Ионизирующее излучение, радиационная безопасность контроль доз облучения населения, проживающего в зоне наблюдения радиационного объекта, в условиях его нормальной эксплуатации и радиационной аварии методические рекомендации мр 6 0063-12



страница3/7
Дата01.05.2016
Размер1.08 Mb.
1   2   3   4   5   6   7

Далее, как и в п. 6.2.9, среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внешнего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внешнему облучению от данного радиационного объекта.

Во втором случае, т.е. когда в период времени между t1 и t2 имелось кратковременное превышение уровня мощности дозы, на основании результатов измерений оценивается величина:
-5 t2

Дельта D = 2,4 x 10 x SUM Дельта P (t) x Дельта t, мГр, (6.13)

art t1 art
где: Дельта D (нГр/час) - среднесуточное различие между новым

art


значением мощности дозы в период времени между t1 и t2 и значением мощности

дозы до момента времени t1;

t1 и t2 (дни) - время начала и окончания изменений мощности дозы.

Эффективная доза внешнего облучения i-той критической группы населения за этот период времени оценивается следующим образом:


ext E

E (t1 -> t2) = K x R x Дельта D , мЗв, (6.14)

i i i art
ext

В оставшийся промежуток времени года E оценивается с помощью

i

расчетных моделей, описанных выше.


6.3. Оценка доз внутреннего облучения
6.3.1. Набор моделей, предназначенных для оценки дозы внутреннего облучения населения ЗН, определяется и соответствует количеству путей внутреннего облучения. Рассматриваются следующие потенциально возможные критические группы населения: представители взрослого населения (> 17 лет), дети в возрасте 8 - 12 лет и дети младшего возраста (1 - 2 года). Каждая из моделей включает свой дозовый коэффициент, связывающий концентрацию радионуклидов в объектах окружающей среды с характеристикой облучения человека - эффективной дозой. Дополнительными данными для расчета ингаляционного поступления радионуклидов в организм человека является среднегодовой объем вдыхаемого воздуха, а для расчета поступления радионуклидов в организм человека с продуктами питания и водой - их годовое потребление. Годовое потребление продуктов питания должно быть оценено на основании региональных данных.

6.3.2. Рассматриваются следующие модели внутреннего облучения:

- пероральный путь, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов при потреблении питьевой воды из источников хозяйственно-питьевого водоснабжения, использующих воду поверхностных водоемов, а также при потреблении пищевых продуктов, загрязненных в данной местности вследствие выбросов радиационного объекта;

- ингаляционный путь облучения, т.е. внутреннее облучение от поступления радионуклидов в организм человека через органы дыхания;

- ингаляционный путь облучения в результате вторичного подъема выпавших радионуклидов (ресуспензия).

6.3.1. По результатам анализа сведений об источниках выброса устанавливают перечень радионуклидов, выбрасываемых в атмосферный воздух, химическую форму веществ, в виде которых эти радионуклиды поступают в окружающую среду, и дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей. Элементный состав выброса, дисперсный состав выбрасываемых аэрозолей и химическую форму радионуклидов следует принимать во внимание при последующих оценках их миграционной способности в окружающей среде, а также в ряде случаев при определении дозовых коэффициентов.

6.3.2. Дозу внутреннего облучения за счет перорального поступления радионуклидов с пищей и водой оценивают по формуле:
int k

E = SUM SUM e x V x S , мЗв/год, (6.15)

i,ing k j i,ing ij kj
k

где: e , мЗв/Бк - зависящий от возраста дозовый коэффициент для

i,ing

k-го радионуклида в случае его перорального поступления в организм



человека;

V , кг/год - годовое потребление j-го продукта (питьевой воды и

j

основных пищевых продуктов) для i-ой группы населения - (пример такого рода



данных представлен в табл. 6.8);

S , Бк/кг - среднегодовая удельная активность k-го радионуклида в j-ом

kj

пищевом продукте.



k

Значения дозовых коэффициентов e представлены в "НРБ-99/2009"

i,ing

(таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других



возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида

будет меньше.


