Государственная система санитарно-эпидемиологического нормирования Российской Федерации

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 2.6.1ХК4-95

Издание официальное

Госкомсанэпиднадзор России Москва 1996

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

МУ 2.6.1.024—95

2.3.5. Среднее годовое поступление I радионуклида г для возрастной когорты года рождения Т в календарном году J в i-м НП определяется по формуле:

I'(T,J) = a(T,J) F_rI'(J), вк.    (2.3)

где: Ц(1) -    среднее    годовое    поступление    радионуклида    г    взрослым

жителям реперного НП в J-ом календарном году;

F_f -    коэффициент    пересчета    поступления для i-ro НП по

отношению к реперному НП (с. Муслюмово) - см. табл.2.1.; a(T,J) -    коэффициент    пересчета    поступления возрастной когорте

жителей реперного НП года рождения Т в календарном году J по отношению к поступлению для взрослого населения.

Значения a(T,J) и F_{ даны в таблицах 2.3 и 2.4.

Таблица 2.3.

Соотношение между поступлением Sr-90 с рационом

и питьевой водой детям различного возраста и взрослым a(T,J).

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

2.3.6. Расчет накопленной эффективной дозы внутреннего облучения E|_nt производится для трех основных дозообразующих радионуклидов: цезия-137, стронция-90 и стронция-89. На долю этих трех радионуклидов приходится более 95% эффективной дозы внутреннего облучения. Ввиду различия в метаболизме, вклады цезия и стронция в    расчитываются

по отдельности:

(2.4) П

МУ 2.6.1.024—95

2.3.6. Цезий-137

Накопленная эффективная доза от поступления Сз-137 рассчитывается по модели из Публикации 56 МКРЗ для возрастной когорты Т жителей i-ro НП за весь период как сумма ожидаемых доз от поступления каждого года, которое рассматривается как однократное:

%at) = Z^ec.AT>J)    (²-^б>

J

Здесь    - эффективная доза у возрастной когорты Т жителей i-ro

НП за счет поступления Cs-137 в календарном году J, которая рассчитывается по формуле:

E_aj(T,J) = ek^w(J-T)-I'”(T,J), мЗв,    (2.6)

где /,¹³⁷(Г, J)-    годовое поступление Сз-137 возрастной когорте года

рождения Т в календарном году J в i-ом НП (см. раздел 2.3.4. настоящей Методики); ek!37(J-T) . дозовый коэффициент (Зв/Бк), равный ожидаемой эффективной дозе при единичном однократном поступлении Сз-137 в возрасте (J-Т), согласно Публикации 56 МКРЗ -таблица 2.4.

Таблица 2.4.

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

Воз раст лет Стронций-89 Стронций-90 Сз-13 ек,10‘ мЗв/Б к dk, IQ'5 мГр/Бк ек,10'5 мЗв/Б К dk, 10-5 мГр/Бк ек,10б 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

МУ 2.6Л .024—95

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 ёмкости 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, *)

Ралионуклиды % суммарной активности ^Sr + 90Y 5,4 95Zr + 95Nb 24,9 106Ru + 106Rh 3,7 ^Cs + 137mga 0,036 144Ce + 144Pr 66

*) В следовых количествах присутствовали »9Sr, 147Pr,l55Eu » плутоний.

3.1.2. В результате осаждения радиоактивного вещества на поверхность земли при , прохождении облака выброса образовался Восточно-Уральский радиоактивный след (ВУРС) с общей площадью до 20 тыс. км^ в границах минимальной плотности радиоактивного загрязнения 0.1 Ku/км по 9°Sr и 1 тыс. км- в границах 2 Ки / 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.

П этап - (начальный период существования ВУРС до практически полного распада у-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 ^Sr, поступающего в организм с пищевым рационом.

