МР 2.6.1.0079-13
Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенных пунктов, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году ПО "Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча

Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование _ Российской    Федерации_

2.6.1. ГИГИЕНА. РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Проведение комплексного экспедиционного радиационногигиенического обследования населенных пунктов, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Тена

Методические рекомендации МР 2.6.1.0079—13

Издание официальное

Москва • 2013

Федеральная служба по надзору в сфере защиты прав потребителей н благополучия человека

2.6.1. ГИГИЕНА. РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенных пунктов, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча

Методические рекомендации МР 2.6.1.0079—13

ББК51.26

П78

П78 Проведение комплексного экспедиционного радиационногигиенического обследования населенных пунктов, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Тема: Методические рекомендации.—М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2013.—31 с.

ISBN 978—5—7508—1225—7

1.    Разработаны: Федеральным бюджетным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П. В. Рамзаева» Роспотребнадзора (Л. Н. Ьарконский, Г. Я. Брук, В. Ю. Голиков, М. В. Кадука, О. С. Кравцова, И. Г. Травникова, В. А. Яковлев).

2.    Утверждены руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г. Г. Онищенко 21 октября 2013 г.

3.    Введены впервые.

ЬБК 51.26

ISBN 978—5—7508—1225—7

С Роспотребнадзор, 2013 С Федеральный центр гигиены и

эпидемноло!ии Роспотребнадзора, 2013

MP 2.6.1.0079—13

Содержание

I.    Область применения.............................................................................................4

II.    Общие положения.................................................................................... 5

III.    Проведение обследований....................................................................................5

3.1.    Внешнее облучение.......................................................................................5

3.2.    Внутреннее облучение................................................................................14

Приложение 1. Опросная карта для органов исполнительной власти.................21

Приложение 2. Опросная карта для населения: внешнее облучение...................24

Приложение 3. Докуме1ггация дозиметрического контроля внешнего

гамма-излучения............................................................................25

Приложение 4. Документация измерений на счетчике излучения

человека..........................................................................................26

Приложение 5. Опросная карта для населения: внутреннее облучение..............27

Приложение 6. Результаты измерения удельной активности

радионуклидов в пробах................................................................29

Приложение 7. Нормативные ссылки.....................................................................30

Приложение 8. Определения, используемые в МР................................................31

3

MP 2.6.1.0079—13

УТВЕРЖДАЮ Руководитель Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Главный государственный санитарный врач Российской Федерации

Г. Г. Онищенко

21 октября 2013 г.

2.6.1. ГИГИЕНА. РАДИАЦИОННАЯ ГИГИЕНА. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Проведение комплексного экспедиционного радиационно-гигиенического обследования населенных пунктов, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча

Методические рекомендации МР 2.6.1.0079—13

I. Область применения

Настоящие методические рекомендации (далее - МР) предназначены для использования органами и организациями Роспотребнадзора при проведении комплексных экспедиционных радиационно-гигиенических обследований населенных пунктов с целью последующего проведения расчетов текущих средних годовых эффективных доз (далее - СГЭД) облучения* жителей населенных пунктов (далее - НП) Российской Федерации, расположенных на территориях, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 году на производственном объединении «Маяк» (далее - ПО «Маяк») и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча.

Здесь и далее пол дозами облучения следует понимать дозы, обусловленные радиоактивным загрязнением территории вследствие аварии 1957 года на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча. Под средней годовой эффективной дозой облучения понимается эффективная годовая доза, средняя у жителей данного НП или у критической группы населения.

MP 2.6.1.0079—13

П. Общие положения

В МР изложены рекомендации по проведению комплексных радиационно-гигиенических обследований НП, расположенных на территориях, радиоактивно загрязненных вследствие аварии в 1957 году на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча.

Проведение таких обследований позволяет решать следующие задачи:

•    получение данных для выполнения уточненных оценок текущих доз внешнего и внутреннего облучения населения;

•    прогнозирование долговременных тенденций изменения радиационной обстановки в результате естественных процессов, происходящих в окружающей среде, а также вследствие хозяйственной деятельности человека;

•    получение данных для уточнения параметров радиологических моделей.

Радиационно-гигиеническое обследование обстановки на территории НП включает в себя:

•    измерение мощностей доз гамма-излучения в локациях НП и его ареала;

•    измерение удельной активности ^,37Cs и ^Sr в пищевых продуктах местного происхождения;

•    измерение содержания ¹³ Cs в организме жителей на установках счетчиках (спектрометрах) излучения человека (далее - СИЧ);

•    проведение индивидуальных анкетных опросов жителей о режимах их поведения и структуре рационов питания.