Таблица 6.8
Усредненные данные потребления (кг/год)

основных пищевых продуктов взрослыми сельскими жителями

средней полосы России


Продукт

Потребление, кг/год

Вода

730

Молоко

250

Говядина

15

Свинина

55

Зерно (хлеб)

150

Грибы

10

Лесные ягоды

5

Рыба

15

Картофель

250

6.3.3. При отсутствии результатов измерений ожидаемая удельная

активность k-го радионуклида в j-ом пищевом продукте (S , Бк/кг),

ij

производимом в ЗН радиационного объекта, может быть оценена на основе



данных о поверхностной активности k-того радионуклида на почве (сигма ,

k

Бк/м2) и численных значений коэффициентов перехода k-того радионуклида



(КП , м2/кг) из почвы в растительность и пищевые продукты:

kj
S = КП x сигма , Бк/кг, (6.16)

kj kj k
где: сигма - поверхностная активность k-го радионуклида в

k

корнеобитаемом слое почвы.



Численные значения КП в растительность и пищевые продукты в зависимости

от типа почв для наиболее значимых и биологически активных (т.е.

включающихся в миграционную цепочку почва - растение - животное - человек)

137 90


долгоживущих радионуклидов Cs и Sr приведены в таблицах 6.9 и 6.10.
Таблица 6.9
137

Коэффициенты перехода Cs из почвы в основные

пищевые продукты
┌───────────────────┬─────────────────────────────────────────────────────┐

│ Продукт │ -3 │

│ │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────┬─────────────┬──────────────┬─────────────┤

│ │ торфяные │ дерново- │ дерново- │ черноземные │

│ │ почвы │ подзолистые │ подзолистые │ почвы │

│ │ │ песчаные │ супесчаные │ │

│ │ │ почвы │ почвы │ │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Молоко │ 1,2 │ 0,4 │ 0,2 │ 0,1 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Говядина │ 4,0 │ 1,5 │ 0,7 │ 0,4 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Свинина │ 0,5 │ 0,2 │ 0,1 │ 0,05 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Зерно │ 0,5 │ 0,2 │ 0,1 │ 0,04 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Картофель │ 0,1 │ 0,04 │ 0,01 │ 0,01 │

└───────────────────┴──────────┴─────────────┴──────────────┴─────────────┘
Таблица 6.10
90

Коэффициенты перехода Sr из почвы в основные

пищевые продукты
┌───────────────────┬─────────────────────────────────────────────────────┐

│ Продукт │ -3 │

│ │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────┬─────────────┬──────────────┬─────────────┤

│ │ торфяные │ дерново- │ дерново- │ черноземные │

│ │ почвы │ подзолистые │ подзолистые │ почвы │

│ │ │ песчаные │ супесчаные │ │

│ │ │ почвы │ почвы │ │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Молоко │ 0,02 │ 0,2 │ 0,15 │ 0,07 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Зерно │ 0,01 │ 0,7 │ 0,5 │ 0,1 │

├───────────────────┼──────────┼─────────────┼──────────────┼─────────────┤

│ Картофель │ - │ 0,15 │ 0,1 │ 0,008 │

└───────────────────┴──────────┴─────────────┴──────────────┴─────────────┘
137

В качестве численных значений КП Cs из почвы в грибы и лесные ягоды

-3 -3

используют 10 x 10 м2/кг и 6 x 10 м2/кг соответственно. Расчеты по



другим радионуклидам не производят, так как их вклад в дозу внутреннего

облучения населения за счет потребления указанных продуктов незначителен.

Коэффициенты перехода из почвы в пищевые продукты для других наиболее значимых долгоживущих радионуклидов представлены в табл. 6.11.
Таблица 6.11
Коэффициенты перехода долгоживущих радионуклидов из почвы

в пищевые продукты


┌─────────────────┬───────────────────────────────────────────────────────┐

│ │ -3 │


│ Радионуклид │ КП, * 10 м2/кг │

│ ├──────────────────┬─────────────────┬──────────────────┤

│ │ овощи │ зерно │ картофель │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 60 │ 0,6 │ 0,01 │ 0,1 │

