|
Стр. 1
Утверждаю
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации -
Первый заместитель
Министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
15 ноября 2000 года
Дата введения -
с момента утверждения
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОЦЕНКА ПОГЛОЩЕННЫХ И ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ИОНИЗИРУЮЩИХ
ИЗЛУЧЕНИЙ У НАСЕЛЕНИЯ, ПОСТОЯННО ПРОЖИВАЮЩЕГО НА
РАДИОАКТИВНЫХ СЛЕДАХ АТМОСФЕРНЫХ ЯДЕРНЫХ ВЗРЫВОВ
EVALUATION OF ABSORBED AND EFFECTIVE DOSES
TO POPULATION PERMANENTLY LIVING ON THE RADIOACTIVE TRACES
RESULTED FROM ATMOSPHERIC NUCLEAR EXPLOSIONS
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
МУ 2.6.1.1001-00
1. Настоящие Методические указания разработаны в
Государственном научном центре Российской Федерации - Институт
биофизики Минздрава России (ГНЦ РФ - ИБФ), (директор - академик
РАМН, профессор Л.А. Ильин).
Соисполнители: Федеральное управление медико-биологических и
экстремальных проблем при Минздраве России (руководитель - В.Д.
Рева).
2. Исполнители: засл. деятель науки РФ, член-кор. РИА, д.т.н.,
профессор К.И. Гордеев (руководитель разработки); академик РАЕН,
д.м.н., профессор И.Я. Василенко; к.т.н., с.н.с. М.П. Гринев;
академик РАМН, д.м.н., профессор Л.А. Ильин; д.т.н., профессор
И.Б. Кеирим-Маркус; к.т.н. М.Н. Савкин; д.т.н., профессор Ю.С.
Степанов, с.н.с. А.Н. Лебедев.
Соисполнители: член-кор. МА, к.х.н. М.Ф. Киселев.
3. Утверждены и введены в действие Главным государственным
санитарным врачом Российской Федерации - Первым заместителем
Министра здравоохранения Российской Федерации 15 ноября 2000 г.
4. С введением в действие настоящего документа отменяются:
Методические указания по методам контроля. ФУМБЭП МУК 2.6.1.006-94
"Продукты ядерного взрыва. Йод-131. Расчет дозы на щитовидную
железу человека при поступлении с загрязненным молоком",
утвержденные заместителем Главного государственного санитарного
врача РФ по специальным вопросам; Методические указания по методам
контроля. ФУМБЭП МУК 2.6.1.005-94 "Продукты ядерного взрыва.
Население. Внешнее гамма-излучение. Расчет доз на все тело
человека с учетом режима проживания и защитных свойств зданий",
утвержденные заместителем Главного государственного санитарного
врача РФ по специальным вопросам.
5. Введены впервые.
1. Область применения
1.1. Методические указания распространяются на методологию
реконструкции основных дозообразующих параметров радиационной
обстановки, определяющих воздействие продуктов ядерного деления на
человека, и на этой основе на выполнение расчетов и оценки
эффективных доз общего внешнего гамма-излучения, поглощенных доз
внутреннего облучения критических органов и тканей, а также
суммарных эффективных доз облучения людей.
1.2. В Методических указаниях детально излагается порядок
определения доз внешнего облучения, поглощенных доз внутреннего
облучения в щитовидной железе, нижней части толстого кишечника,
легких, а также дозы, поглощенной в коже, которые могут вносить
ощутимый вклад в общую эффективную дозу или приводить к острым или
отдаленным последствиям облучения людей, постоянно проживавших на
радиоактивных следах ядерных взрывов. Наряду с этим, формулы МУ
могут использоваться для расчетов поглощенных доз и в других
критических органах и тканях человека. По данным об общем внешнем
гамма-облучении и облучении кожи, а также поглощенных доз в
указанных критических органах определяется вероятная суммарная
эффективная доза облучения.
1.3. Методические указания предназначены для научных целей при
оценке радиационных рисков и проведении эпидемиологических
исследований.
1.4. Настоящие Методические указания включают перечень и
порядок получения необходимых исходных данных, а также процедуры
ретроспективных расчетов величин вероятных поглощенных доз в
критических органах и тканях и эффективных доз облучения у
населения, проживающего в зонах локальных радиоактивных выпадений
атмосферных ядерных взрывов.
