2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

РАДИАЦИОННЫЙ МОНИТОРИНГ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ТЕРРИТОРИЙ, ПОДВЕРГШИХСЯ РАДИОАКТИВНОМУ ЗАГРЯЗНЕНИЮ ВСЛЕДСТВИЕ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Роспотребнадзор

Москва

2007

1.    Настоящие методические рекомендации разработаны авторским коллективом в составе: М.И. Балонов, А.Н. Барковский, Г Л. Брук, В.Ю. Голиков, В.Н. Шутов (ФГУН НИИРГ имени профессора П.В. Рамзаева Роспотребнадзора).

2.    Утверждены Федеральной службой по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека 27 декабря 2007 г. № 0100/13610-07-34.

3.    Введены впервые.

Приведенные выше соображения следует учитывать при выборе метода оценки доз внешнего облучения жителей на загрязненных в результате аварии на ЧАЭС территориях.

4.2.1. Измерение индивидуальных доз внешнего облучения

Для измерения индивидуальных доз внешнего облучения применяются индивидуальные дозиметры» постоянно носимые на теле (одежде) обследуемого субъекта в течение всего времени измерения.

Для получения представительной информации о дозах» получаемых человеком» дозиметры экспонируются на протяжении достаточно длительного промежутка времени» включающего все основные периоды деятельности человека (работу, пребывание дома» перемещения, досуг и т.д.), в полной мере характеризующие режим поведения данного субъекта. Кроме того, минимальное время ношения дозиметра определяется тем» что накопленная им доза должна превышать порог чувствительности дозиметрической системы. Как правило, это время составляет от 1 до 3 месяцев.

Индивидуальные дозиметры различаются принципом действия и способом регистрации дозы ионизирующего излучения. В настоящее время для проведения индивидуальной дозиметрии на загрязненных территориях, в основном» используются термолюминесцентные дозиметры (ТЛД-дозиметры).

В силу значительной организационной и технической сложности проведения массового измерения индивидуальных доз внешнего облучения» область использования этого метода» как правило» сводится к верификации дозовых оценок» и оценке адекватности применяемых для этого моделей.

4.2.I.1* Особенности индивидуальных ТЛД-дозиметров

В основе принципа действия ТЛД-дозиметров лежит свойство некоторых диэлектриков (термолюминофоров) накапливать и длительное время сохранять информацию о действии ионизирующего излучения. При нагревании они испускают кванты света, количество которых пропорционально накопленной дозе. Этот свет регистрируется специальным прибором (ТЛД-считывателем), который и дает информацию о накопленной дозиметром дозе облучения. В ходе считывания, информация о накопленной дозе стирается, делая возможным повторное использование ТЛД-дозиметров для определения дозы.

Наиболее часто применяются ТЛД-дозиметры на основе детекторов из фтористого лития, активированные Ti и Mg (TLD-I00) или Mg, Си и Р (МСР). К их преимуществам относятся высокая чувствительность, длительное сохранение накопленной информации и практически полная тканеэквивалеитиость, что обеспечивает-слабую зависимость их показаний от энергии гамма-излучения.

ТЛД-дозиметр содержит одни или несколько термолюминесцентных детекторов (ТЛД), помещенных в корпус, конструкция которого обеспечивает измерение той или иной дозиметрической величины. Например, ТЛД-дозиметр для измерения персонального дозового эквивалента Нр(10) содержит расположенный над детекторами фильтр из тканеэквивалентного материала толщиной 1000 мгсм'², необходимый для прямого измерения указанной дозиметрической величины. Именно такие дозиметры чаще всего используются для измерения индивидуальных доз внешнего облучения населения на загрязненных в результате аварии на ЧАЭС территориях.

На результаты измерения дозы с использованием ТЛД-дозиметров оказывают влияние следующие факторы (эффекты):

1.    Фединг - самопроизвольная утрата информации о накопленной дозе. Фединг наблюдается даже при нормальных условиях. Его влияние может быть снижено за счет применения специальных режимов подготовки ТЛД к считыванию, например путем предварительной выдержки их пря температуре 80°С в течение одного часа. Для ТЛД на основе фтористого лития фединг за 3 месяца достигает 20 % без специальной подготовки дозиметров и не превышает 5 % в случае применения такой подготовки. При условии стандартизации режимов считывания ТЛД и их подготовки к считыванию, может быть внесена поправка иа фединг, являющаяся функцией времени, прошедшего после предыдущего считывания ТЛД или момента облучения.