│ Co │ │ │ │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 106 │ 0,12 │ 0,015 │ - │

│ Ru │ │ │ │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ U │ 0,025 │ 0,004 │ 0,04 │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ Th │ 0,006 │ 0,0001 │ 0,0002 │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 226 │ 0,033 │ 0,004 │ 0,004 │

│ Ra │ │ │ │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 210 │ 0,012 │ 0,02 │ 0,02 │

│ Po │ │ │ │

├─────────────────┼──────────────────┼─────────────────┼──────────────────┤

│ 210 │ 0,033 │ 0,015 │ 0,004 │

│ Pb │ │ │ │

└─────────────────┴──────────────────┴─────────────────┴──────────────────┘
6.3.4. При отсутствии измерений для оценки значения ожидаемой удельной

активности k-ого радионуклида S в рыбе в водоемах ЗН используют

F,k

следующее соотношение:


C x B

w,k k


S = ---------, Бк/кг, (6.17)

F,k 1000
где: C Бк/м3 - объемная активность k-го радионуклида в воде;

w,k

B , (Бк/кг)/(Бк/л) - равновесное отношение значения удельной активности



k

радионуклида в пресноводной рыбе и его объемной активности в воде (табл.

6.12);

1000 - количество литров в м3.


Таблица 6.12
Равновесное отношение значения удельной активности

радионуклида в пресноводной рыбе и его объемной активности

в воде (коэффициент накопления)
┌────────────────────────────────────┬────────────────────────────────────┐

│ Элемент │ B , (Бк/кг)/(Бк/л) │

│ │ k │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤



│ Cs │ 2000 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Sr │ 60 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Co │ 300 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Ru │ 10 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ U │ 10 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Th │ 100 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Ra │ 50 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Po │ 50 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Pb │ 300 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Pu │ 30 │

├────────────────────────────────────┼────────────────────────────────────┤

│ Am │ 30 │

└────────────────────────────────────┴────────────────────────────────────┘


6.3.5. Для оценки дозы внутреннего облучения по ингаляционному пути поступления радионуклидов в организм человека используют формулу:
int k

E = SUM C x Br x e x [(1 - F ) + 0,3 x F ], мЗв/год (6.18)

i,inh k k,a i i,inh i i
k

где: e , мЗв/Бк, - дозовый коэффициент для k-го радионуклида и

i,inh

представителей i-ой группы населения в случае ингаляционного поступления;



Br , м3/год, - зависящий от возраста человека среднегодовой объем

i

вдыхаемого воздуха (принимается равным 1900 м3/год для детей 1 - 2 года,



5200 м3/год для детей в возрасте 8 - 12 лет и 8100 м3/год для взрослых);

C , Бк/м3 - среднегодовая объемная активность k-го радионуклида в

k,a

приземном слое воздуха;



F , отн. ед. - годовая доля времени, в течение которого представитель

i

i-ой группы населения находится внутри помещений (см. табл. 6.6, 6.7);



0,3 - принятое отношение объемных активностей радионуклидов в воздухе внутри помещения и вне помещения.

k

Значения дозовых коэффициентов e представлены в "НРБ-99/2009"



i,inh

(таблица приложения 2 к МР) для критических возрастных групп. Для других

возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида

будет меньше.

6.3.6. Суммарная СГЭД представителей i-той группы населения в ЗН за счет всех путей внутреннего облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды определяется следующим выражением:
int int int

E = E + E , (6.19)

i i,ing i,inh
где компонент дозы внутреннего облучения за счет перорального

int


поступления радионуклидов в организм человека E и компонент дозы

i,ing


int

внутреннего облучения за счет ингаляционного поступления E

i,inh

определяются формулами (6.15) и (6.18), соответственно.



