Полное меню
6. Требования к аппаратурному и метрологическому обеспечению измерений при проведении радиационного мониторинга6.1. 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 мкЗв∙ч-1 (10 мкР∙ч-1); • верхняя граница диапазона измерений в режиме «поиск» - не ниже 1 Зв∙ч-1 (100 Р∙ч-1); • продолжительность периода усреднения показаний в режиме «поиск» - не более 2с; • 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
7. Виды измерений в населённых пунктах, контролируемые параметры7.1. Измерение мощности дозы гамма-излучения7.1.1. Для внешнего облучения населения ведущими радионуклидами являются 137Cs, 134Cs, 136Cs, 131I, 133I, 132Те+ 132I, 140Ba+ 140La, 95Zr+ 95Nb, 105Ru, 106Ru, 125Sb, 144Ce. 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 1м над поверхностью земли при измерениях на открытой местности, и на высоте 1м 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 НИ (целина, грунтовое покрытие, асфальт), и более или менее равномерно распределяться по его территории. Общее количество точек измерения должно быть примерно равно территории НИ в км , умноженной на 10 (но не менее 5 точек на НП). Распределение точек измерений по типам 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 1м 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 1м 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 1м 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 1-3 точках рабочего двора, в которых наиболее часто находятся люди, на высоте 1м 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 3км) от него на высоте 1м над поверхностью земли. При этом точки измерений должны выбираться на ровных местах на расстоянии не менее 50м 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 50м от паханых участков, дорог, оврагов, холмов и т. д. Измерения производятся на высоте 1м 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 i-го типа обследуемого пространства в НП вычисляют среднее значение мощности дозы () и среднеквадратичное отклонение (Si) с использованием формул: (7.1) где (7.2) Pni - результаты n-го измерения мощности дозы в i-й локации данного НП; Ni - полное число измерений в i-ой локации данного НП. Пример заполнения протокола при проведении измерений мощностей доз в НП приведен в прилож. 3. 7.2. Индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облученияИндивидуальный дозиметрический контроль (ИДК) внешнего облучения жителей НП проводится с использованием термолюминесцентных дозиметров (ТЛД), как правило, на основе детекторов из фтористого 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. 7.3. Определение содержания радионуклидов в пищевых продуктахДля 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 удельной активности радионуклида и среднеквадратичное отклонение (SA) 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. 7.4. Определение содержания радионуклидов йода в щитовидной железеРадиоактивные 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 131I. 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 131I в ЩЖ, представлены в прилож.5. 8. Оценка доз облучения населенияУровень 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-излучения8.1.1. 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 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 i-ой группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов при погружении в радиоактивное облако определяется следующим образом: мЗв, где (8.1) еkа - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной дозы гамма-излучения k-то радионуклида на высоте 1м над подстилающей поверхностью от источника в виде радиоактивного облака, (мГр/ч)/(кБк/м3); Сkа - средняя концентрация k-го радионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивного облака, (кБк/м3); KЕi,a - коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-ой труппы 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 еkа 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). Определить эффективную дозу облучения взрослого человека на открытой местности, если время прохождения облака составило 2 ч. Исходные данные для расчета: KE - 0,7 мЗв/мГр; t = 2ч; ea(Cs-137) = 1,3∙10-4 (мГр/час)/(кБк/м3); ea(Cs-134) = 3,4∙10-4 (мГр/ч)/(кБк/м3). Подставляем исходные данные в формулу (8.1): = 0,7∙2∙(1,3∙10-4∙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 «t» (как правило, время проведения измерений поверхностной активности) представителей i-й группы населения при облучении на открытой местности гамма-излучением смеси радионуклидов определяется следующим образом: eks - дозовый коэффициент, определяемый как мощность поглощенной дозы гамма-излучения k-ого радионуклида на высоте 1м от плоского изотропного источника, расположенного на границе воздух-земля, (мГр/ч)/(кБк/м2); σkS - поверхностная активность k-го радионуклида на почве на момент измерений, (кБк/м2); KEi,S- коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-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); t - время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений. Значения дозовых коэффициентов еkS 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. Исходные данные для расчета: КЕ = 0,75 мЗв/мГр; es(Cs-137) = 2,55΅10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); es(Cs-134) = 6,85∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2). Подставляем исходные данные в формулу (8.2): мкЗв/ч. 8.1.4. Эффективную дозу внешнего облучения представителей i-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: мЗв, где (8.3) λk- постоянная радиоактивного распада k-то радионуклида (ч-1), остальные обозначения те же, что и раньше. Пример. Измерены значения поверхностных активностей следующих радионуклидов Cs-137 - 1000 (кБк/м2); Cs-134 - 500 (кБк/м2) и I-131 - 10000 (кБк/м2). Определить накопленное за год значение эффективной дозы облучения взрослого человека на открытой местности. Исходные данные для расчета: KE = 0,75 мЗв/мГр; es(Cs-137) = = 2,55∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); es(Cs-134) = 6,85∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); es(I-131) = 1,33∙10-6 (мГр/ч)/(кБк/м2); Т= 8760 ч; λ137 = (0,693/(30∙365∙24)) = 2,637∙10-6 ч-1; λ134 = (0,693/(2,06∙365∙24)) = 3,84∙10-5 ч-1; λ131 = (0,693/(8,04∙24)) = 3,59∙10-3 ч-1 Подставляем исходные данные в формулу (8.3): = 0,75∙(8661∙2,55∙10-6∙103 + 7 439∙5∙102∙6,85∙10-6 + 279∙1,33∙10-6∙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 Lj, 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 Fij (зависят от времени года), представляющих собой долю времени, в течение которого представители i-й группы населения находятся в j-й точке НП. Сумма произведений Lj и Fij по всем рассматриваемым точкам внутри НП и в его ареале представляет собой общий фактор уменьшения дозы внешнего облучения у представителей i-й группы населения в антропогенной среде. Значения факторов Lj, Fij и Ri для выбранных групп сельского и городского населения приведены в табл. 8.1-8.4. Таблица 8.1 Значения факторов места Lj для источника в виде радиоактивных выпадений со спектром гамма-излучения, типичным для смеси радионуклидов при аварии на ядерном реакторе