Излагаемые рекомендации, в основе своей, ориентированы к
условиям облучения людей, возникавшим при наземных ядерных
взрывах, осуществленных на Семипалатинском полигоне, при которых
образовывались радиоактивные следы (зоны локальных радиоактивных
выпадений). Однако математическая формализация реальных
биофизических процессов, а также представление основных
функциональных связей и соотношений, описывающих эти процессы в
общем виде, при котором входящие параметры открыты, делает
возможным (при учете влияющей специфики) использование примененных
решений и для других радиационных ситуаций, при которых местность
оказывается загрязненной продуктами ядерного деления.
1.5. Модели восстановления действующих параметров радиационной
обстановки и расчета доз облучения людей, представленные в
Методических указаниях, предполагают обычные метеорологические
условия, при которых осуществлялось проведение атмосферных ядерных
взрывов: нормальное атмосферное давление, относительно устойчивое
направление ветра в районе испытаний и по направлению движения
радиоактивного облака, отсутствие атмосферных осадков в зоне
ожидаемых (возможных) локальных радиоактивных выпадений.
Для аномальной метеорологической обстановки, а также в
пределах горно-лесистых территорий, когда на процессы формирования
радиационной ситуации, а, следовательно, и на облучение людей
могут оказывать определяющее влияние местные метеорологические
условия и рельеф местности, использование настоящих Методических
указаний в неизмененном виде не может быть рекомендовано. В
подобных случаях возможно использование только отдельных связей и
соотношений для решения частных вопросов, при условии учета
влияющих обстоятельств.
1.6. В Методических указаниях не рассматриваются
внутриутробное облучение плода человека, а также внутреннее
облучение младенцев возрастом до 1 года за счет потребления
материнского грудного молока. Используемая схема оценки доз
внутреннего облучения рассчитана на лиц в возрасте от 1 года и
старше. Она предполагает ингаляционный путь поступления в организм
продуктов взрыва в период формирования радиоактивного следа, а
также пероральные поступления активности в результате постоянного
употребления в пищу местных сельскохозяйственных продуктов.
1.7. В расчетах движения активности через растительное звено
рассматривается только поверхностное (контактное) загрязнение
радиоактивными выпадениями. Корневой путь загрязнения
растительности не учитывается, т.к. его относительный вклад в
общее внутреннее облучение людей, проживающих на радиоактивном
следе ядерного взрыва с момента его формирования, не выходит за
пределы флуктуаций глобального облучения.
2. Нормативные ссылки
В настоящих Методических указаниях выполняются требования
следующих Нормативных документов:
2.1. ISO 921. Международный стандарт. Ядерная энергия -
Словарь. Номер ссылки ISO 921:1997 (E/F/R).
2.2. Концепция радиационной, медицинской, социальной защиты и
реабилитации населения Российской Федерации, подвергшегося
аварийному облучению. РНКРЗ. - М., 1995.
2.3. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП
2.6.1.758-99, Минздрав России, 1999.
2.4. Руководство Р 1.1.004-94. "Общие требования к построению,
изложению и оформлению санитарно-гигиенических,
эпидемиологических, нормативных и методических документов".
2.5. ГОСТ 15184-81. Излучения ионизирующие и их измерения.
Термины и определения.
2.6. ГОСТ Р 1.5-92. Общие требования к построению и содержанию
стандартов.
2.7. ГОСТ 8.417-81-ГСИ. Единицы физических величин.
2.8. ГОСТ 17.0.02-79. Охрана природы. Метрологическое
обеспечение контроля загрязненности атмосферы, поверхности вод и
почвы. Основные положения.
2.9. ГОСТ Р 22.8.03-95. БЧС. Технические средства разведки.
Общие технические требования.
2.10. ГОСТ Р 22.0.04. БЧС. Биолого-социальные чрезвычайные
ситуации. Термины и определения.
2.11. ГОСТ Р 22.1.01-95. БЧС. Мониторинг и прогнозирование.
Основные положения.
2.12. ГОСТ Р 22.0.05-94. БЧС. Техногенные чрезвычайные
ситуации. Термины и определения.
2.13. ГОСТ 8.070-83. ГСИ. Государственный первичный эталон и
государственная первичная схема для средств измерения мощности
дозы фотонного ионизирующего излучения.
2.14. МИ 2174-91. Аттестация алгоритмов и программ обработки
данных при измерениях. Основные положения.
2.15. МИ 665-84. Порядок аттестации методик определения данных
о свойствах веществ и материалов.