2.    Вариации дозиметрических свойств ТЛД. Несмотря на то, что при производстве ТЛД принимаются все возможные меры к их максимальной стандартизации, чувствительность отдельных ТЛД различается, даже в пределах одной партии. Кроме вариаций свойств материала ТЛД, в разброс их чувствительности вносят вклад различия в массе детекторов, их толщине и оптических свойствах. Наиболее эффективным способом учета вариации чувствительности отдельных ТЛД является индивидуальная калибровка каждого детектора и применение индивидуальных поправочных коэффициентов при анализе результатов определения накопленной ими дозы. Такой подход реализован в автоматизированных ТЛД-системах типа Harshaw и ALNOR (RADOS), в которых для каждого ТЛД используется

12

индивидуальные поправочный коэффициент. В случав применения ручной (неавтоматизированной) установки, учет индивидуальной чувствительности каждого из детекторов достаточно сложен. В этом случае применяется предварительная сортировка детекторов для разделения их на группы с малым разбросом параметров чувствительности в пределах одной группы. Очевидно; что при этом невозможно достичь того уровня точности и воспроизводимости результатов измерений, который характерен для автоматизированных ТЛД-систем. Следует учитывать, что чувствительность ТЛД со временем может изменяться и процедуру сортировки (калибровки) необходимо периодически повторять.

3.    Нестабильность измерительного тракта ТЛД-считыватеяя. На точность и воспроизводимость результатов измерений оказывает влияние нестабильность измерительного тракта, который обычно состоит из фотоэлектронного умножителя (ФЭУ) для регистрации термолюминесценции и электронных схем для регистрации и анализа. Дрейф параметров любого из элементов измерительного тракта может оказывать существенное влияние на результаты измерений. Особенно существенным здесь может быть влияние старения ФЭУ, которое может привести к существенному искажению информации о накопленной дозе. Для контроля параметров ручного (неавтоматизированного) ТЛД-считывателя проводят контрольные измерения детекторов, облученных известной дозой. В автоматизированных ТЛД-счшывателях, наряду с указанной процедурой, используются системы автоматического контроля измерительного тракта, которые, обычно, включают в себя стабилизированный контрольный источник света, например, радиолюминофор на основе ^ИС, обладающий высокими параметрами собственной стабильности. Применение системы автоматического контроля позволяет учитывать изменения чувствительности измерительного тракта и автоматически корректировать полученные результаты. Повышению воспроизводимости результатов измерений служат также специальные схемы термостабилизации ФЭУ, стабилизации каскадов усиления и т.п.

4.    Собственный фон установки и ТЛД. Фактором, в наибольшей степени определяющим порог чувствительности ТДЦ-дозиметрии, является собственный фон установки и ТЛД, т.е. регистрируемый ТЛД-считывателем сигнал, при считывании необлученного детектора (или даже при отсутствии ТЛД в измерительной камере). Для снижения собственного фона прибора применяют охлаждение ФЭУ (с помощью элементов Пельтье), вытеснение воздуха из измерительной камеры инертным газом (обычно азотом), использование более качественных

13

материалов для изготовления ТЛД. Собственный фон определяется на этапе метрологической аттестации ТЛД системы путем считывания серии необлученных дозиметров (дозиметров с нулевой дозой). Среднее значение полученных при этом результатов измерения принимается за величину собственного фона ТЛД-системы.

Таким образом, с учетом влияния перечисленных факторов, метрологические характеристики различных типов ТДД-считывателей могут существенно различаться. ТЛД-системы, использующие детекторы TLD-100, характеризуются порогом чувствительности (минимальной детектируемой дозой) порядка 10 мкЗв. Основная погрешность измерения поглощенной дозы при этом составляет 2-3 % для автоматизированных ТЛД-систем и 15-20 % для ручных ТЛД-считывателей.