Таблица 8.2 Значения факторов поведения Гij для сельского населения
Таблица 8.3 Значения факторов поведения Fij для городского населения
Таблица 8.4 Значения антропогенных факторов уменьшения дозы Ri для сельского и городского населения
Примечание. Значения антропогенных факторов уменьшения дозы Ri приведенные в таблице соответствуют условиям проживания и работы в 1-этажном деревянном доме. Иными словами эти значения соответствуют наиболее консервативным ожидаемым значениям доз для данной группы населения. 8.1.6. Расчет эффективной дозы внешнего облучения для представителей i-ой группы населения в антропогенной среде, как от радиоактивного облака , так и от загрязненной подстилающей поверхности , производится путем умножения значений эффективных доз, рассчитанных для условий облучения на открытой местности (формулы (8.2) и (8.3)), на значения антропогенных факторов уменьшения дозы Ri из табл. 8.4: мЗв (8.4) мЗв (8.5) Для расчета доз у представителей выбранных групп населения, проживающих в домах другого типа, используют данные табл. 8.1-8.3. При наличии местных данных о значениях факторов места и значениях факторов поведения населения для расчетов необходимо использовать местные данные. 8.1.7. Используя в качестве набора исходных данных мощности доз гамма-излучения, измеренные в различных точках населенного пункта и в его ареале, расчет эффективной дозы внешнего облучения от подстилающей поверхности, загрязненной k-м радионуклидом, у представителей i-ой группы населения за произвольный промежуток времени от момента проведения измерения мощности дозы до момента времени Т(ч) осуществляют по формуле: мЗв, где (8.6) Pkj (мГр/ч) - значение мощности поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью в j-ой точке в населенном пункте и в его ареале, обусловленное радиоактивными выпадениями k-го радионуклида [1 мкР/ч = 8,7 нГр/ч = 0,0087 мГр/ч]; P0j - фоновое значение; Fij - факторы поведения (табл. 8.2 и 8.3); λk- постоянная распада k-го радионуклида (ч-1). Значение эффективной дозы внешнего облучения от подстилающей поверхности, загрязненной смесью радионуклидов, у представителей i-ой группы населения рассчитывают по формуле: , мЗв (8.7) 8.1.8. При авариях на ядерных реакторах мощность дозы внешнего гамма-излучения от выброшенной в окружающую среду смеси радионуклидов (прилож.2, табл. П2.2.) в течение первого месяца уменьшается согласно степенному закону. Учитывая этот факт, можно рассчитать дозу, накопленную в воздухе на открытой местности в течение заданного промежутка времени Da (T0÷Т), на основании измерения мощности дозы Ра(Тизм) в момент времени Тизм после окончания радиоактивных выпадений на местности (Т0 < Тизм_ < T): мкГр, где (8.8) Ра(Тизм) - измеренная через Тизм дней после аварии мощность дозы в воздухе на открытой местности на высоте 1м над поверхностью земли, мкГр/ч; Т0 - количество дней, прошедших после аварии до окончания радиоактивных выпадений в НП; Т - количество дней, прошедших от окончания радиоактивных выпадений в НП до момента окончания интегрирования мощности дозы (Т ≤ 30 дней); n = 1,1. Дальнейший переход от значения накопленной поглощенной дозы в воздухе к накопленной эффективной дозе и учет антропогенного защитного фактора осуществляются по формуле: мЗв, где (8.9) KEi коэффициент перехода от дозы в воздухе на высоте 1м над подстилающей поверхностью к эффективной дозе для представителей i-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); Ri - значение антропогенного фактора уменьшения дозы (табл. 8.4). Пример. Определить значение эффективной дозы, накопленной в летний период года за 1-й месяц после окончания радиоактивных выпадений представителями взрослого населения (служащие) в сельском НП, если измеренная мощность дозы через 6 дней после аварии составляла 5 мкГр/ч, а радиоактивные выпадения закончились через 3 дня после аварии. Исходные данные для расчета: Р (Тизм) = 5 мкГр/ч; Тизм = 6 дней; Т0 = 3 дня; T = 30 дней. Для определения накопленной за месяц поглощенной дозы в воздухе подставляем исходные данные в формулу (8.8): Da (l-ый месяц) = 24∙5∙61.1∙{(30-0.1- 3-01)/(-0,l)} = 1,59∙103 мкГр ≈ 1,6 мГр ` (8.10) Далее определяем значение эффективной дозы для искомой группы населения сельского НП: E (1-ый месяц) - 1,6∙0,75∙0,37 = 0,44 мЗв 8.2. Оценка дозы внутреннего облучения8.2.1. Оценка эффективной дозы внутреннего облучения и эквивалентной дозы на щитовидную железу за счет ингаляции радионуклидов Исходные данные: • концентрация радионуклидов в воздухе; • продолжительность ингаляции. Значение ожидаемой эффективной дозы от ингаляции рассчитывают с помощью выражения: где (8.11) - ожидаемая эффективная доза у представителей i-ой группы населения от ингаляции, мЗв; Сka - средняя концентрация k-го радионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивного облака, кБк/м3; hki,inh - дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-го радионуклида, Зв/Бк; Vi; - интенсивность дыхания представителей i-ой группы населения, м3/ч; Т- продолжительность облучения, ч. Средняя интенсивность дыхания для лиц из населения разного возраста при легкой физической нагрузке представлена в табл. 8.5. Следует иметь в виду, что при тяжелой работе интенсивность дыхания увеличивается в среднем в два раза, а при очень тяжелой до четырех-пяти раз. Таблица 8.5 Интенсивность дыхания у лиц разного возраста при легкой физической нагрузке, м3/ч
Значения дозовых коэффициентов представлены в табл. приложения П-2 к «НРБ-99» для наиболее облучаемых критических возрастных групп. Для других возрастных групп эффективная доза от ингаляции рассматриваемого нуклида будет меньше. Значение ожидаемой эквивалентной дозы на щитовидную железу у представителей i-ой группы населения от ингаляции рассчитывают с помощью выражения: где (8.12) - ожидаемая эквивалентная доза облучения щитовидной железы, мЗв; Сka - средняя концентрация k-го радионуклида в приземном слое воздуха за время прохождения радиоактивного облака, кБк/м3; hki,th - дозовый коэффициент для i-ой группы населения и k-го радионуклида (теллур или йод), мЗв/кБк, (прилож. 