2.0Е-8¦1.2Е-8 ¦1.2Е-8 ¦3.9Е-9 ¦8.5Е-9¦3.4Е-7 ¦
¦14 ¦1 - 2 ¦4.1Е-8¦4.1Е-8¦2.3Е-8 ¦2.3Е-8 ¦7.8Е-9 ¦1.7Е-8¦6.7Е-7 ¦
¦суток¦2 - 7 ¦6.2Е-8¦6.2Е-8¦3.6Е-8 ¦3.6Е-8 ¦1.2Е-8 ¦1.8Е-8¦1.0Е-6 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦8.4Е-8¦8.4Е-8¦4.9Е-8 ¦4.9Е-8 ¦1.6Е-8 ¦1.8Е-8¦1.3Е-6 ¦
¦ ¦12 - 17¦8.4Е-8¦8.4Е-8¦1.6Е-7 ¦1.6Е-7 ¦2.2Е-8 ¦2.2Е-8¦1.6Е-6 ¦
¦ ¦> 17 ¦8.4Е-8¦8.4Е-8¦2.6Е-7 ¦2.6Е-7 ¦2.8Е-8 ¦2.5Е-8¦1.8Е-6 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦Через¦< 1 ¦3.6Е-7¦3.6Е-7¦8.0Е-8 ¦8.0Е-8 ¦6.0Е-8 ¦1.5Е-7¦4.5Е-6 ¦
¦250 ¦1 - 2 ¦7.2Е-7¦7.2Е-7¦1.6Е-7 ¦1.6Е-7 ¦1.2Е-7 ¦3.0Е-7¦8.9Е-6 ¦
¦суток¦2 - 7 ¦1.1Е-6¦1.1Е-6¦2.5Е-7 ¦2.5Е-7 ¦1.8Е-7 ¦3.1Е-7¦1.4Е-5 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦1.5Е-6¦1.5Е-6¦3.3Е-7 ¦3.3Е-7 ¦2.4Е-7 ¦3.2Е-7¦1.8Е-5 ¦
¦ ¦12 - 17¦1.5Е-6¦1.5Е-6¦1.0Е-6 ¦1.0Е-6 ¦3.3Е-7 ¦3.8Е-7¦2.0Е-5 ¦
¦ ¦> 17 ¦1.5Е-6¦1.5Е-6¦1.7Е-6 ¦1.7Е-6 ¦4.2Е-7 ¦4.5Е-7¦2.3Е-5 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦Через¦< 1 ¦4.4Е-7¦4.4Е-7¦9.0Е-8 ¦9.0Е-8 ¦7.0Е-8 ¦1.7Е-7¦5.0Е-6 ¦
¦330 ¦1 - 2 ¦8.7Е-7¦8.7Е-7¦1.8Е-7 ¦1.8Е-7 ¦1.4Е-7 ¦3.4Е-7¦1.0Е-5 ¦
¦суток¦2 - 7 ¦1.4Е-6¦1.4Е-6¦2.7Е-7 ¦2.7Е-7 ¦2.1Е-7 ¦3.6Е-7¦1.6Е-5 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦1.8Е-6¦1.8Е-6¦3.4Е-7 ¦3.4Е-7 ¦2.8Е-7 ¦3.7Е-7¦2.1Е-5 ¦
¦ ¦12 - 17¦1.8Е-6¦1.8Е-6¦1.1Е-6 ¦1.1Е-6 ¦3.8Е-7 ¦4.4Е-7¦2.4Е-5 ¦
¦ ¦> 17 ¦1.8Е-6¦1.8Е-6¦1.8Е-6 ¦1.8Е-6 ¦4.9Е-7 ¦5.1Е-7¦2.7Е-5 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦Нет ¦< 1 ¦4.6Е-7¦4.6Е-7¦9.8Е-8 ¦9.8Е-8 ¦7.1Е-8 ¦2.0Е-7¦5.1Е-6 ¦
¦ ¦1 - 2 ¦9.1Е-7¦9.1Е-7¦1.9Е-7 ¦1.9Е-7 ¦1.5Е-7 ¦4.0Е-7¦1.2Е-5 ¦
¦ ¦2 - 7 ¦1.4Е-6¦1.4Е-6¦2.9Е-7 ¦2.9Е-7 ¦2.2Е-7 ¦4.2Е-7¦1.8Е-5 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦1.9Е-6¦1.9Е-6¦3.5Е-7 ¦3.5Е-7 ¦3.0Е-7 ¦4.4Е-7¦2.2Е-5 ¦
¦ ¦12 - 17¦1.9Е-6¦1.9Е-6¦1.2Е-6 ¦1.2Е-6 ¦4.0Е-7 ¦5.1Е-7¦2.6Е-5 ¦
¦ ¦> 17 ¦1.9Е-6¦1.9Е-6¦1.9Е-6 ¦1.9Е-6 ¦5.1Е-7 ¦5.8Е-7¦2.9Е-5 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦ 2-й год ¦
