Товары в корзине: 0 шт Оформить заказ
Стр. 1
 

57 страниц

422.00 ₽

Купить МУ 2.6.1.2153-06 — бумажный документ с голограммой и синими печатями. подробнее

Распространяем нормативную документацию с 1999 года. Пробиваем чеки, платим налоги, принимаем к оплате все законные формы платежей без дополнительных процентов. Наши клиенты защищены Законом. ООО "ЦНТИ Нормоконтроль"

Наши цены ниже, чем в других местах, потому что мы работаем напрямую с поставщиками документов.

Способы доставки

  • Срочная курьерская доставка (1-3 дня)
  • Курьерская доставка (7 дней)
  • Самовывоз из московского офиса
  • Почта РФ

В методических указаниях содержатся требования по сбору исходных данных, характеризующих радиационную обстановку в случае радиоактивного загрязнения окружающей среды путем атмосферного переноса радиоактивной принеси, и последующей оценке возможных доз облучения населения.

 Скачать PDF

Оглавление

1. Область применения

2. Нормативные ссылки

3. Термины и определения

4. Основные фазы развития радиационной аварии и пути облучения населения

5. Общие требования к проведению радиационного мониторинга

6. Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведении радиационного мониторинга

7. Виды измерений в населённых пунктах. контролируемые параметры

     7.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения

     7.2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения

     7.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах

     7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе

8. Оценка доз облучения населения

     8.1. Оценка дозы внешнего гамма-излучения

     8.2. Опенка дозы внутреннего облучения

     8.3. Оценка суммарной дозы облучения населения

Приложение 1. Перечень методических и нормативных документов, определяющих требования к проведению радиационного мониторинга

Приложение 2. Форма заполнения протокола измерений мощностей доз гамма-излучения

Приложение 3. Средние значения мощностей доз гамма-излучения в различных точках НП

Приложение 4. Форма заполнения протокола измерений индивидуальных доз гамма-излучения

Приложение 5. Методические аспекты проведения измерений содержания в щитовидной железе

Приложение 6. Коэффициенты перехода от концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью

Приложение 7. Коэффициенты перехода от единичной поверхностной активности радионуклида в почве к мощности поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1 м над поверхностью земли

Приложение 8. Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБк радионуклида с вдыхаемым воздухом, м3в/кБк

Приложение 9. Дозовые коэффициенты для перехода от единичного поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы

Стр. 1
стр. 1
Стр. 2
стр. 2
Стр. 3
стр. 3
Стр. 4
стр. 4
Стр. 5
стр. 5
Стр. 6
стр. 6
Стр. 7
стр. 7
Стр. 8
стр. 8
Стр. 9
стр. 9
Стр. 10
стр. 10
Стр. 11
стр. 11
Стр. 12
стр. 12
Стр. 13
стр. 13
Стр. 14
стр. 14
Стр. 15
стр. 15
Стр. 16
стр. 16
Стр. 17
стр. 17
Стр. 18
стр. 18
Стр. 19
стр. 19
Стр. 20
стр. 20
Стр. 21
стр. 21
Стр. 22
стр. 22
Стр. 23
стр. 23
Стр. 24
стр. 24
Стр. 25
стр. 25
Стр. 26
стр. 26
Стр. 27
стр. 27
Стр. 28
стр. 28
Стр. 29
стр. 29
Стр. 30
стр. 30

Государственное санитарно-эпидемиологическое нормирование Российской Федерации

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем

Методические указания МУ 2.6.1.2153-06

Издание официальное

Москва *2007

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

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем

Методические указания МУ 2.6.1.2153—06

МУ 2.6Л 2153—06

билитации загрязненной территории; эффективности мер радиационной защиты населения. Пути облучения населения на этой фазе аварии те же, что и на промежуточной фазе аварии.

5. Общие требования к проведению радиационного мониторинга

5.1.    Радиационный мониторинг природной и жилой сред начинается на ранней стадии радиационной аварии и далее продолжается по мере необходимости. Радиационные измерения вначале связаны с прохождением радиоактивного облака, и включают измерения концентраций отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха, измерения мощности дозы в воздухе. После окончания радиоактивных выпадений начинаются измерения поверхностной активности на почве, измерения удельной активности отдельных радионуклидов в воде, продуктах питания и других объектах окружающей среды, продолжаются измерения мощностей доз в воздухе.

5.2.    Органы и учреждения Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека контролируют и проводят радиационные измерения в населенном пункте и его ареале. Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте, подлежащие контролю, перечислены в табл. 5.1.

5.3.    На ранней фазе радиационной аварии (во время выброса) проводятся измерения только мощности дозы гамма-излучения в воздухе на открытой местности для обнаружения и фиксирования прихода радиоактивного облака. Значение измеренной мощности дозы на высоте 1 м над подстилающей поверхностью 0,1мЗв ч‘1 (-10 мР ■ н'1) является нижним граничным значением мощности дозы в облаке, при достижении которого необходимо рассмотреть вопрос о введении таких защитных мероприятий, как блокирование щитовидной железы и временное укрытие жителей.