8); T - продолжительность облучения, ч. 8.2.2. Оценка эффективной дозы внутреннего облучения за счет поступления радионуклидов в организм человека с пищевыми продуктами Эффективную дозу внутреннего облучения населения, обусловленную пероральным поступлением k-го радионуклида в организм, рассчитывают с использованием результатов измерений его удельной активности в потребляемых населением пищевых продуктах. Отбор проб и измерения проводят в моменты времени t1 и t2, где t1 и t2 -время, сут., прошедшее с момента t0 начала потребления радиоактивно загрязненного пищевого продукта (предполагается, что этот момент совпадает с моментом окончания радиоактивных выпадений; t2 должно быть больше t1 на 7-10сут.). По результатам двух серий измерений определяют эффективный период полуочищения за счет экологических процессов и радиоактивного распада p-ого пищевого продукта от k-гo радионуклида Тэфф,p,k: Тэфф,p,k = 1п2∙(t2 - t1)/ln[Ck,p(t1)/Ck,p(t2)], сут., где (8.13) Ck,p(t1) и Ck,p(t2) - средняя удельная активность k-го радионуклида в р-ом пищевом продукте в моменты времени t1 и t2, соответственно, кБк/кг. Затем рассчитывают удельную активность k-го радионуклида в р-ом пищевом продукте на момент окончания выпадений Ck,p(t0): Ck,p (t0) = Ck,p(t1)∙exp(ln2∙(t1 - t0)/Тэфф,p,k), кБк/кг (8-14) Ожидаемую эффективную дозу внутреннего облучения представителей i-ой группы населения, обусловленную пероральным поступлением k-ого радионуклида в организм жителей, рассчитывают по формулам: За первый месяц после выпадений: мЗв (8.15) За первый год после выпадений: мЗв (8.16) Сk,p(t0) средняя удельная активность k-гo радионуклида в р-ом пищевом продукте на момент окончания радиоактивных выпадений, кБк/кг; Vp- среднее суточное потребление р-го пищевого продукта, кг/сут.; di,k - дозовый коэффициент для поступления k-го радионуклида в организм жителей с пищей (прилож.9 - для трех рассматриваемых в данном документе возрастных групп, или приложение П-2 НРБ-99 - для наиболее облучаемой возрастной группы), мЗв/кБк; Кк,р - коэффициент снижения содержания k-го радионуклида в готовом р-ом пищевом продукте по сравнению с исходным, вследствие его кулинарной обработки, отн. ед. (см. табл. 8.6); 30 - количество дней в календарном месяце; 365 - количество дней в календарном году. В табл. 8.6 приведены средние значения суточного потребления пищевых продуктов для взрослого населения средней полосы России. Для двух других возрастных групп населения, рассматриваемых в данном документе, значения суточного потребления молока можно взять из табл. 8.7. Суточное потребление других продуктов необходимо оценить на основании местных данных. Таблица 8.6 Структура рациона питания взрослого населения в средней полосе России и значения коэффициента снижения содержания радионуклида цезия в готовом пищевом продукте вследствие его кулинарной обработки (К)
С учетом местных условий этот рацион может корректироваться как по составу, так и по величине потребления. Следует обратить внимание на то, что по пищевым цепочкам мигрируют и поступают в организм человека лишь ограниченное число радионуклидов. Это радионуклиды йода, цезия, стронция. Они быстро всасываются в кровь при прохождении через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ). Большинство остальных радионуклидов, поступающих с поверхностно загрязненными продуктами, проходят транзитом через ЖКТ, облучая лишь стенки желудка и кишечника. Поэтому расчеты ведут, в первую очередь, по трем указанным радионуклидам, как основным, потенциально опасным. Чтобы оценить полную дозу, необходимо просуммировать результаты расчетов по всем радионуклидам: мЗв (8.17) 8.2.3. Оценка эквивалентной дозы облучения щитовидной железы за счет поступления 1311 в организм человека с пищевыми продуктами Средняя ожидаемая у жителей i-ой группы населения эквивалентная доза облучения щитовидной железы за счет поступления 131I в организм человека с пищевыми продуктами оценивается на основе результатов измерения концентрации 131I в молоке. Так как значения ожидаемой за счет поступления 131I в организм человека за месяц и за год отличаются незначительно, оценивается одно значение . Предварительная оценка ожидаемой эквивалентной дозы облучения щитовидной железы выполняется на основе измерении концентрации 131I в молоке, выполненных в момент времени t1 (3-5 сут. после окончания радиоактивных выпадений в НП). Расчет значения выполняют по формуле: мЗв, где (8.18) C131,m(t1) - средняя концентрация 131I в пробах молока, измеренная в течение 3- 5 дней после окончания радиоактивных выпадений, кБк/л; Vi,m - среднее суточное потребление молока представителями i-ой группы населения, л/сут. (табл. 8.7); hi,131 дозовый коэффициент для представителей i-ой группы населения, мЗв/кБк (hi,131 = 3,6 мЗв/кБк для детей возраста 1-2 года; hi,131 = 1,0 мЗв/кБк для детей возраста 7-12 лет; и hi,131 = 0,43 мЗв/кБк для взрослых). Окончательная оценка ожидаемой эквивалентной дозы облучения щитовидной железы выполняется на основе не менее 3 дополнительных измерений концентрации 131I в молоке (С131,m(t2), С131,m(t3) С131,m(t4))), выполненных в течение 10-20 дней после окончания радиоактивных выпадений в НП с интервалом 3-5 дней. Алгоритм оценки на основе этих трех измерений концентрации 131I в молоке состоит в следующем: 1. По результатам измерений в моменты времени t2, t3 и t4 определяется значение эффективного периода полуочищения молока за счет экологических процессов и радиоактивного распада 131I Т1эфф: сут. (8.19) сут. (8.20) сут. (8.21) сут. (8.22) C131,m(t) - средняя концентрация 131I в пробах молока, измеренная в моменты времени t2, t3 и t4 кБк/л; t2, t3 и t4 - время, прошедшее с момента окончания радиоактивных выпадений в НП, сут. (t2 <t3< t4). 2. Далее на основании измерений концентрации 131I в молоке (C131,m(t2), C131,m(t3), C131,m(t4)) вычисляются три значения согласно выражению: мЗв, где (8.23) tk принимает значения, соответствующие значениям t2, t3 и t4, сут.; а Т2эфф = 1,5 сут. Окончательное значение рассчитывается как среднее арифметическое из трех значений, полученных по формуле (8.23) на основе трех измеренных значений концентрации 131I в пробах молока. Пример. Определить предварительное и окончательное значение эквивалентной дозы в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам измерений концентрации 131I в пробах молока через 3, 12, 15 и 20 сут. после окончания радиоактивных выпадений: С(3) = 4,5 кБк/л; C(12) =1,5 кБк/л; С(15) = 0,6 кБк/л и С(20) = 0,45кБк/л. Определяем предварительное значение на основании измеренной средней концентрации 131I в пробах молока через 3 дня после окончания радиоактивных выпадений по формуле (8.18):
Определяем окончательное значение на основании измеренной средней концентрации 131I в пробах молока через 12, 15 и 20 дней после окончания радиоактивных выпадений по формуле (8.25). Сначала определяем значение T1эфф : Тэфф (12→15) = (0,693∙3)/ln (1,5/0,6) = = 2,3 дня;→Тэфф(12→20) = (0,693∙8)/ln (1,5/0,45) = 4,6 дня;→Tэфф(15→20) = = (0,693∙5)/ln (0,6/0,45) = 12 дней;→T1эфф = (2,3 + 4,6 + 12)/3 = 6,3 дня. Далее определяем три значения по формуле (8.23): мЗв мЗв мЗв Окончательное значение эквивалентной дозы в щитовидной железе у взрослых жителей сельского НП по результатам измерений концентрации 131I в пробах молока мЗв Таблица 8.7 Среднее суточное потребление молока в зависимости от возраста, л/сут.