3. Термины и определения
В Методических указаниях применяются следующие термины с
соответствующими определениями, в основном изложенными в
нормативных документах, упомянутых в разделе 2.
3.1. Атмосферные ядерные взрывы - взрывы, осуществляемые в
4
нижних слоях атмосферы на высоте Н <= 10 м. Если высота взрыва
1/3
Н >= 35q м - "воздушный ядерный взрыв" (где q - общая мощность
взрыва, выраженная в кт). Взрыв, произведенный вблизи земной
1/3
поверхности на высоте Н <= 3q м, принято называть "наземным
ядерным взрывом". Если Н = 0 - "контактный ядерный взрыв".
3.2. Подземные ядерные взрывы - взрывы, осуществляемые на
_ 1/3
глубине Н => 3q м. При ядерных взрывах на приведенных глубинах
_ 1/3,4
Н <= 20 - 70 м/кт образуются воронки выброса грунта, в
связи с чем эти взрывы называют "подземные ядерные взрывы с
выбросом грунта". Если взрыв осуществлен на приведенной глубине
1/3,4
40 - 50 м/кт , когда на выброс грунта расходуется
максимальная энергия взрыва, взрывы называют "подземный ядерный
взрыв на выброс" [6].
3.3. След радиоактивного облака ядерного взрыва - зона
локальных (в отличие от глобальных) выпадений (в рамках настоящего
документа) - территория радиоактивного загрязнения, образованного
радиоактивными частицами, осевшими на местность из облака ядерного
взрыва. "Зона ближних локальных радиоактивных выпадений",
создаваемая относительно крупными радиоактивными частицами и
простирающаяся от центра (эпицентра) ядерного взрыва до
расстояния, на котором выпадающие радиоактивные частицы имеют
максимальный аэродинамический диаметр 50 мкм. Эта зона в МУ
условно именуется "ближний локальный радиоактивный след". "Зона
дальних локальных радиоактивных выпадений" формируется
высокодиспергированными частицами, аэродинамический диаметр
которых менее 50 мкм. Данная зона располагается за "зоной ближних
локальных выпадений", непосредственно примыкая к ней. Она, в
определенных условиях, может возникать и независимо. В МУ эта зона
именуется "дальний локальный радиоактивный след".
3.4. Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных
веществ на поверхности, внутри материала, в воздухе, в теле
человека, в другом месте в количестве, превышающем уровни,
установленные нормами и правилами.
3.5. Ионизирующее излучение - любое излучение, взаимодействие
которого со средой приводит к образованию электрических зарядов
разных знаков.
3.6. Гамма-излучение - электромагнитное (фотонное) излучение,
испускаемое при ядерных превращениях или аннигиляции частиц.
3.7. Бета-излучение - излучение, состоящее из электронов
(позитронов), испускаемое при бета-распаде радиоактивных изотопов.
3.8. Доза - поглощенная доза, доза на орган, эквивалентная
доза в органе, эффективная доза - в зависимости от контекста.
3.9. Активность (А) - мера радиоактивности какого-либо
количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом
состоянии в данный момент времени:
dN
A = --,
dt
где dN - ожидаемое число спонтанных ядерных превращений из
данного энергетического состояния, происходящих за промежуток
времени dt.
3.10. Беккерель (Бк) - единица измерения активности в системе
СИ, численно равная одному ядерному превращению в секунду.
Использовавшаяся ранее внесистемная единица активности кюри (Ки)
10
составляет 3,7 х 10 Бк.
3.11. Облучение - воздействие на людей ионизирующего излучения.
3.12. Группа критическая - группа лиц из населения (не менее
10 человек), однородная по одному или нескольким признакам - полу,
возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту
проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему
радиационному воздействию по данному пути облучения от данного
источника излучения.
3.13. Доза экспозиционная - полный заряд ионов одного знака,
возникающих в воздухе при полном торможении всех вторичных
электронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме
воздуха, деленный на массу воздуха в этом объеме.
3.14. Рентген - внесистемная единица экспозиционной дозы, Р;
1P = 0,258 мКл/кг. Производные единицы - миллирентген
-3 -6
(1 мР = 10 Р); микрорентген (1 мкР = 10 Р).
3.15. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего
излучения, переданная веществу:
_
de
D = ---,
dm
_
где de - средняя энергия, переданная ионизирующим излучением
веществу, находящемуся в элементарном объеме, а dm - масса
вещества в этом объеме.
Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и
в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной
объему, деленной на массу этого объема.
3.16. Грей - единица поглощенной дозы в системе единиц СИ; 1
Гр = 1 Дж/кг = 100 рад.
3.17. Рад - внесистемная единица поглощенной дозы. 1 рад = 100
эрг/г = 0,01 Дж/кг = 0,01 Гр.
3.18. Критический орган - орган, ткань, часть тела или все
тело, облучение которого в данных условиях причиняет наибольший
ущерб здоровью данного лица или его потомства.
3.19. Доза эффективная (Е) - величина, используемая как мера
риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела
человека и отдельных его органов с учетом их
радиочувствительности. Она представляет сумму произведений
эквивалентной дозы в органе на соответствующий взвешивающий
коэффициент для данного органа или ткани.
E = SUM W x H (тау),
T T Т
где:
Н (тау) - эквивалентная доза в органе или ткани Т за время
Т
тау;
W - взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.
Т
3.20. Доза эквивалентная (Н ) - поглощенная доза в органе
T.R
или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент
для данного вида излучения, W :
R
H = W x D ,
T.R R T.R
где D - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, а
T.R
W - взвешивающий коэффициент для излучения R.
R
При воздействии различных видов излучения с различными
взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза определяется как
сумма эквивалентных доз для этих видов излучения.
3.21. Зиверт (Зв) - единица измерения эквивалентной, ожидаемой
и эффективной дозы; 1 Зв = 1 Дж/кг.
3.22. Биологически значимые радиоактивные выпадения (в рамках
настоящего документа) - биологически доступные выпадения,
включающие радиоактивные частицы с аэродинамическими размерами, не
превышающими 50 мкм, с которыми радионуклиды естественным путем
могут попадать в организм животных или человека.
3.23. Эффекты излучения детерминированные - клинически
выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим
излучением, в отношении которых предполагается существование
порога, ниже которого эффект отсутствует, а выше - тяжесть эффекта
зависит от дозы.
3.24. Эффекты излучения стохастические - вредные биологические
эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового
порога возникновения, вероятность появления которых
пропорциональна дозе и для которых тяжесть проявления не зависит
от дозы.
4. Используемые величины и единицы их измерения
С учетом практики, существовавшей в период проведения
атмосферных ядерных испытаний, градуировки шкал приборов,
применявшихся для получения исходной радиационной информации, и
современных требований (табл. 4.1) приводятся как единицы СИ, так
и внесистемные единицы.
Таблица 4.1
ОСНОВНЫЕ ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ СИМВОЛЫ И ЕДИНИЦЫ
-----------------------------T-------------T---------T------------¬
¦ Термин, величина ¦ Используемый¦ Единицы ¦Внесистемные¦
¦ ¦ символ ¦ СИ ¦ единицы ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦ 1 ¦ 2 ¦ 3 ¦ 4 ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Общая мощность взрыва ¦q ¦ ¦кт ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Мощность взрыва по делению ¦q ¦ ¦кт ¦
¦ ¦ дел ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Максимальная высота подъема ¦H ¦км ¦ ¦
¦радиоактивного облака взрыва¦ max ¦ ¦ ¦
¦(верхней кромки) на момент ¦ ¦ ¦ ¦
¦стабилизации ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Высота точки взрыва над ¦H ¦км ¦ ¦
¦подстилающей поверхностью ¦ взр ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦ ¦_ ¦ ¦ ¦
¦Скорость ветра, усредненного¦V ¦км/ч ¦ ¦
¦по высоте от H до ¦ ¦ ¦ ¦
¦ max ¦ ¦ ¦ ¦
¦земной поверхности ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Расстояние от центра ¦X ¦км ¦ ¦
¦(эпицентра) взрыва по оси ¦ ¦ ¦ ¦
¦радиоактивного следа ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Время условного начала ¦t ¦ч ¦ ¦
¦формирования радиоактивного ¦ 0 ¦ ¦ ¦
¦следа (отсчитанное от ¦ ¦ ¦ ¦