+-----T-------T------T------T-------T-------T-------------T------T-------------+
¦Через¦< 1 ¦2.4Е-7¦2.4Е-7¦7.3Е-10¦7.3Е-10¦2.0Е-8 ¦9.2Е-8¦1.4Е-6 ¦
¦670 ¦1 - 2 ¦3.3Е-7¦3.3Е-7¦1.1Е-9 ¦1.1Е-9 ¦3.0Е-8 ¦1.4Е-7¦2.0Е-6 ¦
¦суток¦2 - 7 ¦3.6Е-7¦3.6Е-7¦1.6Е-9 ¦1.6Е-9 ¦4.8Е-8 ¦1.5Е-7¦3.4Е-6 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦4.8Е-7¦4.8Е-7¦2.0Е-9 ¦2.0Е-9 ¦6.5Е-8 ¦1.5Е-7¦4.6Е-6 ¦
¦ ¦12 - 17¦4.8Е-7¦4.8Е-7¦6.1Е-9 ¦6.1Е-9 ¦8.4Е-8 ¦1.8Е-7¦5.3Е-6 ¦
¦ ¦> 17 ¦4.8Е-7¦4.8Е-7¦1.0Е-8 ¦1.0Е-8 ¦1.1Е-7 ¦2.0Е-7¦5.9Е-6 ¦
+-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+-------------+
¦Нет ¦< 1 ¦2.8Е-7¦2.8Е-7¦8.7Е-10¦8.7Е-10¦2.4Е-8 ¦1.1Е-7¦1.6Е-6 ¦
¦ ¦1 - 2 ¦3.9Е-7¦3.9Е-7¦1.3Е-9 ¦1.3Е-9 ¦3.6Е-8 ¦1.7Е-7¦2.4Е-6 ¦
¦ ¦2 - 7 ¦4.3Е-7¦4.3Е-7¦1.9Е-9 ¦1.9Е-9 ¦5.7Е-8 ¦1.8Е-7¦4.0Е-6 ¦
¦ ¦7 - 12 ¦5.7Е-7¦5.7Е-7¦2.4Е-9 ¦2.4Е-9 ¦7.7Е-8 ¦1.8Е-7¦5.5Е-6 ¦
¦ ¦12 - 17¦5.7Е-7¦5.7Е-7¦7.2Е-9 ¦7.2Е-9 ¦1.0Е-7 ¦2.1Е-7¦6.3Е-6 ¦
¦ ¦> 17 ¦5.7Е-7¦5.7Е-7¦1.2Е-8 ¦1.2Е-8 ¦1.3Е-7 ¦2.4Е-7¦7.0Е-6 ¦
L-----+-------+------+------+-------+-------+-------------+------+--------------
Продолжение таблицы П.4
----------T------T------T----T----T-------------T------T-------------¬
¦ Возраст ¦ 90 ¦ 90 ¦95 ¦95 ¦106 106 ¦137 ¦144 144 ¦
¦на момент¦ Sr ¦ Y ¦ Zr¦ Nb¦ Ru + Rh¦ Cs ¦ Ce + Pr¦
¦ аварии, ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ лет ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+------+------+----+----+-------------+------+-------------+
¦ 3-й год ¦
+---------T------T------T----T----T-------------T------T-------------+
¦< 1 ¦1.8Е-7¦1.8Е-7¦- ¦- ¦2.7Е-9 ¦3.6Е-8¦3.6Е-6 ¦
¦1 - 2 ¦1.8Е-7¦1.8Е-7¦- ¦- ¦2.7Е-9 ¦3.6Е-8¦3.6Е-7 ¦
¦2 - 7 ¦2.1Е-7¦2.1Е-7¦- ¦- ¦7.4Е-9 ¦4.6Е-8¦4.4Е-7 ¦
¦7 - 12 ¦2.4Е-7¦2.4Е-7¦- ¦- ¦1.2Е-8 ¦5.5Е-8¦5.1Е-7 ¦
¦12 - 17 ¦2.4Е-7¦2.4Е-7¦- ¦- ¦2.0Е-8 ¦5.0Е-8¦5.3Е-7 ¦
¦> 17 ¦2.4Е-7¦2.4Е-7¦- ¦- ¦2.9Е-8 ¦4.4Е-8¦5.5Е-7 ¦
+---------+------+------+----+----+-------------+------+-------------+