3.1.4. На формирование дозы облучения населения повлияли меры радиационной защиты, осуществленные на территории с плотностью загрязнения свыше 2 Ku/км- по 9%г. С этой территории было отселено

МУ 2.6.1.024—95

10700 жителей в течение 10 - 670 суток после аварии. Вследствие этого всё население на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа подразделяется на две основные группы:

1 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм было прекращено в момент переселения;

2 группа - внешнее облучение и поступление радионуклидов в организм происходит в течение всей продолжительности существования Восточно-Уральского радиоактивного следа или продолжительности проживания человека на территории с плотностью загрязнения не свыше 2 Ku/км^ по 9%г.

3.2. Доза внешнего р- и у-излучения

Дозы внешнего облучения человека оценивают для двух основных источников излучений:

-    радиоактивное облако выброса;

-    почва на территории, загрязненной радиоактивными нуклидами. Источники излучений, представляемые загрязненными интерьерами помещений, а также загрязненными участками поверхности тела и одежды, не учитываются, поскольку их вклад в суммарную дозу внешнего облучения не превышает 10%. Для рассматриваемой ситуации аэрогенного радиоактивного загрязнения местности восстанавливаются накопленные эффективная доза Е_ех^ и поглощенная доза в коже D^_ext-

3.2.1.    Облучение при прохождении радиоактивного облака.

3.2.1.1.    Эффективную дозу внешнего у-излучения за время прохождения облака Е^у, пропорциональную начальной плотности загрязнения

территории стронцием-90 090» рассчитывают по формуле:

КГ*

К=~^~Ц^а'0 ^кгг'^МЯъ<    (^ЗЛ)

^Уг '

где Ого - начальная плотность загрязнения территории г-ым радионуклидом, Бк!м² ;    = R_t-a_w;

090 - начальная плотность загрязнения территории ⁹⁰Sr, Бк1 м² - отношение начальной активности г-го радионуклида и ^Sr в выпадениях на ВУРС, отн.ед., - табл. 3.2.; k_yr - дозовый коэффициент для условий погружения тела человека в полубесконечное облако выброса r-го радионуклида, (мкЗв-м^у)!{Бк с), - табл. 3.2.;

15

МУ 2.6Л .024—95

Vg - средняя скорость осаждения радиоактивного вещества из

облака на поверхность почвы, принятая равной 0.01 м/с для всех радионуклидов на всем пути прохождения облака.

3.2.1.2. Поглощенную дозу внешнего гамма-излучения в коже за время прохождения облака 2>*°, пропорциональную плотности загрязнения почвы стронцием-90, оценивают по аналогичной формуле:

⁼    мгр,

^vs ^г

где к*_г для кожи также приведены в табл.3.2.

Численные значения параметров формул (3.1) - (3.3)

Таблица 3.2.

Rr, V108, <Ю8, Радионуклид отн. ед. доза в коже, (мкГр*м3)/(Бк-с) эффект, доза, (мкЗв*м^)/(Бк*с) доза в коже, (мкГр*мЗ)/(Бк*с) e°Sr 1.0 - - 0.9 SOy 1.0 - - 6.5 95Zr 4.6 4.3 3.5 0.4 95ыЪ 4.6 4.6 3.5 0.1 loeRu+l°eRh 1.4 0.6 0.5 9.7 0.07 3.5 2.7 1.1 144Ce+l4^Pr 24.4 0.15 0.12 4.8

3.2.1.3.    Дозы внешнего р-облучения при прохождении облака рассчитывают только для единственно облучаемой при этом ткани - кожного покрова. При этом применяют формулу (3,2), подставляя в нее kjf_r вместо к*_г , значения которых приведены в табл.3.2.