На промежуточной фазе аварии (после окончания радиоактивных выпадений) в полной мере начинаются измерения на всех объектах (табл. 5.1), подлежащих контролю подразделениями территориальных управлений Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека.

Результаты измерений, полученные в это время, используют для получения прогнозных оценок доз облучения населения за l-ый месяц и за 1-ый год.после аварии в отсутствии мер радиационной защиты. Кроме того, результаты этих измерений должны использоваться в качестве исходных данных для реконструкции доз облучения населения, проживающего на подведомственной территории.

МУ 2.6.1.2153—06

Таблица 5.1

Объекты и параметры радиационного мониторинга населения на промежуточной фазе радиационной аварии

Объект

контроля

Параметры

измерений

Технические

средства

Подстилающая поверхность населенных пунктов и их ареалов

Мощность дозы гамма-излучения

Носимые дозиметры

Здания

Мощность дозы гамма-излучения

Носимые дозиметры

Пробы почвы

Поверхностная активность радионуклидов

Гамма- и бета-спектрометры, радиохимическое выделение, бета-радиометры

Пробы питьевой воды

Удельная активность радионуклидов

Радиохимическое выделение, бета-радиометры, гамма-спектрометры

Пробы пищевых продуктов (включая природные)

Удельная активность радионуклидов

Гамма и бета-спектрометры, радиохимическое выделение, бета-радиометры

Население

Индивидуальные дозы внешнего облучения за период контроля; содержание радионуклидов в организме

Индивидуальные термолюминесцентные дозиметры (ТЛД); счетчики излучения человека (СИЧ)

б. Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведении радиационного мониторинга

6.1.    Методики проведения измерения должны быть аттестованы и согласованы с Госстандартом России в установленном порядке. Все средства измерений должны иметь свидетельство о действующей государственной поверке. Основные методические и нормативные документы, определяющие требования к проведению радиационного мониторинга, приведены в прилож. 1.

6.2.    Выбор средств измерений мощности дозы гамма-излучения регламентируется следующими параметрами:

•    энергетический диапазон измерений - не менее 0,05—3 МэВ;

•    нижняя граница диапазона измерений - не выше 0,1 мкЗвч'(10 мкР • ч1);

•    верхняя граница диапазона измерений в режиме «поиск» - не ниже 1 Зв • ч’1 (100 Р * ч'1);

11

•    продолжительность периода усреднения показаний в режиме «поиск» - не более 2 с;

•    основная погрешность показаний измерительного прибора - не больше 15 %;

•    погрешность, обусловленная зависимостью показаний измерительного прибора от энергии гамма-излучения в диапазоне 0,05—3 МэВ - не больше 40 %;

•    метеорологические условия измерений - всепогодное исполнение прибора;

•    в конструкции измерительного прибора должна быть предусмотрена возможность его дезактиваций.

6.3. Примерный перечень аппаратуры для проведения радиационных измерений, представлен в табл. 6.1. Для проведения измерений могут быть использованы другие усовершенствованные и вновь разработанные приборы, удовлетворяющие требованиям п. 6.2.

Таблица 6.1

Примерный перечень аппаратуры для проведения радиационных измерений

Наименование, тип приборов и оборудования

Универсальный спектрометрический комплекс (типа «Гамма Плюс», «Прогресс») в комплекте с блоками детектирования в свинцовой защите: сцинтилляционный 63 х 63 (-гамма); сцинтилляционный 80 х 100 (-бета) Гамма-спектрометр с полупроводниковым детектором

Гамма-спектрометр со сцинтилляционным детектором_

Радиометр-спектрометр типа РСУ-01 «Сигнал», «Прогресс-Спектр» или радиометр типа РУБ-01П6

Измеритель мощности дозы портативный с устройством определения географических координат ДКГ-01 «Сталкер»

Мобильный гамма-бета спектрометр с блоками детектирования 63 х 63 и 80 х 100 в свинцовой защите

Дозиметры типа ДРГ-01Т, ДБГ-06Т, ДБГ-01Н

Радиометр-дозиметр МКС-01Р_

Поисковые приборы СРП-88Н, СРП-68-01_

Стационарные и переносные СИЧи

ТЛ-приборы с комплектами индивидуальных термолюминесцентных дозиметров

Дозиметр ДКС-04 или комплект для индивидуальной дозиметрии типа АКИД-201 С, КТД-02, ДТУ-01_

Приборы для радиационной разведки ДП-5

12

МУ 2.6.1.2153—06

7. Виды измерений в населённых пунктах, контролируемые параметры

7.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения

7.1.1.    Для внешнего облучения населения ведущими радионуклидами являются l37Cs, l34Cs, 136Cs, mI, l33I, I32Te+,32I, I40Ba+I40La, 95Zr+'95Nb, l03Ru, 106Ru, !25Sb, U4Ce. Энергетический спектр этих радионуклидов содержит, в основном, гамма-излучение с энергией от 0,1 до 2 МэВ, что обеспечивает их уверенную регистрацию штатными приборами. Более полный список радионуклидов, содержащихся в выбросах при различных сценариях ядерных аварий, и их основные характеристики приведены в прилож. 2.