8.3. Оценка суммарной дозы облучения населенияСуммарная эффективная доза (доза облучения всего тела) за заданный промежуток времени у представителей i-ой группы жителей вследствие проживания на территории, подвергшейся загрязнению смесью радионуклидов, вычисляется как сумма доз внешнего облучения от радиоактивного облака и выпадений (в зависимости от типа исходных данных эти компоненты вычисляются по формулам 8.4 и 8.5, либо по формулам 8.7, 8.8 и 8.9), дозы внутреннего облучения за счет ингаляции радионуклидов (формула 8.11) и дозы внутреннего облучения за счет их поступления в организм с продуктами питания Е(формулы 8.15 и 8.16): мЗв (8.24) Эквивалентная доза облучения щитовидной железы за заданный промежуток времени у представителей i-ой группы жителей вычисляется как сумма доз за счет ингаляции радионуклидов йода (формула 8.12) и их поступления в организм с продуктами питания (формула 8.23). Приложение 1
|
Название элемента |
Символ |
Атомный номер (Z) |
Радионуклид |
Период полураспада |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
Тритий |
Н |
1 |
H-3 |
12,28 лет |
Марганец |
Мn |
25 |
Mn-54 |
312,7 дней |
Кобальт |
Со |
27 |
Co-58 |
70,80 дней |
Co-60 |
5,271 лет |
|||
Криптон |
Кг |
36 |
Kr-85 |
10,72 лет |
Kr-85m |
4,48 ч |
|||
Kr-87 |
76,3 мин |
|||
Kr-88 |
2,84 ч |
|||
Рубидий |
Rb |
37 |
Rb-87 |
4,73 Е10 года |
Rb-88 |
17,8 мин |
|||
Стронций |
Sr |
38 |
Sr-89 |
50,55 дней |
Sr-90 |
28,6 лет |
|||
Sr-91 |
9,5 ч |
|||
Иттрий |
Y |
39 |
Y-90 |
64,1ч |
Y-91 |
58,51 дней |
|||
Y-91m |
49,71 мин |
|||
Цирконий |
Zr |
40 |
Zr-95 |
64,02 дня |
Ниобий |
Nb |
41 |
Nb-95 |
35,06 дней |
Молибден |
Mo |
42 |
Mo-99 |
66,02 ч |
Технеций |
Tc |
43 |
Tc-99 |
2,13Е5лет |
Tc-99m |
6,02 ч |
|||
Рутений |
Ru |
44 |
Ru-103 |
39,35 дней |
Ru-106 |
368,2 дней |
|||
Родий |
Rh |
45 |
Rh-103m |
56,119 мин |
Rh-106 |
29,92 с |
|||
Сурьма |
Sb |
51 |
Sb-127 |
3,85 дня |
Sb-129 |
4,40 ч |
|||
Теллур |
Те |
52 |
Te-127 |
9,35 ч |
Те-127m |
109 дней |
|||
Те-129 |
69,6 мин |
|||
Te-129m |
33,6 дней |
|||
Те-131 |
25,0 мин |
|||
Te-131m |
30 ч |
|||
Те-132 |
78,2 ч |
|||
Йод |
I |
53 |
1-131 |
8,04 дней |
1-132 |
2,30 ч |
|||
1-133 |
20,8 ч |
|||
1-134 |
52,6 мин |
|||
1-135 |
6,61ч |
Продолжение табл. П 2.1
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
Ксенон |
Хе |
54 |
Xe-131m |
11,84 дня |
Xe-133 |
5,245 дней |
|||
Xe-135 |
9,11ч |
|||
Xe-135m |
15,36 мин |
|||
Xe-138 |
14,13 мин |
|||
Цезий |
Cs |
55 |
Cs-134 |
2,062 года |
Cs-136 |
13,16 дней |
|||
Cs-137 |
30,17 лет |
|||
Барий |
Ва |
56 |
Ba-137m |
2,552 мин |
Ba-140 |
12,789 дней |
|||
Лантан |
La |
57 |
La-140 |
40,22 ч |
Церий |
Се |
58 |
Ce-141 |
32,50 дня |
Ce-144 |
284,3 дня |
|||
Празеодим |
Рг |
59 |
Pr-144 |
17,28 мин |
Pr-144m |
7,2 мин |
|||
Торий |
Th |
90 |
Th-231 |
25,52 ч |
Нептуний |
Np |
93 |
Np-237 |
2,14Е 6лет |
Np-239 |
2,355 дней |
|||
Плутоний |
Pu |
94 |
Pu-238 |
87,75 лет |
Pu-239 |
24131 год |
|||
Pu-240 |
6537 лет |
|||
Pu-241 |
14,4 лет |
|||
Pu-242 |
3,758 Е5 года |
|||
Америций |
Am |
95 |
Am-241 |
432,2 года |
Таблица П 2.2
Типичные радионуклиды, содержащиеся в выбросе вследствие различных ядерных аварий
Сценарий ядерной аварии |
(в)Значимые радионуклиды |
||
|
|
|
|
(а)первый день |
(б)первая неделя |
долговременный период |
|
Расплавление активной зоны с отказом или без отказа защитной оболочки |
Y-90, Sr-91, Zr-90, Mo-99, Rh-105, Pd-109, Ag-111, Pd-112, Cd-115, Sn-121, Sn-125, Sb-126, I-131,I-132, Te-131m, Te-132, I-133,1-135, La-140, Pr-142, Ce-143, Pr-143, Ba-146, Nd-147, Pm-149, Pm-151, Sm-153, Sm-156, Eu-57, Np-239 |
Rh-86, Sr-89, Y-90, Nb-95, Zr-95, Y-91, Nb-96, Mo-99, Rh-105, Ru-103, Ag-111, Pd-112, Cd-115, Sn-121, Sb-124, Sb-127, I-131, Te-131m, Te-132, I-133, Cs-136, Ba-140, La-140, Ce-141, Ce-143, Pr-143, Nd-147, Pm-149, Pm-151, Sm-153, Eu-157, Np-239 |
H-3, Sr-89, Sr-90, Y-91, Nb-93m, Nb-95, Ru-103, Ru-106, Ag-110m, Cd-113m, Cd-115m, Sn-121m, Sn-123, Sb-124, Sb-125, I-129, Cs-134, Cs-137, Ce-141, Ce-144, Pm-147, Tb-160, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Cm-242, Pu-242, Am-243, Cm-244 |
Выброс с завода по переработке ядерного топлива |
Sr-90, Nb-95, Zr-95, Tc-99, Ru-103, Ru-106, I-129, I-131, Cs-134, Cs-137, Ce-141, Ce-144, Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Cm-242, Pu-242, Am-243, Cm-244 |
||
Выброс с завода по переработке плутониевого топлива |
Pu-238, Pu-239, Pu-240, Am-241, Pu-241, Pu-242 |
(a) Радионуклиды с периодом полураспада 6 часов и более. (б) Радионуклиды с периодом полураспада около 1 дня и более. (в) Выделенные жирным шрифтом радионуклиды являются особенно значимыми.
Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения в
населенном пункте
(Общественная зона)
1. Дата проведения обследования..............................................................................................
2. Область......................................................................................................................................
3.3. Район .....................................................................................................................................
4. Сельсовет .................................................................................................................................
5. Хозяйство .................................................................................................................................
6. Населенный пункт....................................................................................................................
7. Есть (нет) карта населенного пункта......................................................................................
8. Тип прибора, заводской № ........ , дата последней государственной поверки....................
9. Организация, проводившая обследование............................................................................
10. Фамилия и инициалы дозиметриста....................................................................................
11. Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................
Наименование объекта* |
№ точки на схеме |
Значения мощности дозы |
Примечание |
|
территория |
помещения |
|||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
* Примерный перечень объектов: школа, детский сад, больница, клуб, магазин и т. д.
Подпись дозиметриста:
Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения в населенном пункте (Административно-производственная зона)
1. Дата проведения обследования...............................................................................................