¦ 4-й год ¦
+---------T------T------T----T----T-------------T------T-------------+
¦< 1 ¦1.4Е-7¦1.4Е-7¦- ¦- ¦4.4Е-10 ¦1.5Е-9¦2.2Е-8 ¦
¦1 - 2 ¦1.4Е-7¦1.4Е-7¦- ¦- ¦4.4Е-10 ¦1.5Е-8¦2.2Е-8 ¦
¦2 - 7 ¦1.6Е-7¦1.6Е-7¦- ¦- ¦2.2Е-9 ¦1.5Е-8¦3.3Е-8 ¦
¦7 - 12 ¦1.8Е-7¦1.8Е-7¦- ¦- ¦4.0Е-9 ¦1.5Е-8¦4.4Е-8 ¦
¦12 - 17 ¦1.8Е-7¦1.8Е-7¦- ¦- ¦5.6Е-9 ¦1.5Е-8¦5.9Е-8 ¦
¦> 17 ¦1.8Е-7¦1.8Е-7¦- ¦- ¦7.3Е-9 ¦1.4Е-8¦7.3Е-8 ¦
+---------+------+------+----+----+-------------+------+-------------+
¦ 5-й год ¦
+---------T------T------T----T----T-------------T------T-------------+
¦< 1 ¦1.1Е-7¦1.1Е-7¦- ¦- ¦3.6Е-11 ¦6.9Е-9¦2.9Е-9 ¦
¦1 - 2 ¦1.1Е-7¦1.1Е-7¦- ¦- ¦3.6Е-11 ¦6.9Е-9¦2.9Е-9 ¦
¦2 - 7 ¦1.2Е-7¦1.2Е-7¦- ¦- ¦8.2Е-10 ¦7.5Е-9¦4.9Е-9 ¦
¦7 - 12 ¦1.3Е-7¦1.3Е-7¦- ¦- ¦1.6Е-9 ¦8.0Е-9¦6.9Е-9 ¦
¦12 - 17 ¦1.3Е-7¦1.3Е-7¦- ¦ ¦1.7Е-9 ¦8.0Е-9¦1.3Е-8 ¦
¦> 17 ¦1.3Е-7¦1.3Е-7¦- ¦ ¦1.8Е-9 ¦8.0Е-9¦1.8Е-8 ¦
+---------+------+------+----+----+-------------+------+-------------+
¦ 6-й год ¦
+---------T------T------T----T----T-------------T------T-------------+
¦< 1 ¦9.8Е-8¦9.8Е-8¦- ¦- ¦- ¦4.0Е-9¦7.7Е-10 ¦
¦1 - 2 ¦9.8Е-8¦9.8Е-8¦- ¦- ¦- ¦4.0Е-9¦7.7Е-10 ¦
¦2 - 7 ¦1.0Е-7¦1.0Е-7¦- ¦- ¦8.0Е-10 ¦4.5Е-9¦1.1Е-9 ¦
¦7 - 12 ¦1.1Е-7¦1.1Е-7¦- ¦- ¦8.8Е-10 ¦5.1Е-9¦1.5Е-9 ¦
¦12 - 17 ¦1.1Е-7¦1.1Е-7¦- ¦- ¦9.0Е-10 ¦5.3Е-9¦2.3Е-9 ¦
¦> 17 ¦1.1Е-7¦1.1Е-7¦- ¦- ¦9.1Е-10 ¦5.5Е-9¦3.1Е-9 ¦
+---------+------+------+----+----+-------------+------+-------------+
¦ 7-й год ¦
+---------T------T------T----T----T-------------T------T-------------+
¦< 1 ¦8.4Е-8¦8.4Е-8¦- ¦- ¦- ¦2.7Е-9¦- ¦
¦1 - 2 ¦8.4Е-8¦8.4Е-8¦- ¦- ¦- ¦2.7Е-9¦- ¦
¦2 - 7 ¦8.8Е-8¦8.8Е-8¦- ¦- ¦- ¦3.2Е-9¦- ¦
¦7 - 12 ¦9.1Е-8¦9.1Е-8¦- ¦- ¦- ¦3.6Е-9¦- ¦
¦12 - 17 ¦9.1Е-8¦9.1Е-8¦- ¦- ¦- ¦3.7Е-9¦- ¦
¦> 17 ¦9.1Е-8¦9.1Е-8¦- ¦- ¦- ¦3.7Е-9¦- ¦
L---------+------+------+----+----+-------------+------+--------------
Продолжение таблицы П.4
----------T----------T-------T----------T-------T----------T-------¬