7.1.2.    Измерения мощности дозы проводятся носимыми дозиметрами гамма-излучения на высоте 1 м над поверхностью земли при измерениях на открытой местности, и на высоте 1 м над полом в центре комнаты при измерениях в домах. В измерениях должны использоваться дозиметры гамма-излучения, имеющие действующий аттестат о метрологической поверке. Статистическая погрешность результатов измерений не должна превышать 5 %.

7.1.3.    Измерения должны быть проведены в следующих точках и участках населенного пункта и его ареала, связанных с режимом поведения различных групп населения:

•    жилые помещения домов, типичных для данного населенного пункта;

•    приусадебные участки;

•    улицы;

•    производственные помещения;

•    открытые производственные зоны;

•    целина;

•    пахота;

•    зоны отдыха (лес, луг, берег реки и др.).

При выборе точек измерений следует руководствоваться следующими соображениями:

•    Точки измерений на улицах должны выбираться в зонах преимущественного нахождения людей (тротуары, площадки у магазинов, детские площадки), включать все типы покрытий, имеющихся в НП (целина, грунтовое покрытие, асфальт), и более или менее равномерно распределяться по его территории. Общее количество точек измерения должно быть примерно равно территории НП в км2, умноженной на 10 (но не менее 5 точек на НП). Распределение точек измерений по типам

13

МУ 2.6.1.2153—06

покрытий должно примерно соответствовать долям последних в общей площади (протяженности) улиц.

•    Точки измерений в домах должны включать все имеющиеся в НП типы домов (1-этажные деревянные, 1-этажные каменные, многоэтажные). Должно быть обследовано не менее 10% имеющихся в НП домов каждого типа (но не менее 3 домов на НП). Для одноэтажных домов усадебного типа измерения рекомендуется проводить в двух комнатах: примыкающей к уличной стене и примыкающей к огороду. При наличии каменных домов различного вида (из красного кирпича, из белого кирпича, из шлакоблоков, из бетонных панелей и т. д.) необходимо провести измерения в домах каждого вида из того же расчета (примерно для 10 % общего числа домов, но не менее 3 домов каждого вида). Дома, в которых проводятся измерения, должны быть, по возможности, равномерно распределены по территории НП.

•    Точки измерения во дворах должны выбираться примерно в середине двора в зоне доступной для пребывания людей. Не следует выбирать их на клумбах, в палисадниках и т. д. Рекомендуется проводить измерения во дворах именно тех домов, внутри которых проводились измерения. Мощность дозы, как правило, измеряется в одной точке двора. Точки измерения во дворах должны быть, по возможности, равномерно распределены по территории НП и охватывать не менее 10% всех дворов (но не менее 5 дворов на НП).

•    Точки измерения на огородах должны быть, по возможности, равномерно распределены по территории НП и охватывать 5—10% всех имеющихся огородов (но не менее 3 огородов на НП). При этом рекомендуется проводить измерения на огородах именно тех домов, внутри которых проводились измерения. Мощность дозы измеряется в одной точке в центре огорода на высоте 1 м над землей.

•    Измерения проводятся не менее чем в 10% производственных зданий данного НП (но не менее 3 в каждом НП). Точки измерения выбираются в 1—3 комнатах на каждом этаже, причем измерения в них проводятся на высоте 1 м от пола посреди комнаты.

•    Измерения в школах и детсадах должны охватывать все имеющиеся в НП здания такого типа. Точки измерения выбираются в 1—3 комнатах на каждом этаже, причем измерения в них проводятся на высоте 1 м от пола посреди комнаты.

•    Точки измерения на рабочих дворах должны охватывать не менее 10 % локаций отнесенных к этой категории в данном НП (но не менее 3 в каждом НП). Измерения проводятся в I—3 точках рабочего двора, в

МУ 2.6.1.2153—06

которых наиболее часто находятся люди, на высоте 1 м над поверхностью земли.

•    Точки измерения на пашне должны выбираться на пахотных землях с разных сторон от данного НП в непосредственной близости (не расстоянии не более 3 км) от него на высоте 1 м над поверхностью земли. При этом точки измерений должны выбираться на ровных местах на расстоянии не менее 50 м от непаханых участков, дорог, оврагов, холмов и т. д., а количество их должно быть не менее 3 на НП.