2. Область......................................................................................................................................
3.3. Район ......................................................................................................................................
4. Сельсовет...................................................................................................................................
5. Хозяйство .................................................................................................................................
6. Населенный пункт....................................................................................................................
7. Есть (нет) карта населенного пункта.......................................................................................
8. Тип прибора, заводской №......... , дата последней государственной поверки....................
9. Организация, проводившая обследование.............................................................................
10. Фамилия и инициалы дозиметриста....................................................................................
11. Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................
Наименование объекта* |
№ точки на схеме |
Значения мощности дозы |
Примечание |
|
территория |
помещения |
|||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
* Примерный перечень объектов: райсовет, промышленное предприятие, сельсовет, молочно-товарная ферма, механизированный двор и т. д.
Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения в
населенном пункте
(Жилая зона)
1. Дата проведения обследования..............................................................................................
2. Область.....................................................................................................................................
3. Район.........................................................................................................................................
4. Сельсовет .................................................................................................................................
5. Хозяйство ................................................................................................................................
6. Населенный пункт...................................................................................................................
7. Есть (нет) карта населенного пункта......................................................................................
8. Тип прибора, заводской №......... , дата последней государственной поверки...................
9. Организация, проводившая обследование............................................................................
10. Фамилия и инициалы дозиметриста...................................................................................
11. Единицы измерений мощности дозы .................................................................................
Адрес (улица, № дома и квартиры) |
Ф.И.О. жильцов |
Профессия |
Пол |
Год рожд. |
Тип-постройки* |
№ точки на схеме |
Значения мощности дозы |
|||
улица возле дома |
двор |
огород |
жилые помещения |
|||||||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
10 |
11 |
* - 1-эт. деревянная, 1-эт. каменная, многоэтажная.
Подпись дозиметриста:
Протокол измерений мощности дозы гамма-излучения
в ареале населенного пункта
1. Дата проведения обследования..............................................................................................
2. Область......................................................................................................................................
3. Район.........................................................................................................................................
4. Сельсовет .................................................................................................................................
5. Хозяйство .................................................................................................................................
6. Населенный пункт....................................................................................................................
7. Есть (нет) карта населенного пункта......................................................................................
8. Тип прибора, заводской №...... , дата последней государственной поверки .....................
9. Организация, проводившая обследование............................................................................
10. Фамилия и инициалы дозиметриста....................................................................................
11. Единицы измерений мощности дозы ..................................................................................
№ точки по схеме |
Значение мощности дозы |
Характеристика места измерения |
1 |
2 |
3 |
Подпись дозиметриста:
Средние значения мощностей доз гамма-излучения в различных точках НП
№п/п |
Тип локации |
Число точек измерений |
Среднее значение, мкГр/ч |
Среднеквадратичное отклонение, % |
1 |
Жилой дом |
|
|
|
1-эт. деревянный |
8 |
16,3 |
16 |
|
1-эт. каменный |
5 |
12,5 |
16,3 |
|
многоэтажный |
- |
- |
- |
|
2 |
Огород |
11 |
36,2 |
9,5 |
3 |
Двор |
13 |
29,8 |
18 |
4 |
Улица |
8 |
34,4 |
16 |
5 |
Производственное здание |
5 |
10,3 |
26 |
6 |
Школа, детсад |
12 |
11,4 |
19 |
7 |
Рабочий двор |
6 |
18,5 |
23 |
8 |
Пашня |
5 |
28,4 |
11 |
9 |
Целина |
5 |
64,0 |
14 |
10 |
Зона отдыха |
5 |
52 |
18 |
(Должность, фамилия и подпись лица, удостоверяющего подлинность представленных данных)
ПРОТОКОЛ
измерений индивидуальных доз внешнего облучения жителей
Наименование НП: Макаричи Красногорского района Брянской области |
||
Тип НП: село |
Площадь: 12 км2 |
Тип дозиметров: ДТГ-4 |
Дата раздачи дозиметров: 0806.05 |
Дата сбора дозиметров: 13.08.05 |
№ п/п |
Ф.,И.,О. |
Год рождения |
Тип жилого дома |
Социальная группа |
Профессия |
Номер дозиметра |
Измеренная доза, мкЗв |
1 |
Иванов Павел Трофимович |
1962 |
1-эт. дер. |
группа 1 |
механизатор |
1324 |
54 |
2 |
Петров Валерий Иванович |
1995 |
1-эт. дер. |
школьник |
|
1345 |
46 |
3 |
Шарова Марина Марковна |
2000 |
1-эт. кам. |
дошкольник |
|
1332 |
48 |
4 |
Васильев Мирон Петрович |
1942 |
1 -эт. кам. |
пенсионер |
|
1361 |
59 |
5 |
Битов Иван Иванович |
1958 |
многоэт. |
группа 2 |
бухгалтер |
1346 |
32 |
… |
… |
… |
… |
… |
… |
… |
… |
(Должность, фамилия и подпись лица, удостоверяющего подлинность представленных данных)
Измерения пострадавших лиц проводят в пунктах измерений, организованных на базе радиоизотопных лабораторий больниц, диагностических центров, научно-исследовательских институтов, оснащенных оборудованием для диагностики функции ЩЖ с помощью 131I, в специально организованных стационарных и передвижных пунктах измерений, оборудованных измерительной аппаратурой. Критической группой относительно облучения радиоизотопами йода являются дети младшего возраста, поэтому необходимо, в первую очередь организовать измерения детей дошкольного и школьного возраста.
Общими требованиями к методике проведения измерений содержания 131I в ЩЖ человека являются;
1. Использование спектрометров со сцинтилляционным детектором на основе кристалла Nal(Tl) размером не менее Ø25х25мм.
2. Блок детектирования должен быть помещен в свинцовый коллиматор толщиной не менее 10мм; головка детектора заглублена на 50-100мм внутрь коллиматора; детектор в коллиматоре установлен на штативе в удобном для измерений положении.
3. При измерении ЩЖ человека детектор устанавливают перпендикулярно передней поверхности шеи на фиксированном расстоянии 10-15см.
4. В случае аварийного облучения необходимо проводить второе измерение человека в положении детектора перпендикулярно бедру или предплечью на таком же фиксированном расстоянии от поверхности тела, как при измерении шеи.
5. Прибор должен быть калиброван для измерения 131I в ЩЖ с помощью тканеэквивалентного фантома шеи и 20 мл сертифицированного раствора 131I во флаконе, помещенном внутрь фантома. Расстояние от передней поверхности фантома такое же, как при измерении пациента. При отсутствии фантома шеи калибровку производить с помощью двух 20-миллилитровых флаконов, скрепленных вместе на расстоянии 10мм друг от друга, наполненных по 10 мл сертифицированного раствора 131I. Оба флакона жестко крепятся к деревянной доске толщиной 10мм. Измерения эталона производят перпендикулярно доске, ориентируясь на середину крепления флаконов, на том же расстоянии, как при измерениях человека. Каждый прибор снабжается собственным эталоном 131I, на котором записаны активность и дата изготовления, для контроля стабильности работы аппаратуры.