¦ Возраст ¦ 90 90 ¦137 ¦ 90 90 ¦137 ¦ 90 90 ¦ 37 ¦
¦на момент¦ Sr, Y¦ Cs ¦ Sr, Y¦ Cs ¦ Sr, Y¦ Cs ¦
¦ аварии, ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ лет ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 8-й год ¦ 9-й год ¦ 10-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦7.3Е-8 ¦1.5Е-9 ¦6.6Е-8 ¦1.4Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.2Е-9 ¦
¦1 - 2 ¦7.3Е-8 ¦2.0Е-9 ¦6.6Е-8 ¦1.7Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.4Е-9 ¦
¦2 - 7 ¦7.5Е-8 ¦2.6Е-9 ¦6.8Е-8 ¦2.1Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.7Е-9 ¦
¦7 - 12 ¦7.7Е-8 ¦3.1Е-9 ¦6.9Б-8 ¦2.5Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.9Е-9 ¦
¦12 - 17 ¦7.7Е-8 ¦3.1Е-9 ¦6.9Е-8 ¦2.5Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.9Е-9 ¦
¦> 17 ¦7.7Е-8 ¦3.1Е-9 ¦6.9Е-8 ¦2.5Е-9 ¦5.8Е-8 ¦1.9Е-9 ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 11-й год ¦ 12-й год ¦ 13-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦5.1Е-8 ¦1.0Е-9 ¦4.4Е-8 ¦9.9Е-10¦3.8Е-8 ¦9.0Е-10¦
¦1 - 2 ¦5.1Е-8 ¦1.2Е-9 ¦4.4Е-8 ¦1.0Е-9 ¦3.8Е-8 ¦9.8Е-10¦
¦2 - 7 ¦5.1Е-8 ¦1.4Е-9 ¦4.4Е-8 ¦1.1Е-9 ¦3.8Е-8 ¦9.8Е-10¦
¦7 - 12 ¦5.1Е-8 ¦1.5Е-9 ¦4.4Е-8 ¦1.2Е-9 ¦3.8Е-8 ¦9.8Е-10¦
¦12 - 17 ¦5.1Е-8 ¦1.5Е-9 ¦4.4Е-8 ¦1.2Е-9 ¦3.8Е-8 ¦9.8Е-10¦
¦> 17 ¦5.1Е-8 ¦1.5Е-9 ¦4.4Е-8 ¦1.2Е-9 ¦3.8Е-8 ¦9.8Е-10¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 14-й год ¦ 15-й год ¦ 16-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦3.4Е-8 ¦8.4Е-10¦2.9Е-8 ¦7.3Е-10¦2.6Е-8 ¦6.2Е-10¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 17-й год ¦ 18-й год ¦ 19-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦2.3Е-8 ¦5.1Е-10¦2.0Е-8 ¦4.4Е-10¦1.7Е-8 ¦3.7Е-10¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 20-й год ¦ 21-й год ¦ 22-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦1.5Е-8 ¦3.1Е-10¦1.4Е-8 ¦2.7Е-10¦1.3Е-8 ¦2.3Е-10¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦23-й год ¦24-й год ¦25-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦1.2Е-8 ¦1.9Е-10¦1.2Е-8 ¦1.6Е-10¦1.1Е-8 ¦1.5Е-10¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 26-й год ¦ 27-й год ¦ 28-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦1.1Е-8 ¦1.3Е-10¦1.0Е-8 ¦1.2Е-10¦9.9Е-9 ¦1.1Е-10¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 29-й год ¦ 30-й год ¦ 31-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦9.9Е-9 ¦1.0Е-10¦9.9Е-9 ¦1.0Е-10¦9.5Е-9 ¦9.8Е-11¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 32-й год ¦ 33-й год ¦ 34-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦9.5Е-9 ¦9.5Е-11¦9.5Е-9 ¦9.1Е-11¦9.5Е-9 ¦9.1Е-11¦
¦1 - 2 ¦ ¦<*> ¦ ¦<*> ¦ ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 35-й год ¦ 36-й год ¦ 37-й год ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦9.5Е-9 ¦9.0Е-11¦9.4Е-9 ¦9.0Е-11¦9.4Е-9 ¦9.1Е-11¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦<*> ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+---------+----------+-------+----------+-------+----------+-------+
¦ ¦ 38-й год ¦ ¦ ¦
¦ +----------T-------+----------T-------+----------T-------+
¦< 1 ¦9.4Е-9 ¦9.0Е-11¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦1 - 2 ¦<*> ¦<*> ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦2 - 7 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦7 - 12 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦12 - 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦> 17 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
L---------+----------+-------+----------+-------+----------+--------
--------------------------------
<*> Поступление одинаково для всех возрастов, так как лица,
проживающие на территории ВУРС с момента аварии, стали взрослыми.
При необходимости оценки поступления стронция-90 в организм детей
по отношению к взрослым оно определяется как 0,40 (до 1 года),
0,75 (1 - 2 года), 0,88 (2 - 7 лет), 1 (более 7 лет).