•    Точки измерения на целине должны выбираться с разных сторон от НП в его ареале на непаханых землях. Число их должно быть не менее 5 на НП и, они должны охватывать основные места работы его жителей, относящиеся к этой локации (целинные пастбища, покосы, лес). Точки измерения выбираются на ровном месте не ближе 50 м от паханых участков, дорог, оврагов, холмов и т. д. Измерения производятся на высоте 1 м над поверхностью земли.

•    Точки измерения в зоне отдыха выбираются в наиболее посещаемых местах отдыха жителей данного НП (берег реки или озера, лес, луг и т. д.). Общее число точек измерений, как правило, должно составлять 3—5 на НП.

7.1.4. По окончании измерений для каждой /-го типа обследуемого

пространства в НП вычисляют среднее значение мощности дозы ( р ,) и среднеквадратичное отклонение (5,) с использованием формул:

Рт “ результаты w-ro измерения мощности дозы в /-ой локации данного НП;

N) - полное число измерений в /-ой локации данного НП.

Пример заполнения протокола при проведении измерений мощностей доз в НП приведен в прилож. 3.

7,2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения

Индивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения жителей НП проводится с использованием термолюминесцентных дозиметров (ТЛД), как правило, на основе детекторов из фтористо-

15

го лития. Для считывания накопленной информации может использоваться любой термолюминесцентный прибор, прошедший метрологическую аттестацию.

На промежуточной фазе аварии, по возможности, измерения необходимо провести дважды: 1-ый месячный цикл - сразу после окончания радиоактивных выпадений; 2-ой месячный цикл - в конце 1-го года после аварии. Проводить измерения необходимо в соответствии с методическими рекомендациями «Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий, загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС». Пример заполнения протокола при проведении измерений индивидуальных доз у жителей НП приведен в прилож. 4.

7.5. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах

Для определения удельной активности радионуклидов в пробах пищевых продуктов используют гамма-спектрометрические и радиохимические методы анализа.

Анализ проб на содержание радионуклидов выполняют на аттестованных гамма-спектрометрах со сцинтилляционным или полупроводниковым детектором. Минимальная детектируемая активность (МДА) для таких приборов должна быть не хуже 5 Бк на пробу. Основная погрешность измерений не должна превышать 20 %. Если активность радионуклида в пробе меньше МДА, необходимо провести предварительное концентрирование пробы (выпаривание, озоление) до измерительного объема с ее последующим повторным гамма-спектрометрическим анализом.

При невозможности получения статистически достоверного результата на гамма-спектрометре, выполняют радиохимический анализ пробы. Радиохимическое определение содержания различных радионуклидов в пробах производят по стандартным методикам с использованием аттестованной низкофоновой радиометрической аппаратуры.

По окончании серии измерений проб вычисляют среднее арифметическое значение а удельной активности радионуклида и среднеквадратичное отклонение (5<) с использованием формул, аналогичных (7.1) и (7.2). Для выполнения дозовых оценок следует использовать полученные средние значения удельной активности радионуклида в различных видах пищевых продуктов.

МУ 2.6.1.2153—06

7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе

Радиоактивные изотопы йода избирательно накапливаются в щитовидной железе (ЩЖ) человека. При потреблении населением загрязненных продуктов местного производства основная часть дозы облучения формируется за счет потребления молока, загрязненного ш1. При однократном загрязнении пастбища максимум концентрации в молоке наступает на третий—пятый день, а максимум содержания в ЩЖ человека - на пятый—восьмой день после радиоактивного загрязнения местности. Методические аспекты, связанные с проведением измерений содержания 13 *1 в ЩЖ, представлены в прилож. 5.

8. Оценка доз облучения населения

Уровень облучения представителей различных групп населения (в зависимости от возраста, профессии, типа жилого помещения) может существенно зависеть от изотопного состава радиоактивного загрязнения окружающей среды. При наличии в окружающей среде спектра радионуклидов необходимо оценивать дозы у представителей нескольких групп населения для принятия обоснованных решений в отношении проведения тех или иных защитных мероприятий. В данном документе рассматриваются следующие группы населения: представители взрослого населения, школьники 7—12 лет и дошкольники младшей возрастной группы 1—2 года.

8.1. Оценка дозы внешнего гамма-излучения

8.1.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внешнего облучения населения, определяется и соответствует количеству путей внешнего облучения. Рассматриваются следующие пути внешнего облучения:

•    облучение от радиоактивного облака;

•    облучение от подстилающей поверхности.

Дозы оцениваются для представителей следующих групп населения: представители взрослого населения (работающие преимущественно вне помещений и работающие преимущественно внутри помещений), школьники и дошкольники. Весь процесс облучения разделяется на некоторые типичные ситуации облучения, для каждой из которых можно построить свою модель внешнего облучения. Каждая из этих частных моделей включает свой дозовый коэффициент, связывающий концентрацию радионуклидов в объектах окружающей среды с дозовой характеристикой поля внешнего излучения или непосредственно с характеристикой облучения человека - эффективной дозой. Этот набор

17

ситуаций облучения в совокупности с набором режимных коэффициентов, характеризующих вероятности реализации каждой ситуации, определяет общую модель формирования эффективной дозы внешнего облучения для выбранных групп населения. Вышеописанный подход предполагает использование в качестве набора исходных данных измеренных в ходе проведения радиационного мониторинга:

•    концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха;

•    поверхностные загрязнения подстилающей поверхности отдельными радионуклидами или

•    результаты измерений мощности дозы в НП и в его ареале.