3.2.1.4.    Для оценки сочетанного внешнего |3+у-облучения кожи применяют уравнение (3.3):

К)"³

Ah-r ~    куг)*    мЗв,    (3.3)

^Vg г

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

Е_у (J) = Кээ • Zk” _г -а_г0 • J B(i) _e“V^T.dx, мЗв, (3.4)

^г    1957

16

МУ 2.6Л .024—95

где : К_ээ - коэффициент эффективного экранирования у-излучения стенами зданий и сооружений в населенном пункте, отн.ед.- табл 3.3. к^п7Г - дозовый коэффициент для условий внешнего у-облучения тела человека при нахождении его на поверхности почвы, содержащей г-й радионуклид, (мкЗв м²)1(Бк с), - табл. 3.4;

ct^q - начальная плотность загрязнения территории г-ым радионуклидом, Бк1м²; по отношению к ^9Sr выражается как — Ry • <j^q - см. табл.3.2;

X-    константа    скорости    радиоактивного распада    г-го

радионуклида;

B(t) -    функция изменения мощности дозы у-излучения    с

поверхности почвы в результате естественных процессов заглубления радиоактивного вещества в почве, отн.ед..

3.2.2.2.    Среднегодовой коэффициент эффективного экранирования складывается из факторов экранирования у-излучения стенами зданий при нахождении человека внутри помещений и фактора времени пребывания человека внутри и вне помещений:

Кээ = (К, - Т_п +(1 -т_п)).К_с, отит    (3.5)

где К_э - коэффициент экранирования у-излучения внутри помещения, отн.ед.;

Т_п - среднегодовая доля времени пребывания в помещении, отн.ед..

Kq - среднегодовой коэффициент снижения мощности дозы в воздухе

снежным покровом, равный 0.85.

Для реальных условий жизнедеятельности преимущественно сельского населения на территории Восточно-Уральского радиоактивного следа К_э меняется в пределах от 0.05 до 0.3, составляя в среднем около 0.1. Доля времени пребывания человека в помещении Т_п зависит от возраста и профессиональной занятости: от 0.4 - для лиц, непосредственно занятых на работе в поле, до 0.8 - для лиц с преимущественной профессиональной занятостью внутри помещений - табл. 3.3.

3.2.2.3.    Значения В в зависимости от времени после аварии 0 определяются как

В(0) = 0.63 ехр(-1.13 0) + 0.37 ехр(-0.075 0) , отн.ед.,    (3.6)

где 0 - в годах .

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

17

МУ 2.6.1.024—95

Таблица 3.3 Значения среднегодового коэффициента эффективного экранирования Кээ в зависимости от условий жизнедеятельности населения

Параметр Наихудшие Наилучшие Средние условия 1 условия условия Коэффициент экранирования кэ 0.3 0.05 0.1 Доля времени пребывания в помещениях Тп 0.4 0.8 0.7 Коэффициент эффективного экранирования 0.6 0.2 0.3 Кээ

Таблица 3.4

Дозовые коэффициенты к!}г для условий внешнего у-облучения человека с поверхности загрязненной почвы

Радионуклид к”10'\(мкЗвм2)/(Бк-с) 95Zr 6.8 95Nb 7.0 106Ru+106Rh 1.0 137Cs 5.4 144Ce+144Pr 0.2

3.3. Доза внутреннего облучения

З.ЗЛ. Исходные данные.

З.З.1.Х. 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.

МУ 2.6.1.024—95

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:

Г(1957-7) ^

)    уГ    L^ekr    ^гО , мЗв,    (3.7)

^v g    ^г

где Ем - эффективная доза, накопленная вследствие ингаляционного поступления г радионуклидов за время прохождения облака выброса, мЗв;

V(1957-Т) - интенсивность дыхания людей в зависимости от возраста, м³/с, - табл. 3.5;

V_g    -    средняя скорость осаждения, равная 0.01    м/с;

ек1”*    -    дозовый    коэффициент,    мЗв/Бк, для ингаляционного

поступления r-того радионуклида - табл.П2 Приложения:

0*_о    -    начальная    плотность    загрязнения    территории    г-ым

радионуклидом, Бк/м^ - см. пояснение к уравнению (3.1).