Применение ТЛД-дозиметров для определения индивидуальных доз предполагает осуществление определенного цикла (последовательности) операций. Он включает подготовку к измерениям, проведение измерений (экспонирование дозиметров), считывание дозиметров, обработку результатов измерений, определение и документирование полученных индивидуальных доз. Ниже описаны основные этапы этого цикла. Если не оговорено особо, описание относится к ручным (неавтоматизированным) ТДЦ-считывателям.

4.2.1.2. Подготовка к измерениям

Подготовка к измерениям включает в себя предварительный этап (калибровка и сортировка детекторов), отжиг (обнуление) подготавливаемых детекторов и транспортировку дозиметров из лаборатории к месту применения.

Сортировка детекторов состоит в определении их чувствительности и распределении на группы по чувствительности. Разброс чувствительности детекторов в каждой группе не должен превышать заданной величины, обычно 10-15 % от среднего значения в группе. Под чувствительностью детектора понимают отношение величины, полученной при считывании его на ТЛД-считывателе, к накопленной в детекторе дозе. В дальнейшем всем дозиметрам в группе приписывается единое значение калибровочного коэффициента, соответствующее среднему для группы значению чувствительности детекторов, которое используется при измерении дозы. Сортировка детекторов осуществляется перед первым использованием партии детекторов (входной контроль), а также периодически с целью учета и корректировки изменения чувствительности детекторов в процессе эксплуатации (текущий контроль). Кроме того, на этапе входного контроля рекомендуется отбраковывать детекторы с

14

повышенным собственным фоном для обеспечения приемлемого и воспроизводимого порога чувствительности ТЛД-дозиметров.

При входном контроле все детекторы подвергаются многократному (например, пятикратному) циклу «отжиг» • «облучение калиброванной дозой¹» - «считывание». По результатам серии измерений для каждого детектора определяют среднее арифметическое значение показаний и коэффициент вариации. Детекторы с коэффициентом вариации более 5 % отбраковывают.

Для оценки эквивалента индивидуальной дозы Нр(10), рекомендованного МАГАТЭ для определения индивидуальных доз внешнего облучения, конструкция дозиметра (в первую очередь - корпуса) должна обеспечивать корректное определение Нр(10) в широком диапазоне энергий и углов падения гамма-излучения. Так, в дозиметрах типа Harshaw семейства 8805, необходимая угловая и энергетическая зависимости Нр(10) обеспечиваются наличием над детекторами полусферического фильтра из тканеэквивалентного пластика толщиной 1000 мг-см'². Если конструкция корпуса ТЛД-дозиметра не обеспечивает изотропность и компенсацию энергетической зависимости его чувствительности, применение дозиметра в условиях, отличных от условий калибровки, может провести к значительной неконтролируемой систематической погрешности результатов измерений.

Калибровка (градуировка) дозиметров обеспечивает связь между регистрируемой ТДЦ-считывателем величиной и дозой. Поскольку на результаты определения дотл оказывают влияние, как конструкция ТЛД-дозиметра, так и условия облучения, при калибровке должно достигаться максимальное приближение к условиям последующего применения дозиметра. Обрап ое тссеяние излучения телом человека при калибровке моделируется соответствующим фантоме»!, на поверхности которого размещаются дозиметры. В качестве фантома могут использоваться блок и? пояиметилметакрилата или водный фантом размером 30x30x15 см. Калиброванное облучение осуществляется с помощью стандартного изотопного источника ^U7Cs. Для перехода от воздушной кермы Ка (в терминах которой, как правило, калибруются облучатели) к необходимой дозиметрической величине применяются соответствующие таблицы конверсионных коэффициентов [2]. Так для условий калибровки на изотопном источнике ’³⁷Cs при нормальном падении пучка излучения для перехода от Как Нр(10) следует применять коэффициент 1,21.

Перед проведением измерений с использованием ТЛД-дозиметров проводят отжиг (обнуление) содержащихся в них детекторов для стирания

¹ Калиброванная доза - заданная доза, облучение которой осуществляется на специальной калибровочной установке.