Измерения концентрации радионуклидов в приземном слое воздуха и поверхностного загрязнения почвы проводят службы Росгидромета. Поэтому недостающие для оценки суммарных доз у населения подведомственной территории параметры радиационной обстановки должны быть получены в соответствующих организациях и учреждениях других ведомств.

8.1.2. Значение эффективной дозы внешнего облучения представителей /-ой группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако £"л0 определяется следующим образом:

й£Л =*L-T-'Y/a-cl , мЗв, где    (8.1)

к

еа - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной дозы гамма-излучения Л-го радионуклида на высоте 1 м над подстилающей поверхностью от источника в виде радиоактивного облака, (м Гр/ч)/( кБк/м J);

&а - средняя концентрация Л-го радионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивного облака, (кБк/м3);

К^а - коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей /-ой группы населения при облучении от радиоактивного облака, мЗв/мГр (принимается равным 0,7 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,75 мЗв/мГр - для детей школьного возраста и 0,85 мЗв/мГр - для дошкольников);

Т- время облучения от данного источника, ч.

Значения дозовых коэффициентов ека для отдельных радионуклидов приведены в прилож. 6.

Пример: Измерены концентрации в приземном слое воздуха следующих радионуклидов Cs-137 - 104 (кБк/м3) и Cs-134 5 * 103 (кБк/м3).

18

МУ 2.6.1.2153—06

Определить эффективную дозу облучения взрослого человека на открытой местности, если время прохождения облака составило 2 ч.

Исходные данные для расчета:    К* = 0,7 мЗв/мГр; / = 2 ч;

e^(Cs-137)=U104 (мГр/ч)/(кБк/м3); e^Cs-134) = 3,4• 104 (мГр/ч)/(кБк/м3).

Подставляем исходные данные в формулу (8.1):    =    0,7    •    2    •    (1,3    •

• КГ1 • 104 + 5 • 103 • 3,4-10-4) = 4,2 мЗв.

8.1.3. Если известны значения поверхностных активностей в почве отдельных радионуклидов (по результатам гамма-спектрометрических измерений образцов почвы), то значение мощности эффективной дозы внешнего облучения в момент времени «г» (как правило, время проведения измерений поверхностной активности) представителей /-ой группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением

мЗв/ч, где

к

смеси радионуклидов £#"f,0(/) определяется следующим образом:

(8.2)

eks - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной дозы гамма-излучения к-го радионуклида на высоте 1 м от плоского изотропного источника, расположенного на границе воздух-земля, (мГр/ч)/(кБк/м2);

а* - поверхностная активность *-го радионуклида на почве на момент измерений, (кБк/м2);

К Us ~ коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей 1-ой группы населения, мЗв/мГр (принимается равным 0,75 мЗв/мГр для взрослого населения, 0,80 мЗв/мГр - для детей школьного возраста и 0,90 мЗв/мГр - для дошкольников);

/ - время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений. Значения дозовых коэффициентов e*s для отдельных радионуклидов приведены в прилож. 7.

Пример. Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов Cs-137 - 1 000 (кБк/м2) и Cs-134 - 500 (кБк/м2). Определить мощность эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

es(Cs-137) = 2,55 ■ КГ6 (мГр/чУ(кБк/м2); es(Cs-134) = 6,85 ■ КГ6 (мГр/ч)/(кБк/м2). Подставляем исходные данные в формулу (8.2): £"' ° = 0,75 • (2,55 • Ю"• 103 + 5 • 102 • 6,85 ■ IQ-6) = 4,5 мкЗв/ч.

Исходные данные для расчета: К? = 0,75 мЗв/мГр;

19

ББК 51.26 060

060 Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем: Методические указания.—М.: Федеральный центр гигиены и эпидемиологии Роспотребнадзора, 2007.—55 с.

ISBN 5—7508—0686—3

1.    Разработаны ФГУН «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены им. профессора П. В. Рам-заева» (В. Ю. Голиков, Г. Я. Брук, И. А. Звонова, А. Н. БарковскиЙ).

2.    Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию Роспотребнадзора (протокол № 3 от 15 ноября 2006 г.).

3.    Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека. Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г. Г. Онищенко 4 декабря 2006 г.

4.    Введены в действие с I марта 2007 г.

5.    Вводятся впервые.