19

МУ 2.6.1.024—95

Таблица 3.5 Интенсивность дыхания V у людей разного возраста

Возраст, лет V, м3/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

3.3.3. Внутреннее облучение от поступления радионуклидов с пищей

3.3.3.1.    Продолжительность начального поступления всей смеси радионуклидов, а затем только 90sr и ^⁷Cs в организм разных групп населения с пищей различна. У отселенных жителей это поступление было прекращено после отселения, у остального населения поступление ^Sr и ^⁷Cs продолжается до настоящего времени.

3.3.3.2.    Для расчета средних накопленных поглощенной в органе дозы D! и

эффективной дозы Е.^ используют уравнения (3.8) и (3.9), учитывающие

среднее поступление г радионуклидов в организм когорты жителей года рождения Т в течение времени от момента аварии в 1957 г. до года J:

Г J

где dk"^tg{J-^rr) и ek^u*{J-T) - дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой

поглощенной в органе или эффективной дозы от разового пищевого поступления радионуклида г 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.ПЗ Приложения;

i_r(T_yJ)    -    среднее    годовое    поступление    г-го

радионуклида с пищей в J-том году группе жителей Т-го года рождения, нормированное на плотность загрязнения почвы стронцием-90, (Бк-

м²)/Бк⁹⁰Бг.

20

МУ 2.6.1,024—95

1.    Область применения    4

2.    Требования к методике реконструкции накопленной дозы у

жителей бассейна реки Теча.    7

2.1.    Характеристика населенных пунктов    7

2.2.    Доза внешнего гамма-излучения    8

2.3.    Доза внутреннего облучения    10

3.    Требования к методике реконструкции накопленной дозы у населения зоны радиационной аварии на

производственном объединении "Маяк" 29 сентября    1957 г. 14

3.1.    Исходные данные    14

3.2.    Доза внешнего Р- и у-излучения    15

3.3.    Доза внутреннего облучения    18

4.    Требования к методике реконструкции дозы облучения

жителей Челябинской области инкорпорированными трансурановыми радионуклидами    22

4.1.    Исходные данные    22

4.2.    Методика расчета дозы от ингаляции трансурановых

радионуклидов    22

4.3.    Пример расчета поглощенной и эффективной дозы    23

5.    Требования к определению накопленной эффективной    25

дозы

5.1.    Накопленная эффективная доза у жителей бассейна    р.Течи 25

5.2.    Накопленная эффективная доза у жителей зоны аварии

ПО"Маяк" 29 сентября 1957 г.    25

Приложение

МУ 2.6.1.024—95

3.3.3.3. Значения ежегодного поступления радионуклидов i_r(T,J)_t используемые в уравнениях (3.8) и (3.9), основаны на экспериментальных данных, полученных в результате систематических исследований пищевых рационов сельского населения региона БУРС. В зависимости от продолжительности проживания жителей до их отселения объем потребления пищи и поступление радионуклидов с пищей на протяжении периода до окончания отселения изменялись. Годовое поступление у этой группы, отнесенное к плотности загрязнения территории ^Sr, на протяжении первых двух лет было меньшим, чем у неотселенных жителей. Ежегодное годовое поступление ^Sr и других радионуклидов с пищей для групп отселенных и неотселенных жителей разного возраста представлено в табл. П.4 Приложения.

21

МУ 2.6.1.024—95

1.3.    Согласно настоящим методическим указаниям определяются накопленные средняя поглощенная доза в наиболее облучаемых органах 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.

1.4.    Согласно настоящим Указаниям определяется накопленная за период

радиационного воздействия средняя поглощенная доза в органе и ткани t группы жителей населенного пункта как сумма дозы внешнего бета- и гамма-излучения    и    дозы    внутреннего    облучения    D^_nt*

D^t=Dt_ext+Dt_int    (1.1)

Доза внешнего излучения складывается из средней дозы бета-излучения р и гамма-излучения D*y в органе или ткани t:

(1.2)

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

^int^^inh+^ing    (1-3)

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_ext и внутреннего E[_nt облучения, причем доза внешнего излучения складывается из дозы бета- (Ер) и гамма- (Еу)

излучения, и доза внутреннего облучения - из ингаляционной E[_nh и пищевой E(_ng компонент.