6. Если измерения проводятся на загрязненной территории, выбирается помещение с наименьшим фоном: каменное здание, не первый этаж, расположение аппаратуры подальше от окон, в помещении находится только один пациент.
7. Через каждый час работы проводятся измерения фона прибора в точке измерения человека и эталона.
8. При проведении измерений необходимо контролировать отсутствие поверхностного загрязнения кожных покровов и одежды измеряемых лиц. Желательно совмещение пункта измерения с пунктом санитарной обработки, где пострадавшие могут помыться и заменить одежду на чистую. При невозможности такой организации, пациенты должны быть предупреждены о необходимости этих процедур перед измерениями. Пациент снимает одежду до пояса. Контроль чистоты кожных покровов проводится путем протирания шеи ватным тампоном, смоченным спиртом, с последующим измерением тампона чувствительным прибором (радиометром, дозиметром гамма-излучения).
9. Измерения человека сопровождаются опросом, включающим следующие группы вопросов, которые формулируются перед началом измерений в зависимости от особенностей аварии, времени года, местных условий жизни населения:
• личные данные: ФИО, дата рождения, адрес постоянного проживания, вес, окружность талии, окружность шеи;
• сведения о времени и месте пребывания в зоне радиоактивного загрязнения: НП, время (даты, часы) приезда-отъезда на загрязненную территорию, часы пребывания на открытом воздухе и в помещении;
• сведения о потреблении загрязненного молока: пил ли молоко в дни после аварии? какое молоко употреблял: коровье, козье из личного хозяйства, или с общественной молочной фермы, или магазинное? среднесуточное потребление молока (л/сут.);
• сведения о защитных мероприятиях: даты, время, количество приема препаратов стабильного йода; дата прекращения потребления местного молока;
• сведения о выпасе личного и общественного молочного скота, если авария произошла в вегетационный период.
В случае проведения массовых выездных измерений жителей на загрязненной территории можно использовать носимые спектрометры. При этом детектор прибора необходимо поместить в коллиматор из листового свинца и выполнить все перечисленные выше пункты подготовки и проведения методики измерений человека.
Перед началом каждой серии измерений в журнале фиксируется дата, место проведения измерений, тип и номер прибора, активность и дата изготовления эталона.
В первую неделю после ингаляционного поступления в ЩЖ человека кроме 131I могут присутствовать другие короткоживущие изотопы йода: 132I (Т1/2 = 2,3 ч), 133I (T1/2 = 20 ч). Пополнение содержания 132I происходит за счет распада 132Те (Т1/2 = 72 ч), осевшего в легких. Хотя основная доза облучения ЩЖ человека формируется за счет излучения 131I, измерения всех радионуклидов йода спектрометрическим методом крайне важны для корректной оценки полной дозы облучения ЩЖ. Измерения человека и калибровка спектрометра проводятся согласно описанной выше методике. Спектры излучения радионуклидов йода в ЩЖ расшифровываются позднее специалистами по гамма-спектрометрии.
В общем случае, активность 131I в ЩЖ по результатам измерений шеи и бедра (или предплечья) вычисляют по формуле:
кБк, где (П.5.1)
Рш - показания прибора над шеей, имп./с или мкР/ч;
Рб - показания прибора над бедром (предплечьем), имп./с или мкР/ч;
К(u) - коэффициент калибровки, кБк/(имп./с) или кБк/(мкР/ч);
bш/б(u) - численный коэффициент, учитывающий геометрические соотношения при измерении шеи и бедра, отн. ед., для взрослых пациентов bш/б(u) = 0,9, для лиц моложе 17 лет bш/б(u) = 1,0;
F - фон прибора в отсутствии человека, имп./с или мкР/ч;
u - возраст пациента.
При использовании диагностических приборов фон вычитается автоматически по результату первого измерения и формула принимает вид:
кБк (П.5.2)
Коэффициент калибровки прибора, K(u), незначительно изменяется с возрастом, если расстояние от детектора до поверхности шеи не менее 10см. При расстоянии 5см K(u) для детей младшего возраста отличается от значения для взрослых не более чем на 20 %. При меньших расстояниях требуется дополнительная калибровка прибора в зависимости от возраста пациента.
Радионуклид |
e*a, (мГр/ч)/(кБк/м3) |
1 |
2 |
Na-22 |
4,8E-04 |
Na-24 |
l,0E-03 |
Cl-36 |
1,8E-12 |
К-40 |
3,4E-05 |
К-42 |
6,3E-05 |
Са-45 |
3,4E-15 |
Sc-46 |
4,4E-04 |
Ti-44 |
2,8E-05 |
V-48 |
6,3E-04 |
Cr-51 |
6,7E-06 |
Mn-54 |
l,9E-04 |
Mn-56 |
4,lЕ-04 |
Fe-55 |
4,8E-09 |
Fe-59 |
2,6E-04 |
Co-58 |
2,lЕ-04 |
Co-60 |
5,6E-04 |
Cu-64 |
4,1E-05 |
Zn-65 |
l,3E-04 |
Ge-68 |
l,9E-08 |
Se-75 |
8,5E-05 |
Kr-85 |
4,8E-07 |
Kr-85m |
3,4E-05 |
Kr-87 |
l,9E-04 |
Kr-88 |
4,8E-04 |
Kr-89 |
4,4E-04 |
Rb-86 |
2,lЕ-О5 |
Rb-88 |
l,5E-04 |
Rb-89 |
4,8E-04 |
Sr-89 |
3,0E-08 |
Sr-91 |
L,5E-04 |
Y-91 |
7,8E-07 |
Zr-95 |
l,6E-04 |
Zr-97 |
4,lЕ-05 |
Nb-94 |
3,4E-04 |
Nb-95 |
1,7E-04 |
Mo-99 |
3,4E-05 |
Tc-99 |
1,1Е-10 |
Tc-99m |
2,8E-05 |
Ru-103 |
l,0E-04 |
Ru-105 |
1,7E-04 |
Продолжение прилож.6
1 |
2 |