ББК 51.26

ISBN 5—7508—0686—3

О Роспотребнадзор, 2007 © Федеральный центр гигиены н эпидемиологии Роспотребнадзора, 2007

8.1.4.    Эффективную дозу внешнего облучения представителей /-ой группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов, выпавших на подстилающую поверхность, за произвольный промежуток времени от момента проведения измерения поверхностной активности до момента времени Т (ч) определяют по формуле:

£"'°-Kf ^{т— (1 -ехр(-Х* г))}-es а*, мЗв, где (8.3)

- постоянная радиоактивного распада А-го радионуклида (ч'1), остальные обозначения те же, что и раньше.

Пример. Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов Cs-137 - 1 ООО (кБк/м2); Cs-134 - 500 (кБк/м2) и 1-131 - 10 ООО (кБк/м2). Определить накопленное за год значение эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности.

Исходные данные для расчета: Кн = 0,75 мЗв/мГр; es(Cs-137) = 2,55 • 10* (мГр/ч)/(кБк/м2);    es(Cs-134) = 6,85 ■ 10* (мГр/ч)/(кБк/м2);

es(I-131) = 1,33 • 10* (мГр/ч)/(кБк/м2);    Г =    8 760 ч; ХП1 = (0,693/(30 •

•    365 • 24» = 2,637 • 10* ч‘;    =    (0,693/(2,06    •    365    •    24» = 3,84 • 10* ч1;

\ш = (0,693/(8,04 • 24» = 3,59 • 10* ч1.

Подставляем исходные данные в формулу (8.3):    Е*х,'°    —

0,75 (8661 • 2,55 ■ 10* • 103 + 7 439 • 5 • 102 • 6,85 • 10* + 279 ■ 1,33 • 10* •

•    104) = 0,75- (22,1 + 25,5 + 3,7) = 38,5 мЗв.

8.1.5.    При облучении населения в антропогенной среде характеристики поля излучения изменяются. Учет этого при расчетах производится с помощью факторов места Lj9 определяемых как отношение мощности дозы в воздухе в точке j внутри населенного пункта (НП) или в его ареале, обусловленной техногенным гамма-излучением, к аналогичной величине над открытым целинным участком почвы. Поведение человека в поле излучения описывается с помощью факторов поведения Fjj (зависят от времени года), представляющих собой долю времени, в течение которого представители /-ой группы населения находятся ву-ой точке НП. Сумма произведений и Ftj по всем рассматриваемым точкам внутри НП и в его ареале Rt = -Ftj представляет собой общий

j

фактор уменьшения дозы внешнего облучения у представителей /-ой группы населения в антропогенной среде. Значения факторов Lp Fi} и R, для выбранных групп сельского и городского населения приведены в

табл. 8.1—8.4.

20

МУ 2.6.1,2153—06

Содержание

1.    Область применения..............................................................................................................4

2.    Нормативные ссылки............................................................................................................5

3.    Термины и определения........................................................................................................6

4.    Основные фазы развития радиационной аварии и пути облучения населения.............7

5.    Общие требования к проведению радиационного мониторинга...................................10

6.    Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений

при проведении радиационного мониторинга.................................................................11

7.    Виды измерений в населённых пунктах, контролируемые параметры........................13

7.1.    Измерение мощности дозы гамма-излучения.....................................................13

7.2.    Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения................15

7.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктах.....................16

7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железе............17

8.    Оценка доз облучения населения......................................................................................17

8.1.    Оценка дозы внешнего гамма-излучения............................................................17

8.2.    Оценка дозы внутреннего облучения..................................................................25

8.3.    Оценка суммарной дозы облучения населения..................................................32

Приложение 1. Перечень методических и нормативных документов,

определяющих требования к проведению радиационного

мониторинга..................................................................................................33

Приложение 2. Форма заполнения протокола измерений мощностей доз гамма-

излучения ................................................................................................38

Приложение 3. Средние значения мощностей доз гамма-излучения в

различных точках НП.............................................................................40

Приложение 4. Форма заполнения протокола измерений индивидуальных доз

гамма-излучения.....................................................................................41

Приложение 5. Методические аспекты проведения измерений содержания Ш1 в

щитовидной железе................................................................................42

Приложение 6. Коэффициенты перехода от концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1 м над подстилающей

поверхностью..........................................................................................45

Приложение 7. Коэффициенты перехода от единичной поверхностной

активности радионуклида в почве к мощности поглощенной

дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1 м над

поверхностью земли...............................................................................49

Приложение 8. Ожидаемая эквивалентная доза в щитовидной железе от поступления в организм 1 кБк радионуклида с вдыхаемым

воздухом, мЗв/кЕк*’................................................................................53

Приложение 9. Дозовые коэффициенты для перехода от единичного

поступления радионуклидов с пищей к значению эффективной дозы..........................................................................................................54

3

МУ 2.6Л.2153—06

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

Г. Г. Онищенко

4 декабря 2006 г.

Дата введения: 1 марта 2007 г.