Ш. Проведение обследований

3.J. Внешнее облучение

Для определения доз внешнего облучения при проведении радиационно-гигиенических обследований НП проводится дифференцированная оценка мощностей доз природного и техногенного гамма-излучения в локациях.

В результате измерений мощности амбиентной эквивалентной дозы гамма-излучения (далее - мощность дозы гамма-излучения) на загрязненных техногенными радионуклидами территориях определяется мощность дозы, обусловленная всеми источниками излучения, включая природные. Для дифференцированной оценки мощности дозы, создаваемой за счет гамма-излучения ^,37Cs (техногенный компонент облучения), необходимо с использованием гамма-спектрометрических измере-

MP 2.6.1.0079—13

ний дополнительно оценить и вычесть из полученных результатов измерений полной мощности дозы величину мощности дозы, создаваемую природными источниками излучения.

Необходимо учитывать, что показания гамма-дозиметра при проведении измерений на загрязненной техногенными радионуклидами местности определяются четырьмя основными компонентами:

•    гамма-излучение природных радионуклидов;

•    гамма-излучение техногенных радионуклидов;

•    космическое излучение;

•    собственный фон дозиметра.

Вклад в показания гамма-дозиметра космического излучения и собственного фона прибора (нулевой фон) должны заранее определяться для каждого используемого гамма-дозиметра и вычитаться из результатов измерении. Для уменьшения погрешности получаемых результатов за счет этой процедуры следует выбирать гамма-дозиметры, имеющие минимальную величину нулевого фона. К ним относятся гамма-дозиметры со сцинтилляционными датчиками из пластмассы.

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

3.1.1. Измерение мощностей доз гамма-излучения в различных локациях

Дозы внешнего техногенного облучения за счет радиоактивного загрязнения местности, средние для различных групп жителей НП, могут быть получены на основе дифференцированной оценки мощностей доз гамма-излучения техногенных радионуклидов в различных локациях данного НП и его ареала и данных о режимах поведения населения. При этом мощность дозы гамма-излучения рекомендуется измерять в следующих локациях: улица, жилой дом, двор жилого дома, огород, производственное здание, рабочие дворы, пашня, целина, зона отдыха, лес, берег водоема (озера, пруда и т. п.), пойма реки.

Измерение мощности дозы внешнего гамма-излучения при уровнях, близких к фоновым (а именно такие измерения чаще всего встречаются в практике радиационного контроля), требует учета ряда параметров измерительного прибора, которые обычно не отражаются в технической документации на приборы и в методиках выполнения измерений и в настоящее время метрологически не обеспечены. Тем не менее,

6

MP 2.6.1.0079—13

игнорирование их может приводить к заметному искажению результатов измерений.

Каждый гамма-дозиметр имеет собственный фон, т. е. ненулевые показания прибора при истинном значении измеряемой величины, равный «0». Для каждого гамма-дозиметра характерна и собственная величина «отклика» на космическое излучение, т. е. вклад космического излучения в его показания, выраженный в единицах мощности дозы гамма-излучения. Он, как правило, не равен реальной мощности дозы космического излучения и может существенно от нее отличаться. Суммарное значение собственного фона гамма-дозиметра и его отклика на космическое излучение в ряде случаев может быть сравнимо или даже превышать значение измеряемой величины - мощности дозы гамма-излучения.

При проведении измерений фоновых значений мощности дозы гамма-излучения учет суммарной величины собственного фона и отклика на космическое излучение (нулевого фона) используемого гамма-дозиметра является необходимым элементом методики радиационного контроля. Отсутствие в документации на гамма-дозиметры информации об их нулевом фоне приводит к необходимости проведения специальной калибровки, которую пользователь должен периодически проводить для всех используемых им дозиметрических приборов.

Как уже указывалось в п. 3.1, при проведении измерений мощности дозы гамма-излучения необходимо учитывать, что показания гамма-дозиметра складываются из четырех основных компонентов:

•    мощность дозы гамма-излучения природных радионуклидов;

•    мощность дозы гамма-излучения техногенных радионуклидов;

•    отклик на космическое излучение;

•    собственный фон прибора.

Сумма первых двух компонентов является измеряемой величиной при проведении измерения мощности дозы, и задачей обработки результатов измерений является получение данной величины из результатов измерений данным дозиметрическим прибором.

Третий компонент определяется вкладом в показания дозиметрического прибора космического излучения. Этот вклад, как правило, не равен истинной мощности дозы космического излучения и различен для разных типов дозиметров. Он может изменяться в зависимости от космических процессов, состояния атмосферы и места проведения измерений. Важен корректный учет этого компонента. Чем меньше чувствительность гамма-дозиметра к космическому излучению, тем меньшую погрешность в измеренную величину мощности дозы гамма-излучения

MP 2.6.1.0079—13

вносит процедура вычитания вклада космического излучения в показания гамма-дозиметра. Чувствительность гамма-дозиметра к космическому излучению принято характеризовать величиной его отклика на космическое излучение в единицах измерения мощности дозы гамма-излучения. Для большинства серийных дозиметрических приборов, основанных на использовании газоразрядных счетчиков, эта величина составляет 18—35 нГр/ч.