Ru-106/Rh-106a |
4,4E-05 |
Pd-109 |
l,4E-07 |
Ag-110m |
5,9E-04 |
Cd-109 |
4,8E-07 |
In-114m |
l,9E-05 |
Sn-113 |
l,8E-06 |
Sn-123 |
l,5E-06 |
Sn-125 |
6,7E-05 |
Sn-126 |
l,0E-05 |
Sb-124 |
4,1E-04 |
Sb-126 |
5,9E-04 |
Sb-127 |
l,4E-04 |
Sb-129 |
3,2E-04 |
Te-127m |
6,7E-07 |
Te-129 |
1,1Е-05 |
Te-I29m |
7,4E-06 |
Te-131m |
3,1Е-04 |
Те-132 |
4,4E-05 |
Те-134 |
l,9E-04 |
I-125 |
2,3E-06 |
I-129 |
l,8E-06 |
I-131 |
8,1E-O5 |
I-132 |
5,2E-04 |
I-133 |
l,3E-04 |
I-134 |
5,9E-04 |
I-135 |
3,5E-04 |
Xe-131m |
l,8E-06 |
Xe-133 |
7,4E-06 |
Xe-133m |
6,3E-06 |
Xe-135 |
5,2E-05 |
Xe-135m |
9,3E-05 |
Xe-137 |
4,1E-O5 |
Xe-138 |
2,6E-04 |
Cs-134 |
3,4E-04 |
Cs-136 |
4,8E-04 |
Cs-137/Ba-137m |
l,3E-04 |
Cs-138 |
5,2E-04 |
Ba-133 |
7,8E-05 |
Ba-139 |
7,8E-06 |
Ba-140 |
4,1Е-05 |
La-140 |
5,2E-04 |
La-141 |
9,3E-06 |
La-142 |
6,7E-04 |
Ce-141 |
l,6E-05 |
Ce-143 |
5,6E-05 |
Продолжение прилож.6
1 |
2 |
Се-144 |
3,7E-06 |
Ce-144/Pr-144m |
1,1Е-05 |
Nd-147 |
2,8E-05 |
Pm-145 |
3,5E-06 |
Pm-147 |
7,8E-10 |
Pm-149 |
2,5E-06 |
Pm-151 |
7,0E-05 |
Sm-151 |
1.9E-10 |
Eu-152 |
2,5E-04 |
Eu-154 |
2,7E-04 |
Eu-155 |
l,2E-05 |
Gd-153 |
l,9E-05 |
Tb-160 |
2,4E-04 |
Ho-166m |
3,5E-04 |
Tm-170 |
1.0E-06 |
Yb-169 |
5,9E-05 |
Hf-181 |
1,1Е-04 |
Ta-182 |
2,8E-04 |
W-187 |
l,0E-04 |
Ir-192 |
l,7E-04 |
Au-198 |
8,5E-05 |
Hg-203 |
4,8E-05 |
Tl-204 |
2,1Е-07 |
Pb-210 |
2,8E-07 |
Bi-207 |
3,4E-04 |
Po-210 |
l,9E-09 |
Ra-226 |
I,4E-06 |
Ac-227 |
2,7E-08 |
Ac-228 |
2,0E-04 |
Th-227 |
2,2E-05 |
Th-228 |
4,1Е-07 |
Th-230 |
8,1Е-08 |
Th-232 |
4,1Е-08 |
Pa-231 |
6,3E-06 |
U-232 |
5,6E-08 |
U-233 |
5,2E-08 |
U-234 |
3,2E-O8 |
U-235 |
3,3E-O5 |
U-236 |
2,6E-08 |
U-238 |
2,2E-08 |
U-240 |
l,5E-07 |
Np-237 |
4,8E-06 |
Np-239 |
3,6E-05 |
Pu-236 |
2,5E-08 |
Радионуклид |
Коэффициент перехода от поверхностной активности плоского источника, расположенного на границе раздела воздух-земля к мощности поглощенной дозы в воздухе на высоте 1м еkS,(мГр∙ч-1])/(кБк∙м-2) |
1 |
2 |
Na-22 |
7,41Е-06 |
Na-24 |
1,27Е-05 |
Р-32 |
1,03Е-08 |
Р-33 |
1,57Е-10 |
S-35 |
5,93Е-11 |
С1-36 |
2,37Е-09 |
К-40 |
5,15Е-07 |
К-42 |
9,38Е-07 |
Са-45 |
1,63Е-10 |
Sc-46 |
6,81Е-06 |
Ti-44+Sc-44 |
7,76E-06 |
Cr-51 |
1,09Е-07 |
Mn-54 |
2,86Е-06 |
Mn-56 |
5,57Е-06 |
Co-58 |
3,35Е-06 |
Co-60 |
8,29Е-06 |
Cu-64 |
6,60Е-07 |
Zn-65 |
1,95Е-06 |
Se-75 |
1,33Е-О6 |
Rb-86 |
3,28Е-07 |
Sr-89 |
8,01Е-09 |
Sr-90 |
1.00Е-09 |
Sr-91 |
2,39Е-06 |
Y-90 |
1.88Е-08 |
Y-91 |
2,03Е-08 |
Y-91m |
1,85Е-06 |
Zr-95 |
2,55Е-06 |
Nb-94 |
5,40Е-06 |
Nb-95 |
2,64Е-06 |
Mo-99+Tc-99m |
9,53Е-07 |
Tc-99 |
2,75Е-10 |
Tc-99m |
4,27Е-07 |
Ru-103 |
1,63E-06 |
Ru-105 |
2,71Е-06 |
Ru-106+Rh-106 |
7,48Е-07 |
Cd-113m |
9,28Е-10 |
Продолжение прилож.7
1 |
2 |
In-114m |
3,23E-07 |
Sn-113+In-113m |
9,88E-07 |
Sn-123 |
2,95E-08 |
Sn-126+Sb-126m |
5,29E-06 |
Sb-124 |
6,03E-O6 |
Sb-126m |
5,36E-06 |
Sb-127 |
2,38E-06 |
Sb-129 |
4,87E-06 |
Те-127 |
l,83E-08 |
Te-127m |
3,99E-08 |
Те-129 |
2,12E-07 |
Те-129m |
l,33E-07 |
Te-131 |
l,45E-06 |
Te-131m |
4,83E-06 |
Те-132 |
8,04E-07 |
I-125 |
l,51E-07 |
I-129 |
9,10E-08 |
I-131 |
l,33E-06 |
I-132 |
7,80E-06 |
I-133 |
2,11E-06 |
I-134 |
8,93E-06 |
I-135+Xe-135m |
5,40E-06 |
Cs-134 |
6,85E-06 |
Cs-135 |
1,17E-10 |
Cs-136 |
7,37E-06 |
Cs-137+Ba-137m |
2,55E-06 |
Ba-133 |
l,40E-06 |
Ba-140 |
6,35E-07 |
La-140 |
7,62E-06 |
Ce-141 |
2,60E-07 |
Ce-144+Pr-144 |
2,01E-07 |
Pr-144 |
l,33E-07 |
Pr-144m |
4,59E-08 |
Pm-145 |
1,15Е-07 |
Pm-147 |
l,20E-10 |
Sm-151 |
1,77E-11 |
Eu-152 |
3,88E-06 |
Eu-154 |
4,20E-06 |
Eu-155 |
2,08E-07 |
Gd-153 |
3,74E-07 |
Tb-160 |
3,81E-06 |
Ho-166m |
6,00E-06 |
Tm-170 |
2,09E-08 |
Yb-169 |
l,07E-06 |
Hf-181 |
l,93E-06 |
Продолжение прилож.7
1 |
2 |
Та-182 |
4,34E-06 |
W-187 |
l,65E-06 |
Ir-192 |
2,83E-06 |
Аи-198 |
1.41E-06 |
Hg-203 |
8,18E-07 |
Т1-204 |
5,22E-09 |
Pb-210 |
8,75E-09 |
Bi-207 |
5,22E-06 |
Bi-210 |
3,70E-09 |
Po-210 |
2,92E-U |
Ra-226 |
2,27E-08 |
Ac-227 |
5,54E-10 |
Ac-228 |
3,27E-06 |
Th-227 |
3,67E-07 |
Th-228 |
8,29E-09 |
Th-230 |
2,65E-09 |
Th-232 |
1,94E-09 |
Pa-231 |
1,44E-07 |
U-232 |
3,56E-09 |
U-233 |
2,53E-09 |
U-234 |
2,64E-09 |
U-235 |
5,22E-07 |
U-236 |
2,29E-09 |
U-238 |
1,94E-09 |
U прир. |
L,94E-09 |
U обогащ. |
2,64E-09 |
Np-237 |
L,01E-07 |
Np-239 |
5,75E-07 |
Pu-236 |
3,46E-09 |
Pu-238 |
2,96E-09 |
Pu-239 |
1,29E-09 |
Pu-240 |
2,83E-09 |
Pu-241 |
6,81E-12 |
Pu-242 |
2,35E-09 |
Am-241 |
9,70E-08 |
Am-242m |
l,07E-08 |
Am-243 |
1,89E-07 |
Радионуклид |
Возрастная группа, лет |
||
1-2 |
7-12 |
взрослые |
|
Те-131m |
1,20Е-01 |
3,30Е-О2 |
1,30Е-02 |
Те-132 |
2,90Е-01 |
6,10Е-02 |
2,50Е-02 |
I-125 |
4,50Е-01 |
2,20Е-01 |
1,00Е-01 |
I-129 |
1.70Е-00 |
1,30Е-00 |
7,10Е-01 |
I-131 |
1,40Е-00 |
3,70E-01 |
1,50Е-01 |
I-132 |
1,60Е-02 |
3,40Е-03 |
1,40Е-03 |
I-133 |
3,50Е-01 |
7,40Е-02 |
2,80Е-02 |
I-134 |
3,10E-03 |
6,50Е-04 |
2,60Е-04 |
I-135 |
7,00Е-02 |
1,50Е-02 |
5,70Е-03 |
*} Для аэрозолей с типом «Б» растворимости (быстро растворимые соединения).