¦момента взрыва) ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Время условного окончания ¦t ¦ч ¦ ¦
¦формирования радиоактивного ¦ ост ¦ ¦ ¦
¦следа (отсчитанное от ¦ ¦ ¦ ¦
¦момента взрыва) ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Условная продолжительность ¦ДЕЛЬТА t = ¦ч ¦ ¦
¦периода формирования ¦ х ¦ ¦ ¦
¦радиоактивного следа на ¦ ¦ ¦ ¦
¦расстоянии X ¦t - t ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ост 0 ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Критическое расстояние - ¦X ¦км ¦ ¦
¦расстояние, на которое ¦ кр ¦ ¦ ¦
¦вероятен перенос частицы ¦ ¦ ¦ ¦
¦с аэродинамическим диаметром¦ ¦ ¦ ¦
¦50 мкм, поднятой взрывом на ¦ ¦ ¦ ¦
¦высоту H , при скорости ¦ ¦ ¦ ¦
¦ max _ ¦ ¦ ¦ ¦
¦среднего ветра V ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Приведенное расстояние, ¦ X ¦ ¦ ¦
¦численно равное расстоянию ¦X = ---- ¦ ¦ ¦
¦X, отнесенному к ¦ пр X ¦ ¦ ¦
¦критическому расстоянию X ¦ кр ¦ ¦ ¦
¦ кр ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Мощность экспозиционной ¦Р ¦ ¦мР/ч ¦
¦дозы гамма-излучения (в ¦ ¦ ¦ ¦
¦тексте - мощность дозы) ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Мощность дозы гамма- ¦Р ¦ ¦мР/ч ¦
¦излучения на высоте 1 м от ¦ ост ¦ ¦ ¦
¦поверхности на момент ¦ ¦ ¦ ¦
¦окончания формирования ¦ ¦ ¦ ¦
¦радиоактивного следа ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Максимальная мощность дозы ¦P ¦ ¦мР/ч ¦
¦гамма-излучения на высоте ¦ max ¦ ¦ ¦
¦1 м от поверхности земли в ¦ ¦ ¦ ¦
¦период формирования ¦ ¦ ¦ ¦
¦радиоактивного следа ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Текущее время, отсчитанное ¦t ¦ч, сут. ¦ ¦
¦от момента взрыва, кроме ¦ ¦ ¦ ¦
¦специально оговоренных ¦ ¦ ¦ ¦
¦случаев ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Местное астрономическое ¦t ¦ч ¦ ¦
¦время ¦ a ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Интервал времени ¦тау ¦ч, сут. ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦ ¦_ _ ¦ ¦ ¦
¦Средняя энергия частиц ¦E , E ¦ ¦МэВ/Бк ¦
¦(фотонов) гамма-, бета- ¦ гамма бета¦ ¦ ¦
¦излучения ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Суммарная поверхностная ¦сигма , ¦Бк/кв. м ¦ ¦
¦активность при загрязнении ¦ SUM ¦ ¦ ¦
¦почвы, растительности и т.п.¦ ¦ ¦ ¦
¦ ¦сигма ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ТР SUM ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Поверхностная активность ¦сигма ¦Бк/кв. м ¦ ¦
¦i-го радионуклида ¦ i ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Удельная активность i-го ¦Q , M , B ¦Бк/кг ¦ ¦
¦радионуклида ¦ i i i ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Объемная активность i-го ¦A ¦ ¦Бк/л ¦
¦радионуклида в жидкостях ¦ i ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Суммарная объемная ¦C ¦Бк/куб. м¦ ¦
¦активность аэрозолей в ¦ аэр SUM ¦ ¦ ¦
¦воздухе ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Объемная активность i-го ¦C ¦Бк/куб. м¦ ¦
¦нуклида в воздухе ¦ i ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Активность, поступающая ¦g ¦Бк ¦ ¦
¦в организм в момент ¦ i.t ¦ ¦ ¦
¦времени t ¦g t ¦ ¦ ¦
¦ ¦ SUM ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Доля активности выпадений, ¦эта ¦ ¦ ¦
¦связанная с частицами, ¦ d <= 50 ¦ ¦ ¦
¦аэродинамический диаметр ¦ ¦ ¦ ¦
¦которых не превышает 50 мкм ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Доля активности i-го ¦a ¦ ¦ ¦
¦радионуклида в ¦ i.t ¦ ¦ ¦
¦несепарированной смеси ¦ ¦ ¦ ¦
¦продуктов мгновенного ¦ ¦ ¦ ¦
¦деления на момент времени t ¦ ¦ ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Эффективная доза ¦E ¦мЗв ¦ ¦
+----------------------------+-------------+---------+------------+
¦Поглощенная доза ¦D ¦мГр ¦ ¦
L----------------------------+-------------+---------+-------------
5. Основные положения
5.1. Общие положения
5.1.1. Модели расчета доз, представленные в Методических
указаниях, базируются на использовании исходных данных трех типов:
первичных, производных и стандартных. Исходные данные, в
зависимости от их назначения, могут носить общий или частный
характер.