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем

Efficient estimation of people exposure by aerial way radioactive contamination of territory

Методические указания _МУ 2«6.1.2I53—06_

1. Область применения

1.1.    Методические указания (далее - МУ) разработаны на основе требований Норм радиационной безопасности (НРБ-99) и Основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99), а также концепций и подходов, изложенных в Международных Основных Нормах Безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения 1996 г. и Руководстве по радиационной защите при авариях ядерных реакторов (МАГА-ТЭ, 1998).

В настоящих МУ содержатся требования по сбору исходных данных, характеризующих радиационную обстановку в случае радиоактивного загрязнения окружающей среды путем атмосферного переноса радиоактивной примеси, и последующей оценке возможных доз облучения населения.

1.2.    Положения МУ предназначены для использования в системе аварийного реагирования органов Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем.

4

МУ 2.6.1.2153—06

1.3.    МУ устанавливают:

•    содержание и объем радиационного мониторинга в населенных пунктах на промежуточной фазе радиационной аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение окружающей среды;

•    способы интерпретации результатов измерений и алгоритмы оценки прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты в краткосрочной перспективе.

1.4.    Результаты измерений и основанные на них прогнозные оценки доз облучения населения за 1-ый месяц и за 1-ый год после аварии в отсутствии мер радиационной защиты, должны, наряду с данными измерений других ведомств, использоваться:

•    для радиологического обоснования введения защитных мероприятий на промежуточной фазе аварии (п. 6.4 НРБ-99);

•    для реконструкции доз облучения населения, проживающего на подведомственной территории.

2, Нормативные ссылки

2.1.    СП 2.6.758—99. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

2.2.    СП 2.6.1.799—00. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99). М.: Минздрав России, 2000.

2.3.    Общие требования к построению, изложению и оформлению нормативных и методических документов системы государственного санитарно-эпидемиологического нормирования: Руководство. М.: Минздрав России, 1998.

2.4.    Инструктивно-методические материалы о работе территориальной санитарно-эпидемиологической станции при ликвидации последствий аварии на ядерно-физической установке. М.: Минздрав СССР, 1990.

2.5.    Методические рекомендации «Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения жителей территорий, загрязненных радионуклидами в результате аварии на ЧАЭС», утверждены заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации А. А. Монисовым 12.03.1997.

2.6.    ГОСТ Р 8.594-2002 ГСИ. Метрологическое обеспечение радиационного контроля. Основные положения.

2.7.    ГОСТ Р 8.589-2001. ГСИ. Контроль загрязнения окружающей природной среды. Метрологическое обеспечение. Основные положения.

5

2.8.    Руководство по мониторингу при ядерных или радиационных авариях. IAEA-TECDOC-1092/R. МАГАТЭ, 2002.

2.9.    Руководство по радиационной защите при авариях на ядерных реакторах. IAEA-TECDOC-955/R. МАГАТЭ, 1998.

3. Термины и определения

3.1 .Авария радиационная - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.

3.2.    Вмешательство - действие, направленное на снижение вероятности облучения, либо дозы или неблагоприятных последствий облучения.

3.3.    Дезактивация - удаление или снижение радиоактивного загрязнения с какой-либо поверхности или из какой-либо среды.

ЗА, Доза в органе ши ткани - средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.

3.5.    Доза эквивалентная - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения.

3.6.    Доза эффективная - величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.

3Л. Доза предотвращаемая - прогнозируемая доза вследствие радиационной аварии, которая может быть предотвращена защитными мероприятиями.

3.8.    Жшая среда (в рамках настоящего документа) - часть среды обитания в пределах населенных пунктов (за исключением промплощадок предприятий и санитарно-защитных зон) под юрисдикцией (ответственностью) местных органов самоуправления: строения и помещения, предназначенные для проживания людей, а также общественный транспорт.

3.9.    Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни, установленные Нормами и Правилами.

ЗЛО. Загрязнение радиоактивное (в рамках настоящего документа) - радиоактивное загрязнение территории за пределами санитарнозащитной зоны радиационного объекта.

3.11. Контроль радиационный - получение информации о радиационной обстановке на предприятии, в окружающей среде и об уровнях

6

МУ 2.6.1.2153—06

облучения людей (включает в себя дозиметрический и радиометрический контроль).

3.12.    Облучение - воздействие на человека ионизирующего излучения.

3.13.    Облучение аварийное - облучение в результате радиационной аварии.

3.14.    Облучение планируемое повышенное - планируемое облучение персонала в дозах, превышающих установленные основные пределы доз, с целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий.

ЗА 5. Облучение потенциальное - облучение, которое может возникнуть в результате радиационной аварии.

3.16.    Объект радиационный - предприятия, где осуществляется обращение с техногенными источниками ионизирующего излучения.

3.17.    Органы государственного надзора за радиационной безопасностью - органы, которые уполномочены Правительством Российской Федерации или ее субъектов осуществлять надзор за радиационной безопасностью.