Четвертый компонент характеризует показания дозиметра в условиях отсутствия внешних излучений, обусловленные наличием радиоактивных примесей в материалах его конструкции, особенностями используемых в нем физических принципов регистрации излучений, шумами в электронных схемах и т. д. Чем больше величина собственного фона дозиметра, тем большую погрешность вносит процедура его вычитания в результаты измерений. Поэтому при прочих равных условиях следует отдавать предпочтение гамма-дозиметрам, имеющим меньший собственный фон. Собственный фон гамма-дозиметра принято характеризовать средней величиной его показаний в отсутствии внешних излучений в единицах измерения мощности дозы гамма-излучения. Для большинства серийных дозиметрических приборов, основанных на использовании газоразрядных счетчиков, эта величина составляет 35—45 нГ'р/ч.

Для получения мощности дозы гамма-излучения необходимо из показаний дозиметра вычесть численное значение его нулевого фона, равное сумме его собственного фона и отклика на космическое излучение.

Измерения нулевого фона гамма-дозиметра могут проводиться над поверхностью водоема, где вклад гамма-излучения природных и техногенных радионуклидов незначителен, а показания дозиметра практически полностью шфсдсляются суммой его собственного фона и отклика на космическое излучение. Эти условия выполняются при проведении измерений над поверхностью водоема глубиной более 3 м на расстоянии 100—150 м от берега. Наличие таких данных для каждого используемого для проведения измерений гамма-дозиметра позволит корректно интерпретировать результаты измерения мощности дозы гамма-излучения на открытой местности и, с несколько большей погрешностью, в зданиях и сооружениях, так как вклад космического излучения в показания дозиметра в домах несколько отличается от этой величины на открытой местности из-за экранирующего действия конструкций дома. Коэффициент экранирования, как правило, составляет 0,9—1,0 и не приводит к существенному увеличению погрешности измерений. Проведение вышеописанной процедуры не составляет большой сложности.

MP 2.6.1.0079—13

Важную роль в обеспечении качества измерений мощности дозы гамма-излучения играет соблюдение геометрии измерений. При проведении измерений на открытой местности разница в показаниях гамма-дозиметра при размещении его датчика на поверхности земли и на высоте 1 м над землей достигает 1,5 раз, при наличии же неоднородного радиоактивного загрязнения местности или поверхностного загрязнения бета-излучающими радионуклидами эта разница может быть значительно большей. Поэтому при проведении измерений датчик гамма-дозиметра должен устанавливаться на высоте 1 м над поверхностью земли, что наиболее соответствует условиям облучения людей. Следует иметь специальные штатные средства обеспечения точной установки датчика на этой высоте (подставка, штатив и т. п.).

Необходимо учитывать место размещения датчика гамма-дозиметра относительно дозиметриста. При размещении его вблизи тела человека наблюдается занижение показаний дозиметра за счет экранирования датчика телом, которое может состаачять 20 и более процентов. Поэтому при проведении измерений дозиметрист должен располагаться не ближе 1 м от датчика дозиметра, а посторонние люди - не ближе 5 м. При отсутствии специальных средств фиксации датчика дозиметра допускается держать его в вытянутой в боковую сторону руке для максимального уменьшения эффекта экранирования датчика телом дозиметриста.

Для проведения измерений мощности дозы гамма-излучения на открытом воздухе следует, по возможности, выбирать ровные участки местности размером не менее 60 х 60 м так, чтобы расстояние до ближайшего здания от точки измерения было не менее 30 м. При выполнении измерений в помещении датчик прибора следует размещать вблизи центра помещения. Расстояние от точки измерения до окон, печки, дверных проемов должно быть не менее 2—3 м.

Статистическая погрешность результатов измерений не должна превышать 10—20 % при доверительной вероятности 0,95.

При проведении измерений в НП точки измерений в локациях, прилегающих к жилым домам (улица, дом, двор, огород), должны группироваться в районе исследуемых домов. Исследуемые дома должны, по возможности, равномерно распределяться по территории НП.

Измерение мощностей доз гамма-излучения на открытой местности рекомендуется проводить не менее, чем через сутки после дождя (допускается проведение измерений не ранее, чем через 3 ч после дождя). Это необходимо, чтобы избежать искажения результатов измерений вследствие временного повышения мощности дозы гамма-излучения за