Радионуклид |
Младенец, возраст 1-2 года [мЗв/кБк] |
Ребенок, возраст 7-12 лет [мЗв/кБк] |
Взрослый, возраст > 17лет [мЗв/кБк] |
1 |
2 |
3 |
4 |
Н-3 |
1,20Е-04 |
5,70Е-05 |
4,20Е-05 |
Мп-54 |
3,00Е-03 |
1,30Е-О3 |
7,10Е-04 |
Со-58 |
4,40Е-03 |
1,70Е-03 |
7,40Е-04 |
Со-60 |
2,70Е-02 |
1,10Е-02 |
3,40Е-03 |
Rb-87 |
1,00Е-02 |
3,00Е-О3 |
1,50Е-03 |
Rb-88 |
6,20Е-04 |
1,70Е-04 |
9,00Е-05 |
Sr-89 |
1,80Е-02 |
5,80Е-03 |
2,60Е-03 |
Sr-90 |
7,30Е-02 |
6,00Е-02 |
2,80Е-02 |
Sr-91 |
4,00Е-03 |
1,20Е-03 |
6,50Е-04 |
Y-90 |
2,00Е-02 |
5,90Е-03 |
2,70Е-03 |
Y-91 |
1,80Е-02 |
5,20Е-03 |
2,40Е-03 |
Y-91m |
6,00Е-О5 |
2,10Е-05 |
1,20Е-05 |
Zr-95 |
5,60Е-03 |
1,90Е-03 |
9,50Е-04 |
Nb-95 |
3,20Е-03 |
1,10E-03 |
5,90Е-04 |
Mo-99 |
3,50Е-03 |
1,10Е-03 |
6,00Е-04 |
Tc-99 |
4,80Е-03 |
1,30Е-03 |
6,40Е-04 |
Продолжение прилож.9
1 |
2 |
3 |
4 |
Tc-99m |
1,30E-04 |
4,30E-05 |
2,20E-05 |
Ru-103 |
4,60E-03 |
1,50E-03 |
7,30E-04 |
Ru-106 |
4,90E-02 |
1,50E-02 |
7,00E-03 |
Rч-106 |
9,70E-04 |
3,30E-04 |
l,60E-04 |
Sb-127 |
1,20E-02 |
3,60E-03 |
l,70E-03 |
Sb-129 |
2,90E-03 |
8,80E-04 |
4,20E-04 |
Те-127 |
1,20E-03 |
3,60E-04 |
l,70E-04 |
Te-127m |
1,80E-02 |
5,20E-03 |
2,30E-03 |
Те-129 |
4,40E-04 |
1,20E-04 |
6,30E-05 |
Те-129m |
2,40E-02 |
6,60E-03 |
3,00E-03 |
Te-131 |
6,60E-04 |
1,90E-04 |
8,70E-05 |
Te-131m |
1,40E-02 |
4,30E-03 |
1,90E-03 |
Те-132 |
3,00E-02 |
8,30E-03 |
3,80E-03 |
I-131 |
1,80E-01 |
5,20E-02 |
2,20E-02 |
I-132 |
2,40E-03 |
6,20E-04 |
2,90E-04 |
I-133 |
4,40E-02 |
1,10Е-02 |
4,30E-03 |
I-134 |
7,50E-04 |
2,10Е-04 |
1,10E-04 |
I-135 |
8,90E-03 |
2,20E-03 |
9,30E-04 |
Cs-134 |
1,60E-02 |
1,40E-02 |
1,90E-02 |
Cs-135 |
2,30E-03 |
1,70E-03 |
2,00E-03 |
Cs-136 |
9,50E-03 |
4,40E-03 |
3,10E-O3 |
Cs-137 |
1,20E-02 |
1,00E-02 |
1,30E-02 |
Cs-138 |
5,90E-04 |
1,70E-04 |
9,20E-05 |
Br-140 |
1,80E-02 |
5,80E-03 |
2,60E-03 |
Lr-140 |
1,30E-02 |
4,20E-03 |
2,00E-03 |
Ce-141 |
5,10Е-03 |
1,50E-03 |
7,10Е-04 |
Ce-144 |
3,90E-02 |
1,10E-02 |
5,20E-03 |
Pr-144 |
3,50E-04 |
9,50E-05 |
5,10Е-05 |
Тч-231 |
2,50E-03 |
7,40E-04 |
3,40E-04 |
Np-239 |
5,70E-03 |
1,70E-03 |
8,00E-04 |
Pu-238 |
4,00E-01 |
2,40E-01 |
2,30E-01 |
Pu-239 |
4,20E-01 |
2,70E-01 |
2,50E-01 |
Pu-240 |
4,20E-01 |
2,70E-01 |
2,50E-01 |
Pu-241 |
5,70E-03 |
5,00E-03 |
4,10E-03 |
Pu-242 |
4,00E-01 |
2,60E-01 |
2,40E-01 |
Гm241 |
3,70E-01 |
2,20E-01 |
2,00E-01 |
Расположен в: |
---|
Источник информации: https://internet-law.ru/stroyka/text/49496
На эту страницу сайта можно сделать ссылку:
На правах рекламы:
© Антон Серго, 1998-2024.
|
Разработка сайта |
|