3.18.    Производственная среда (в рамках настоящего документа) -часть среды обитания в пределах специально контролируемых производственных (рабочих) зон под юрисдикцией (ответственностью) администрации, осуществляющей производственную деятельность на территории промплощадки (промзоны) предприятия.

3.19.    Радиационная обстановка (в рамках настоящего документа) -совокупность радиационных факторов в пространстве и во времени, способных воздействовать на функционирование (использование) объекта, вызывать облучение персонала, населения и окружающей среды.

3.20.    Радиационный параметр (в рамках настоящего документа) -физическая величина, характеризующая поля ионизирующих излучений, источники ионизирующих излучений и результаты взаимодействия ионизирующих излучений со средой, используемая для оценки состояния радиационной обстановки.

3.21.    Уровень вмешательства (УВ) - уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

4. Основные фазы развития радиационной аварии и пути облучения населения

4.1. Возможны следующие основные пути радиоактивного загрязнения окружающей среды:

•    выброс радиоактивных веществ в атмосферу;

•    сброс радиоактивных веществ в поверхностные воды (реки, озера и т. д.).

7

В настоящем документе рассмотрены вопросы, относящиеся к радиационному мониторингу и оценке доз облучения населения при первом из вышеуказанных путей радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Радиоактивные вещества, выброшенные в атмосферу, распространяются в дальнейшем ветровым потоком от точки выброса на значительные расстояния, перемешиваясь и осаждаясь на подстилающую поверхность в зависимости от метеорологических условий. Концентрация радиоактивной примеси в приземном слое воздуха является исходным параметром, определяющим ингаляционное поступление радионуклидов в организм человека и последующее внутреннее облучение, а также внешнее облучение человека от радиоактивного облака. Радиоактивное загрязнение окружающей среды является исходным звеном в дальнейшей цепочке путей облучения человека, - внешнего облучения от подстилающей поверхности, внутреннего облучения от загрязнения растительности и за счет корневого поступления радионуклидов в растения из почвы (рис. I).

Путь

облучения

Условия

жизни

Доза

Осаждение

радиоактивной

примеси

Рис. 1. Схема процессов облучения человека при радиоактивном загрязнении окружающей среды атмосферным путем

Источник

Процесс Загрязняемая радиоактивного среда загрязнения

Выброс в | атмосферу I

Перенос радиоактивной примеси

4.2. Оценка доз облучения населения, прогноз радиологических последствий аварии, планирование и осуществление необходимых мероприятий по защите населения должны проводиться с учетом следующих фаз развития аварии: ранняя, промежуточная и восстановительная.

Ранняя фаза аварии охватывает период времени от начала аварии до момента прекращения выбросов радиоактивных веществ в атмосферу и окончания формирования радиоактивного следа в местах проживания или нахождения населения. Продолжительность этого периода может быть от нескольких часов до нескольких недель. На ранней фазе радиационной аварии путями облучения населения являются:

МУ 2.6.1.2153—06

•    Внешнее облучение от радиоактивного облака и от успевшей осесть на подстилающую поверхность радиоактивной примеси.

•    Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при погружении в радиоактивное облако, а также при вторичном и техногенном пылеобразовании (ингаляционный компонент дозы внутреннего облучения).

•    Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с продуктами питания (пероральный компонент дозы внутреннего облучения).

Все виды радиационной защиты населения на ранней фазе радиационной аварии (эвакуация, укрытие, ограничение режима поведения и питания, йодная профилактика) носят срочный характер и основаны, в основном, на классификации произошедшей аварии, аварийных планах радиационно опасного объекта, на котором произошла авария, и на моделировании процессов распространения и осаждения радиоактивной примеси с учетом метеоусловий в районе выброса. В этот период времени данных реальных измерений параметров радиационной обстановки для принятия решений, во-первых, мало и, во-вторых, эти данные могут существенно меняться во времени и пространстве.

Промежуточная фаза аварии охватывает период времени, когда уже нет дополнительного поступления радионуклидов в окружающую среду от источника выброса. После прохождения радиоактивного облака и окончания процесса радиоактивных выпадений путями облучения населения являются:

•    Внешнее облучение от радионуклидов, находящихся в окружающей природной и антропогенной средах.

•    Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с продуктами питания.

•    Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при вторичном и техногенном пылеобразовании.

В течение этого периода времени, длящегося несколько месяцев, принимаются решения о введении новых или продолжении ранее принятых срочных мер радиационной защиты уже на основе проведенных измерений уровней содержания радиоактивных веществ в окружающей среде и вытекающих из них оценок доз внешнего и внутреннего облучения населения с учетом других факторов.

Восстановительная фаза аварии характеризуется комплексом мер, осуществляемых для возврата к условиям нормальной жизнедеятельности населения, и может длиться несколько лет в зависимости от характеристик выброса; характеристик, размеров и эффективности мер реа-

9