Далее среди рассматриваемых групп населения выбирается группа с наибольшим значением дозы внутреннего облучения, которая и будет критической группой населения по отношению к внутреннему облучению от данного радиационного объекта.
6.4. Оценка суммарной дозы облучения
Суммарная СГЭД облучения жителей ЗН для целей сравнения с квотой или пределом дозы определяется суммированием доз внешнего и внутреннего облучения у критических групп населения (п. 6.2.9, 6.2.10 и п. 6.3.8).
7. ОЦЕНКА ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗОНЫ НАБЛЮДЕНИЯ

ПРИ РАДИАЦИОННОЙ АВАРИИ


7.1. Введение
7.1.1. В соответствии с п. 6.18 Санитарных правил и нормативы СанПиН 2.6.1.2612-10 "Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ - 99/2010)" (далее - ОСПОРБ - 99/2010) органы и организации государственной санитарно-эпидемиологической службы должны принимать участие в гигиенической оценке радиационной обстановки и индивидуальных доз облучения персонала и отдельных групп населения, а также лиц, принимавших участие в аварийных работах.

7.1.2. Оценка доз облучения населения, прогноз радиологических последствий аварии, планирование и осуществление необходимых мероприятий по защите населения должны проводиться с учетом времени, прошедшего после радиационной аварии (фазы аварии). Выделяют следующие фазы радиационной 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:

- Внешнее облучение от радиоактивного облака и от осевших на подстилающую поверхность радионуклидов;

- Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей и газов при погружении в радиоактивное облако, а также при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования (ингаляционный компонент дозы внутреннего облучения);

- Внутреннее облучение за счет поступления радионуклидов в организм с пищевыми продуктами (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 радиационного 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 мало и они могут существенно изменяться 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 пищевыми продуктами;

- Внутреннее облучение за счет вдыхания радиоактивных аэрозолей при вторичном подъеме радионуклидов в результате пылеобразования.

В течение этого периода времени принимаются решения о введении новых или продолжении ранее принятых срочных мер радиационной защиты уже с учетом результатов 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. Пути облучения населения на этой фазе аварии те же, что и на промежуточной фазе аварии.

7.1.3. Органы и организации Роспотребнадзора контролируют и проводят радиационные измерения в населенном пункте и его ареале. Объекты и параметры радиационного мониторинга в населенном пункте, подлежащие контролю, перечислены в таблице 7.1.


Таблица 7.1
Объекты и параметры радиационного мониторинга

в населенном пункте и его ареале 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).

На ранней фазе радиационной аварии (во время выброса) проводятся

измерения только мощности дозы гамма-излучения в воздухе на открытой

местности для обнаружения и фиксации момента прихода радиоактивного облака.

Значение измеренной мощности дозы на высоте 1 м над подстилающей

-1 -1


поверхностью 0,1 мЗв x час (~10 мР x час ) 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. Перечень типичных

радионуклидов, содержащихся в радиоактивных выбросах, при различных ядерных

авариях и характеристики их распада представлены в приложении 3 к МР.

На промежуточной фазе аварии (после окончания радиоактивных выпадений) в полной мере начинаются измерения параметров радиационной обстановки на всех объектах, перечисленных в таблице 7.1.

Результаты измерений, полученные в это время, используют для проведения прогнозных оценок доз облучения населения в отсутствии мер радиационной защиты за 1-й месяц и за 1-й год после аварии. Кроме того, результаты этих измерений должны использоваться в качестве исходных данных для реконструкции доз аварийного облучения населения.


КонсультантПлюс: примечание.

Нумерация подпунктов дана в соответствии с официальным текстом документа.


7.1.5. 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, дети в возрасте 8 - 12 лет и дети младшей возрастной группы 1 - 2 года.
7.2. Оценка доз внешнего облучения
7.2.1. 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.

В качестве набора исходных данных используют измеренные в ходе проведения радиационного мониторинга:

- концентрации отдельных радионуклидов в приземном слое воздуха;

- поверхностные загрязнения подстилающей поверхности отдельными радионуклидами;

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

7.2.2. Значение эффективной дозы внешнего облучения представителей

i-той группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением

ext


смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако E определяется

i,c


следующим образом:
ext E k

E = K x T SUM e x C , мЗв, (7.1)

i,c i,c k c k,a
k

где: e - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной



1   2   3   4   5   6   7


База данных защищена авторским правом ©ekollog.ru 2017
обратиться к администрации

войти | регистрация
    Главная страница


загрузить материал