5.1.1.1. Первичные данные - известные до начала расчетов. Они
включают информацию о взрыве и его характеристиках - типе,
мощности, виде и составе делящихся материалов, высоте подъема
верхней кромки облака; место, дату и время взрыва;
метеорологическую информацию - скорость среднего ветра на трассе
перемещения радиоактивного облака; географическое положение зоны
локальных выпадений и ее ландшафтные особенности; расположение
интересующих населенных пунктов относительно точки взрыва;
особенности сезонной жизнедеятельности населения и, в первую
очередь, его критических групп, рацион питания. Любую информацию о
радиационной обстановке, привязанную к месту и моменту взрыва.
5.1.1.2. Производные данные - рассчитываемые по зависимостям,
рекомендуемым в Методических указаниях, на основе использования
первичных исходных данных. Этот тип данных составляет основное
наполнение моделей расчета доз и включает набор параметров
радиационной обстановки, определяющих внешнее и внутреннее
облучение людей.
5.1.1.3. Стандартные данные - заимствованные из официальной
справочной литературы или соответствующих официальных публикаций.
К этому типу данных относятся: различные физические переходные
коэффициенты, метаболические константы поведения радионуклидов в
организме животных и людей, биологические и физические
характеристики продуктов взрыва и отдельных радионуклидов
(радиоизотопов), антропометрическая информация, а также другие
общепринятые данные.
5.1.2. Используемые в Методических указаниях функциональные
связи и соотношения в основе своей отражают реальные
пространственно-временные радиационные и биологические процессы
воздействия продуктов ядерного взрыва на человека. Наряду с этим
сложность и многообразие факторов, определяющих поступление
радиоактивных продуктов в организм людей, постоянно находящихся на
радиоактивном следе, определили необходимость создания расчетных
зависимостей с помощью аналогового метода обработки и нормирования
натурного экспериментального материала, специально
накапливавшегося в период проведения ядерных испытаний, который
обобщался и анализировался на протяжении всего прошедшего времени.
Одним из основных выражений, используемых в аналоговых
решениях, является функция (5.11), определяющая в составе
интегральных выпадений долю активности, обусловленную их
биологически значимой фракцией частиц (эта ), которая для
d <= 50
данного взрыва, конкретных условий формирования радиоактивного
следа и удаления интересуемой точки нормируется через приведенное
расстояние (Х ), являющееся безразмерным критерием подобия.
пр
5.1.3. Общая погрешность расчетов, выполняемых по данным
Методическим указаниям, включает в себя две составляющие.
Первая из них определяется внутренними особенностями
используемых моделей, функциональных связей и соотношений. Данные
погрешности являются неизбежным следствием идеализации реально
протекающих радиационных и биофизических процессов, а также
принятых допущений при их математическом описании. По этой причине
внутренние погрешности консервативны и мало управляемы в ходе
расчета.
Вторая составляющая общей погрешности находится за пределами
применяемых решений и связана с уровнем достоверности вводимых в
расчет исходных данных и принимаемых условий расчета. Однако
благодаря блочной структуре Методических указаний, а также
представлению в общем виде всех основных решений, включенных в
рассматриваемый документ, всегда существует реальная возможность,
для пользователей, вводить на любой стадии расчета реальную или
уточненную информацию и на этой основе неограниченно снижать
составляющую внешней погрешности.
Если исходные параметры и условия облучения соответствуют
реальным, то общая погрешность расчета будет определяться только
внутренними методическими причинами. В подобном случае, как
показали проведенные оценки, погрешность расчета не будет
превышать +/- 30 - 50%.
5.1.4. Принимая во внимание практику градуировки шкал
приборов, существовавшую в период проведения атмосферных ядерных
испытаний, использовавшихся для получения первичной радиационной
информации, и современные метрологические требования, в настоящем
документе применяются как единицы СИ, так и внесистемные единицы.
5.2. Исходные данные
В этом разделе приводятся общие исходные данные для расчетов,
которые должны быть заранее известны или предварительно
определены.