Таблица П.5
ЧИСЛЕННЫЕ ЗНАЧЕНИЯ КОЭФФИЦИЕНТА K
i
ДЛЯ НАСЕЛЕННЫХ ПУНКТОВ ЧЕЛЯБИНСКОЙ ОБЛАСТИ
------------------------------------------------------------T----¬
¦ Наименование населенного пункта ¦K ¦
¦ ¦ i ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦Поселок N 2 г. Челябинск-65 ¦2 ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦г. Челябинск-65 ¦1 ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦пос. Новогорный, ОНИС ¦0,3 ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦Аблиево, Алабуга, Аллаки, Б. Куяш, Б. Исаево, Башакуль, ¦0,2 ¦
¦Бердяниш, Бижеляк, Булатова, Верещагинский, Галикаева, ¦ ¦
¦Голубинка, Горный, Дербишево, Дружный, Заря, Ивановка, ¦ ¦
¦Илимбатово, Илимбетово, Ишалино, Кажакуль, Калининское ¦ ¦
¦отд., Калиновский, Каолиновый, Каракаево, Касли, Кировское ¦ ¦
¦отделение, Комсомольский, Красный Партизан, Кырмыскалы, ¦ ¦
¦Кузебаево-1, Кузебатово-2, Кузнецкое, Кулужбаева, Кызыл- ¦ ¦
¦Буляк, Кыштым, М. Куяш, М. Кунашак, М. Суртаныш, Султаево, ¦ ¦
¦Метлино, Муратово, Мусакаево, Н. Асаново, Н. Путь, ¦ ¦
¦Н. Соболево, Н. Сураковский, Назаровка, Назырова, Накаево, ¦ ¦
¦Р. Караболка, С. Асаново, С. Соболево, Салыкова, ¦ ¦
¦Сарыкульмяк, Селезни, Султаево, Суфино, Т. Караболка, ¦ ¦
¦Термяс, Теча-Брод, Тугузбаево, Тухтамышево, Шарынкуль, ¦ ¦
¦Урукуль, Худайбердинский, Юж. Кузнечиха, Юлдашева, Этбаево,¦ ¦
¦Этимганово, Островской ¦ ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦Акчувашева, Аминева, Аргаяш, Арыкова, Аязгулово, ¦0,15¦
¦Б. Иркабаева, Курманово, Б. Тюлякова, Б. Яумбаево, ¦ ¦
¦Бажикаево, Береговой, Булзи, Бурино, Бурино отд. 2, ¦ ¦
¦Воздвиженка, Воскресенка, Герасимовка, Григорьевка, ¦ ¦
¦Губернское, Даутово, Знаменка, Зырянкуль, Ибрагимова, Игиш,¦ ¦
¦Илтидинова, Иткуль, Каинкуль, Канзафарова, Карагайкуль, ¦ ¦
¦Каракульмак, Клеопино, Ключи, Кульмяково, Кунакбаево, ¦ ¦
¦Кунашак, Кызылово, Лесной, М. Таскино, М. Яумбаево, ¦ ¦
¦Мансурова, Мансурово, Маук, Мосеево, Муртазинский, ¦ ¦
¦Муслюмово, ст. Муслюмово, Н. Казакбаева, Н. Кунашак, ¦ ¦
¦Н. Мост, Норкино, Огневское, Победа, Прибрежный, Сары, ¦ ¦
¦Сарыкаева, Слободчиково, Сулейманова-Юкино, Султанаева, ¦ ¦
¦Сев. Кузнечиха, Сураково, Таскино, Тляукаево, Тюбук, ¦ ¦
¦Увильды, Урефты, Усть-Караболка, Чебакуль, Чекурово, ¦ ¦
¦Шадрята, Шарынкуль, Щербаковка, Юго-Конево, Юшково, ¦ ¦
¦Ямантаева, Янгиюл ¦ ¦
+-----------------------------------------------------------+----+
¦Абрамово, Актюбинка, Баязитова, Борисова, Боровое, Бурино ¦0,1 ¦
¦(за ж/д), Ильчугулова, Кабанское, Каменск-Уральский, ¦ ¦
¦Капканова, Карино, Карпино, Клепалово, Кошкуль, Кубагушева,¦ ¦
¦Нов. Курманово, Миасс, Мраморный рудник, Мурино, Нижняя, ¦ ¦
¦Новый, Попово, Семирян, Серкино, Султаново, Тахталым, ¦ ¦
¦Халитова, Челябинск (обл.) ¦ ¦
L-----------------------------------------------------------+-----
|