1.6.    При подготовке нас^^щих Указаний использованы материалы и ишюжения отечественных и международных документ" °° оапнационной защите:

Норм*радиационной безопасности НРБ-76/87;

Методических указаний ГКСЭН РФ МУ-2.7.7.001-93 от 12.03.93 г. и МУ 2.6.1,016-93 от 27.12.93 г.

Публикаций МКРЗ № 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

Понятие эффективной дозы и соответствующие взвешивающие факторы определены в Публикации 60 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ, 1990 г.)

5

МУ 2.6.1.024—95

поверхностную активность долгоживущих радионулидов 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 М3 РФ и органами Госсанэпиднадзора; о содержании радионуклидов в организме жителей региона - УНПЦРМ и Филиал ом-1 ИБФ.

1.8. В документе в соответствии с установившейся практикой используются как единицы СИ, так и внесистемные единицы:

Величина Символ Единицы СИ Внесистемные единицы Доза в органе, ткани D мГр Рад Эффективная доза Е мЗв бэр Мощность дозы в органе, ткани D мкГр/час, мкГр/сут мрад/час, мрад/сут Мощность эффективной дозы Е мЗв/сут, мЗв/мес мбэр/сут, мбэр/мес Поверхностная активность радионуклида в почве о Бк/м^ Ки/км^ мкКи/м^ Мощность эффективной дозы, нормированная на поверхностную активность нуклида е нЗв • м7 мбэрм2 Бк • сут мкКи * сут Мощность экспозиционной дозы Р ~ мР/ч Удельная активность радионуклида S Бк/кг нКи/кг Концентрация радионуклида С Бк/мЗ, Бк/л нКи/м^, нКи/л

6

МУ 2.6.1.024—95

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.

i Населенный пункт Растояние от точки сбросов, км F* Примечани я 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 Значения F( получены непосредственно из данных измерений Sr-90 в организме и

жителей НП по реке Теча и могут уточняться по мере накопления данных измерений.

7

МУ 2.6.1.024—95

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 НИ и в его ареале, зависящая от плотности загрязнения почвы радионуклидом, распределениия 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-ro НП определяется как сумма годовых доз:

е»лп=те:лг,л

j

Здесь и далее по тексту:

i - индекс населенного пункти по списку из таблицы 2.1;

МУ 2.6.1.024—95

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).

Годовая эффективная доза Е?_Ш{Т_У1) у возрастной когорты года рождения Т жителей i-ro НП, обусловленная гамма-излучением в году J, определяется соотношением:

E‘_al(T,J) = f C^£-K_c S160-Y_tF_J(J-T) ^(J), мЗв,    (2.2)

J

где - безразмерный коэффициент, характеризующий среднегодовое влияние снежного покрова на величину мощности дозы гамма-излучения, принятый равным 0.85;

/ -    коэффициент перехода от экспозиционной дозы к

поглощенной дозе в воздухе, равный 8.75*10"® мГр/мкР;

С* -    коэффициент перехода от поглощенной дозы в воздухе к

величине эффективной дозы, принятый равным 0.7 мЗв/мГр;

8760 - количество часов в году;

Fj(J-T)- доля времени, в течение которого лица возраста (J-T)

находятся в j-той точке внутри НП или в его ареале, час/год (таблица 2.2);

P^(J) - мощность экспозиционной дозы на высоте 1м, 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_S(J-T) для различных возрастных (J-T) групп населения и типовых мест пребывания (j).

Возрастная группа населения	Пойма	Приусадебн ые уч. и улицы	Помещени я	Вне загрязненных территорий
Дети (0-блет) и пенсионеры (>60лет)	0.04	0.25	0.71	-
Дети и подростки (7-15лет)	0.08	0.21	0.63	0.08
Взрослые (16-59лет)	0.04	0.13	0.46	0.38

9

МУ 2.6.1.024—95

2.2.6.    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.