15

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ,

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

РАДИАЦИОННЫЙ МОНИТОРИНГ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ТЕРРИТОРИЙ, ПОДВЕРГШИХСЯ РАДИОАКТИВНОМУ ЗАГРЯЗНЕНИЮ ВСЛЕДСТВИЕ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС

МЕТОДИЧЕСКИЕ РЕКОМЕНДАЦИИ ПО ОБЕСПЕЧЕНИЮ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

Методические рекомендации

Москва • 200^

СОДЕРЖАНИЕ

Crp.

1.    Введение..................................................................... 6

2.    Назначение документа................................................... 6

3.    Общие положения........................................................ 6

4.    Радиационный мониторинг доз внешнего облучения..........    8

4.1.    Термины и определения.......................................... 8

4.2.    Проведение измерений............................................ 9

4.2.1.    Измерение индивидуальных доз внешнего

облучения.................................................... 11

4.2.2.    Измерение мощностей доз гамма-излучения в

различных локациях....................................... 22

4.3.    Оценка социально-демографических факторов............. 36

Приложение 4.1. Пример оформления данных о структуре

населения НП.................................................................. 37

Приложение 4.2. Опросная карта (внешнее облучение).............. 38

5.    Радиационный мониторинг доз внутреннего облучения......    40

5.1.    Термины и определения.......................................... 40

5.2.    Оценка доз внутреннего облучения по содержанию ^,37Cs

в организме жителей с использованием счетчиков излучения человека............................................... 41

5.2.1.    Определение содержания ^l37Cs в теле человека.....    41

5.2.2.    Характеристики счетчиков излучения человека....    42

5.2.3.    Условия проведения измерений........................ 44

5.2.4.    Выполнение измерений на счетчиках излучения

человека...................................................... 45

5.23. Обработка результатов измерений..................... 51

5.2.6.    Документирование результатов измерений..........    53

5.2.7.    Оценка доз внутреннего облучения по данным

СИЧ-измерений............................................ 54

5.3.    Опенка доз внутреннего облучения по содержанию ^ll7Cs

и "Sr в пищевых продуктах..................................... 56

53.1. Объем радиационного мониторинга пищевых продуктов и требования, предъявляемые к его

проведению................................................. 56

533. Радиационный мониторинг пищевых продуктов....    58

533. Структура сельскохозяйственных угодий............ 62

5.4.    Выборочные (углубленные) обследования населенных

Пунктов.......................................................... 62

Приложение 5.1. Экспрессный метод определения содержания цезия-137 в организме человека с помощью индикаторных СИЧ...    63

Приложение 5.2. Пример заполнения справки о структуре

4

составе которого находится НП............................................ 65

Приложение 5.3. Опросная карта.......................................... 66

Литература...................................................................... 70

1. ВВЕДЕНИЕ

Настоящие методические рекомендации (МР) представляют в обобщенном виде накопленный опыт практического проведения работ по радиационному мониторингу доз внешнего и внутреннего облучения населения на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению в результате аварии на Чернобыльской АЭС.

При проведении радиационного мониторинга доз возникает целый ряд специфических вопросов, успешное решение которых требует определенного опыта в этой области. Необходимо корректно выбирать методы измерений, технологию их проведения, объемы отдельных видов измерений и методы оценки доз внешнего и внутреннего облучения населения с использованием полученных результатов. Набор и содержание этих процедур зависят от целей проводимого мониторинга.

2. НАЗНАЧЕНИЕ ДОКУМЕНТА

Настоящий документ предназначен для организаций и лиц, проводящих радиационный мониторинг доз внешнего и внутреннего облучения населения территорий, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. МР содержат рекомендации по объему, порядку и методам осуществления радиационного мониторинга на указанных территориях с целью достоверной оценки средних годовых эффективных доз (СГЭД) облучения населения и его критических групп за счет радиоактивного загрязнения среды обитания “чернобыльскими” выпадениями, корректировки параметров моделей формирования доз, а также для обеспечения информацией населения и заинтересованных организаций.

3. ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Содержание и объем радиационного мониторинга определяются уровнями облучения критических групп жителей населенных пунктов. В соответствии с этим, все НП, расположенные на загрязненных территориях, подразделяются на две группы:

— НП группы Л: населенные пункты, для которых предварительная оценка средней годовой эффективной дозы облучения критических групп жителей НП Е„ составляет величину менее 1,0 мЗв/год;

б

НП группы 2: населенные пункты, для которых предварительная оценка Е_к, составляет величину, равную или большую 1,0 мЗв/год.

