- Законы
- Кодексы
- Форум
Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 21.01.2010 N 5
Об утверждении Методических указаний МУ 2.6.1.2574-2010
В соответствии с Федеральным законом от 30.03.1999 N 52-ФЗ "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" (Собрание законодательства Российской Федерации, 1999, N 14, ст. 1650; 2002, N 1 (ч. I), ст. 2; 2003, N 2, ст. 167; N 27 (ч. I), ст. 2700; 2004, N 35, ст. 3607; 2005, N 19, ст. 1752; 2006, N 1, ст. 10; N 52 (ч. I), ст. 5498; 2007, N 1 (ч. I), ст. 21, 29; N 27, ст. 3213; N 46, ст. 5554; N 49, ст. 6070; 2008, N 24, ст. 2801; N 29 (ч. I), ст. 3418; N 30 (ч. II), ст. 3616; N 44, ст. 4984; N 52 (ч. I), ст. 6223; 2009, N 1, ст. 17) и Постановлением Правительства Российской Федерации от 24.07.2000 N 554 "Об утверждении Положения о государственной санитарно-эпидемиологической службе Российской Федерации и Положения о государственном санитарно-эпидемиологическом нормировании" (Собрание законодательства Российской Федерации, 2000, N 31, ст. 3295; 2004, N 8, ст. 663; N 47, ст. 4666; 2005, N 39, ст. 3953) постановляю:
1. Утвердить Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010 "Определение суммарных (накопленных) доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне" (приложение).
2. Ввести в действие Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010 с 4 мая 2010 г.
Г.Г.ОНИЩЕНКО
Приложение
Утверждены
Постановлением
Главного государственного
санитарного врача
Российской Федерации
от 21.01.2010 N 5
ОПРЕДЕЛЕНИЕ СУММАРНЫХ (НАКОПЛЕННЫХ) ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ ЛИЦ ИЗ НАСЕЛЕНИЯ, ПОДВЕРГШИХСЯ РАДИАЦИОННОМУ ВОЗДЕЙСТВИЮ ВСЛЕДСТВИЕ ЯДЕРНЫХ ИСПЫТАНИЙ НА СЕМИПАЛАТИНСКОМ ПОЛИГОНЕ
Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010
I. Общие положения
1.1. Настоящие Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010 (далее - МУ) предназначены для определения значений суммарных (накопленных) эффективных доз облучения граждан, которые проживали в 1949 - 1963 годах в населенных пунктах Российской Федерации и за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие атмосферных ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне (далее - лиц из населения).
В соответствии с настоящими МУ определяются дозы облучения лиц из населения различного возраста за любой промежуток времени, включающий или не включающий дату локального выпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва.
Адресная оценка суммарной (накопленной) эффективной дозы облучения конкретного лица в соответствии с настоящими МУ определяется на основании сведений о датах проживания и возрасте во время проживания этого лица в упомянутых населенных пунктах.
1.2. Установленные в результате адресного применения настоящих МУ оценки доз облучения конкретных лиц из населения предназначаются для вынесения официальных заключений о соответствии (несоответствии) полученных ими суммарных (накопленных) эффективных доз облучения законодательной норме, дающей право на получение установленных Федеральным законом от 10 января 2002 г. N 2-ФЗ "О социальных гарантиях гражданам, подвергшимся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне" <*> льгот и компенсаций в порядке обеспечения гарантий социальной защиты граждан, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне.
--------------------------------
<*> Собрание законодательства Российской Федерации, 2002, N 2, ст. 128; 2004, N 12, ст. 1035, N 35, ст. 3607; 2005, N 1 (часть I), ст. 25; 2007, N 45, ст. 5421; 2008, N 9, ст. 817, N 29 (часть I), ст. 3410, N 30 (часть II), ст. 3616, N 52 (часть I), ст. 6236; 2009, N 18 (часть I), ст. 2152, N 30, ст. 3739.
Вынесение официальных заключений этого содержания в другом порядке не допускается.