5.2.1. Первичные исходные данные
Включают:
- тип взрыва, дату, час и место его проведения;
- общую мощность взрыва (q, кт) и мощность взрыва по делению
(q , кт);
дел
- вид делящегося материала (если он комбинированный, то
соотношение его компонентов);
- максимальную высоту подъема верхней кромки радиоактивного
облака взрыва на момент стабилизации - H , км;
max
Если высота подъема облака взрыва неизвестна, то она может
быть оценена по соотношению:
0,25
H = 4 q + H , (5.1)
max взр
где:
H - высота точки взрыва над подстилающей поверхностью, км;
взр
q - общая мощность взрыва, кт.
- скорость среднего ветра в слое атмосферы от подстилающей
поверхности до высоты подъема верхней кромки облака на трассе
его перемещения из района взрыва в рассматриваемую точку
_
местности - V, км/ч;
- расстояние от центра (эпицентра) взрыва до данной точки
местности, измеренное по трассе движения радиоактивного облака -
X, км;
- мощность дозы гамма-излучения в рассматриваемой точке
(населенном пункте) на открытой местности на высоте 1 м от
поверхности земли через t часов после взрыва - Р , мР/ч.
t
В алгоритмах, используемых в настоящих Методических указаниях,
мощность дозы гамма-излучения на открытой местности является
главным опорным параметром и рассматривается как заведомо
известная характеристика. Эта величина, как правило, должна
являться результатом прямых измерений, которые заимствуются из
архивных материалов радиационной разведки. В том случае, когда она
получена расчетным путем, специально оговариваются условия и
особенности расчета.
Все применяемые в Методических указаниях пересчеты
экспозиционной мощности дозы гамма-излучения P (t), а также общей
активности выпадений - сигма (t), на различные моменты времени
после взрыва, осуществляются по формуле Вей-Вигнера:
t -n t -n
P (t) = P (--) или сигма (t) = сигма (--)
t t t t
* * * *
При этом в расчетах доз внешнего гамма-излучения должны
применяться реальные значения показателей степени n. Если таковые
не известны, то могут использоваться значения n, полученные О.И.
Лейпунским в результате теоретического анализа функций изменения
235 239
гамма-активности смеси осколков деления U и Рu в
различные интервалы времени. Указанные данные приведены в
табл. 5.1.
Таблица 5.1
ТЕОРЕТИЧЕСКИЕ ЗНАЧЕНИЯ ПОКАЗАТЕЛЕЙ СТЕПЕНИ n
235 239
В РАЗЛИЧНЫЕ СРОКИ ПОСЛЕ ДЕЛЕНИЯ U и Pu [18]
-----------------------T-----T-----------------------------------¬
¦Интервал времени после¦ n ¦ Максимальное отклонение от кривой ¦
¦ деления ¦ ¦ спада гамма-активности, % ¦
+----------------------+-----+-----------------------------------+
¦10 мин. < t < 10 ч ¦1,32 ¦10 ¦
+----------------------+-----+-----------------------------------+
¦10 ч < t < 100 ч ¦1,31 ¦10 ¦
+----------------------+-----+-----------------------------------+
¦10 мин. < t < 100 ч ¦1,33 ¦10 ¦
+----------------------+-----+-----------------------------------+
¦100 ч < t < 1000 ч ¦0,89 ¦10 ¦
+----------------------+-----+-----------------------------------+
¦20 с < t < 1000 ч ¦1,2 ¦30 ¦
L----------------------+-----+------------------------------------
Для времени t > 1000 ч в расчетах принимается n = 1,2.
В целях упрощения расчетов и сравнительных оценок в рабочих
формулах значения экспозиционной мощности дозы гамма-излучения,
Р , приведены на 24 часа после взрыва - P = Р .
t t (24)
* *
Если значение мощности дозы оказывается известным на какой-то
момент времени t , то пересчет ее величин на 24 часа после взрыва
*
проводится по соотношению:
n
P х t
t *
*
P = --------, (5.2)
(24) n
24
В этой связи для удобства последующих расчетов целесообразно
предварительно провести восстановление пространственного поля
мощностей дозы гамма-излучения (радиоактивного следа) на 24 часа
после взрыва.
Наряду с этим, во всех случаях, когда требуется осуществить
пересчеты общей активности высокодисперсной фракции выпадений
(именуемой ниже "биологически значимой фракцией") с одного времени
на другое, показатель степени принимается равным 1,2. Данное
значение показателя степени для указанной фракции выпадений, с
одной стороны, исключает возможное занижение доз внутреннего
облучения, а с другой, и значимо не завышает их, т.к. расчеты
общей активности, в этих случаях, проводятся для небольших
интервалов времени.