Предварительная оценка Е_№ может быть выполнена на основании имеющихся за предшествующий 3-летний период времени, включающий календарный год оценки дозы (период усреднения), данных инструментальных измерений (так, по внутреннему облучению, это данные СИЧ-измерений жителей или результаты радиационного мониторинга пищевых продуктов, а по внешнему облучению - данные ТЛД-измерений или результаты определения гамма-фона в локациях населенных пунктов и их ареалов). При отсутствии этой информации предварительную оценку СГЭД внешнего облучения критической (по внешнему облучению) группы населения (Е“_г), выполняют в соответствии с п. 6.1 документа (1], а предварительную оценку СГЭД внутреннего облучения критической (по внутреннему облучению) группы населения ( £2 ) - в соответствии с п. 7.2 указанного документа (по данным о группах и типах почв, преобладающих на территории НП или сельской администрации, в состав которой он входит, и характерных для этих почв коэффициентах перехода ^>37Cs в пищевые продукта). Консервативно принимают Е_кг = ££ + ££.. Определение критических (наиболее облучаемых) групп населения приведено в документе [1]. Там же описана процедура выполнения расчетов величины Е„ > базирующихся на разных наборах исходных данных.

В населенных пунктах 1-ой группы специальный радиационный мониторинг, связанный с аварией на Чернобыльской АЭС, проводят по схеме общего, не обусловленного этой аварией, мониторинга. Основными задачами этого мониторинга является контроль за непревышеняем дозового предела 1 мЗв/год для критических трупп населения, а также снятие социально-психологической напряженности у жителей. В качестве окончательных результатов дозовых оценок для НП 1-ой группы допускается использовать результата предварительной оценки доз.

В настоящем документе детально изложены способы получения предварительных дозовых оценок, базирующиеся не на модельных (чисто расчетных) представлениях, а опирающиеся на результаты инструментальных измерений.

Основной задачей радиационного мониторинга, проводимого в населенных пунктах 2-ой группы, является определение СГЭД облучения населения и его критических групп. Полученные результаты используются также для верификации моделей формирования доз внешнего и внутреннего облучения и определения тенденций изменения их параметров со временем.

7

Радиационный мониторинг доз внешнего и внутреннего облучения осуществляется в отношении только ^l37Cs, вносящего в настоящее время основной вклад в формирование дозы вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. В отношении внутреннего облучения, при необходимости, может проводиться также выборочный мониторинг содержания ^MSr в пищевых продуктах.

4. РАДИАЦИОННЫЙ МОНИТОРИНГ ДОЗ ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

4.1. ТЕРМИНЫ И ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Ареал населенного пункта - прилегающая к населенному пункту территория, на которой население ведет хозяйственную деятельность (огороды, поля, покосы и т.п.) или проводит свободное время (берег реки, озера, лес и т.п.).

Индивидуальный дозиметрический контроль - в рамках данного документа контроль индивидуальных доз внешнего облучения людей с использованием индивидуальных дозиметров, постоянно находящихся на их теле (одежде).

Локация - участки территории населенного пункта и его ареала, являющиеся, с одной стороны, представительными в смысле описания поведения населения, а с другой стороны, характеризующиеся сходными параметрами поля излучения.

Нулевой фон гамма-дозиметра - сумма собственного фона дозиметра и его отклика на космическое излучение.

Фактор места - отношение мощности дозы чернобыльского компонента гамма-излучения на высоте 1 м над подстилающей поверхностью в данной локации НП или его ареала к аналогичной величине над целинным участком местности.

Фактор поведения - доля времени, проводимого населением в локациях различного типа.

Целинный участок местности - участок местности, не подвергавшийся какой-либо обработке после аварии на Чернобыльской АЭС.

Чернобыльский компонент излучения - компонент ионизирующего излучения, обусловленный радиоактивным загрязнением окружающей среды в результате аварии на ЧАЭС.

Эквивалент индивидуальной дозы Нр(10) - рабочая дозиметрическая величина, которая представляет собой эквивалент дозы в мягкой биологической ткани под заданной точкой тела на глубине 10 мм.

8

Используется для получения оценки эффективной дозы» которая исключает как ее недооценку» так и значительную переоценку.

4.2. ПРОВЕДЕНИЕ ИЗМЕРЕНИЙ

Для проведения радиационного мониторинга внешнего облучения на загрязненных территориях рекомендуется использовать два основных вида измерений:

•    измерение индивидуальных доз внешнего излучения (индивидуальный дозиметрический контроль);

•    измерение мощностей доз гамма-излучения в локациях.

Следует обратить внимание на то, что при проведении измерений на загрязненных территориях» как правило» определяется доза (мощность дозы), обусловленная всеми источниками излучения, включая природные. Для оценки дозы (мощности дозы), создаваемой за счет гамма-излучения ^,37Cs» выпавшего в результате аварии на ЧАЭС (чернобыльского компонента облучения), необходимо дополнительно оценить и вычесть из результатов измерений величину дозы (мощности дозы), неизбежно создаваемой природными источниками.

Основной вклад в дозу (мощность дозы) внешнего облучения от природных источников дают следующие компоненты:

•    космическое излучение, зависящее от широты местности и высоты над уровнем моря;

•    излучение природных радионуклидов (ряды урана и тория» а также радионуклид ^4<ТС), содержащихся в земной коре;

• излучение    природных    радионуклидов»    содержащихся в

строительных конструкциях зданий.

Оценка вклада природных источников в измеряемую величину мощности дозы гамма-излучения в различных локациях может осуществляться путем проведения в тех же точках гамма-спекгрометрических измерений, которые позволяют выделить вклад гамма-излучения    природных    радионуклидов.    При проведении

индивидуального дозиметрического контроля населения сделать это невозможно, тле. существующие индивидуальные дозиметры не позволяют оценить энергетический спектр гамма-излучения. В этом случае приходится из полученных индивидуальных доз вычитать среднее для данной территории значение вклада природных источников. Такой подход может приводить к большим погрешностям оценки индивидуальных доз

на слабозагрязненных территориях, где вклад природных источников может значительно превышать вклад чернобыльского компонента излучения. Поэтому рекомендуется проводить индивидуальный дозиметрический контроль лишь в тех населенных пунктах, плотность радиоактивного загрязнения которых ^U7Cs составляет не менее 370*555 кБк/м² (10-15 Ки/км*).

Индивидуальный дозиметрический контроль позволяет наиболее точно учесть все факторы, влияющие на формирование дозы внешнего облучения у жителей загрязненных территорий. Достаточно длительный период ношения дозиметров позволяет исключить влияние на результаты измерений различие в режимах поведения людей в отдельные дни (выходные и рабочие дни, дождливые и солнечные дни и т.п.), чего достаточно трудно достигнуть при использования иных методов.

При проведении индивидуального дозиметрического контроля жителей загрязненных территорий возникает ряд трудностей, влияющих на достоверность и точность получаемых результатов:

—    в нарушение инструкции по ношению дозиметров, не все жители постоянно носят индивидуальные дозиметры;

—    некоторые жители умышленно искажают результаты измерений, помещая дозиметры в места аномально высокой, мощности дозы (например, под водостоки);

—    при величине чернобыльского компонента дозы меньшей, чем доза природного облучения, очень трудно провести их достоверное разделение.

От этих недостатков в значительной мере свободен метод оценки доз облучения населения загрязненных территорий, основанный на измерении мощностей доз гамма-излучения в различных локациях НП. Он позволяет получить детальную информацию о пространственных характеристиках поля гамма-излучения в НП и его ареале. На основе этих данных, используя информацию о режимах поведения жителей, можно оценить дозы их внешнего облучения. Для этого могут использоваться методы стохастического моделирования, позволяющие исследовать влияние различных факторов на формирование этой дозы (например, индивидуальных особенностей режима поведения), а также получать статистические распределения индивидуальных доз. К недостаткам метода следует отнести его большую трудоемкость и необходимость достоверной информации о режимах поведения различных групп населения или отдельных лиц.

ю