5.2.2. Производные исходные данные для периода
формирования радиоактивного следа
В их состав входят:
- время, t , ч, прихода облака взрыва в данную точку местности,
0
удаленную от центра взрыва на X, км, которое определяется как
X
t = ---, (5.3)
0 _
V
_
где V - скорость среднего ветра, км/ч;
- время, t , ч, ухода облака взрыва (условного окончания
ост
формирования радиоактивного следа и начала излучения выпавших
радиоактивных продуктов) численно равное:
t = t + ДЕЛЬТА t , (5.4)
ост 0 х
где ДЕЛЬТА t , ч - продолжительность радиоактивных выпадений
х
(период формирования радиоактивного следа) в точке зоны локальных
выпадений на расстоянии X, км, от места взрыва, которая может
быть оценена исходя из теоретических представлений или по линейным
размерам радиоактивного следа.
Если на рассматриваемом расстоянии неизвестны поперечные
размеры радиоактивного следа, то в этом случае применяют формулу:
X
ДЕЛЬТА t = 0,2 + [0,6 + 0,1 x lg (q)] x -, ч, (5.5)
х _
V
где q - общая мощность взрыва, кт.
Если осуществлена пространственная реконструкция
радиоактивного следа, то ДЕЛЬТА t может быть более реалистично
х
оценено по соотношению
L
шх
ДЕЛЬТА t = K --- (5.6)
x _
V
В формуле (5.6) коэффициент К = 2 применяют в пределах
расстояний до 150 км от центра взрыва и устойчивом свежем ветре
_
(V >= 25 км/ч), а на больших расстояниях и при слабом ветре или
штилевой обстановке (V < 10 км/ч) целесообразно использовать
коэффициент К = 1,5.
L - ширина радиоактивного следа на расстоянии X от
шх
места взрыва, км.
В общем случае за L принимается расстояние в поперечном
шх
сечении радиоактивного следа, ограниченное изолинией мощности дозы
гамма-излучения, соответствующей минимальному значению
рассчитываемых доз излучения.
Согласно официальной "Концепции" (2.2) внешняя граница зоны
радиоактивного загрязнения, в пределах которой должны проводиться
наблюдения радиационной обстановки, а, следовательно, и
оцениваться дозы излучения, соответствует эффективной дозе 1 мЗв в
год. Это эквивалентно дозе в щитовидной железе ребенка, возрастом
1 год, потребляющего местное коровье молоко, равной 20 мГр, при
внутреннем облучении органа йодом-131. Дозными критериями
определения параметра L целесообразно выбрать: на ближнем
шх
радиоактивном следе - минимальную эффективную дозу, а в зоне
дальних радиоактивных выпадений - минимальную поглощенную дозу в
щитовидной железе.
Таблица 5.2
ГРАНИЧНЫЕ ЗНАЧЕНИЯ ИЗОЛИНИЙ МОЩНОСТИ ДОЗЫ
ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРАМЕТРА L
шх
НА РАДИОАКТИВНЫХ СЛЕДАХ, ПРИВЕДЕННЫХ
НА 3 И 24 ЧАСА ПОСЛЕ ВЗРЫВА
-------------------------------T----------------------------------¬
¦ Ближний радиоактивный след ¦ Дальний радиоактивный след ¦
¦ (Х < 1) ¦ (Х > 1) ¦
¦ пр ¦ пр ¦
+--------------T---------------+--------------T-------------------+
¦ общее ¦изолиния, мР/ч ¦ внутр. ¦ изолиния, мР/ч ¦
¦облучение, мЗв+------T--------+облучение щит.+----------T--------+
¦ ¦"ч" + ¦ "ч" + ¦ жел., мГр ¦"ч" + 3.00¦ "ч" + ¦
¦ ¦ 3.00 ¦ 24.00 ¦ ¦ ¦ 24.00 ¦
+--------------+------+--------+--------------+----------+--------+
¦0,5 ¦5,3 ¦0,43 ¦10 ¦2 ¦0,2 ¦
+--------------+------+--------+--------------+----------+--------+
¦1,0 ¦10,6 ¦0,85 ¦20 ¦4 ¦0,4 ¦
L--------------+------+--------+--------------+----------+---------
К производным исходным данным для периода формирования
радиоактивного следа относится также мощность дозы гамма-излучения
|