1.3. Дозы облучения определяются для расчетной модели человека из наиболее облучаемой группы. Выбор наиболее облучаемой группы осуществляется по соотношению времени пребывания на открытом воздухе (без ослабления дозы) и внутри строений (с частичным ослаблением дозы) с учетом видов занятости населения городской и сельской местности. При расчетах доз облучения всех групп населения по пероральному пути поступления радионуклидов учитываются сведения о сроках проведения основных сельскохозяйственных работ и рационах питания.
1.4. Значения суммарных (накопленных) эффективных доз, установленные в соответствии с настоящими МУ, не должны применяться для проведения эпидемиологических исследований.
II. Требования к исходным данным
2.1. Для определения накопленных эффективных доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию испытательного ядерного взрыва, используются исходные данные пяти типов:
а) данные о ядерном взрыве и условиях его проведения;
б) данные о результатах радиационной разведки на радиоактивном следе облака ядерного взрыва за пределами границ полигона;
в) данные об условиях жизни лиц из населения;
г) дозовые коэффициенты при внешнем гамма-облучении человека, ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм;
д) сведения о возрасте, сроках и месте (местах) проживания лиц из населения в населенных пунктах, включаемых в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне.
2.2. Исходные данные о ядерном взрыве и условиях его проведения включают в себя:
а) полную мощность (тротиловый эквивалент) взрыва q;
б) мощность взрыва по делению q ;
f
в) состав разделившихся материалов ядерного взрывного
239 235 238
устройства (Pu , U , U ) в соотношении компонентов
239 235 238
альфа : альфа : альфа ;
г) астрономическое время проведения t (дата и местное время), высоту
ex
H и географические координаты (широта фи и долгота Тхэта ) эпицентра
ex ex
ядерного взрыва;
д) распределения по высоте атмосферы z модуля скорости ветра ню(z) и направления ветра фи(z), измеренные в районе опытной площадки полигона за срок, ближайший к моменту взрыва.
2.3. Результаты радиационной разведки в регионе выпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва применительно к целям настоящих МУ задаются выкопировкой любого из имеющихся в архиве материалов испытаний, где они представлены в виде:
а) прямых измерений в населенном пункте мощности экспозиционной дозы
*
<*> гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли P (t ) с
гамма
*
указанием времени измерения t ;
--------------------------------
<*> Внесистемная величина "экспозиционная доза" с единицей измерения "рентген" (Р) указывается здесь и далее в связи с использованием ее при измерениях в период проведения испытаний.
б) нанесенных на топографическую основу карт-схем радиоактивного
загрязнения поверхности земли в виде изолиний мощности экспозиционной дозы
гамма-излучения и распределений мощности дозы гамма-излучения вдоль оси
*
радиоактивного следа, приведенных к моменту времени t после взрыва;
*
в) наборов приведенных к моменту времени t после взрыва значений
мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренных в совокупности
точек на радиоактивном следе облака взрыва, не совпадающих с координатами
населенных пунктов.
2.4. К исходным данным об условиях жизни лиц относятся:
а) режим проживания лиц из населения на радиоактивно загрязненных
территориях с чередованием времени пребывания вне/внутри зданий (задается
моментами времени T и T , соответствующими их переходу из состояния
r1 r2
"внутри зданий" в состояние "вне зданий" и обратно);
б) численная оценка физического ослабления мощности дозы
гамма-излучения k и снижения концентраций радиоактивных продуктов в
ос
inh
воздухе внутри зданий k по отношению к аналогичным параметрам на
з
открытой местности;
в) дифференцированное по сезонам либо среднегодовое суточное потребление продуктов питания местного происхождения: мяса, молока, хлеба (ржаного и пшеничного раздельно), листовых овощей в разных возрастных группах населения (до 1 года, от 1 до 2 лет, от 2 до 7 лет, от 7 до 12 лет, от 12 до 17 лет, старше 17 лет);
г) времена наступления основных фаз развития растений, сроки возделывания пищевых и кормовых культур и пастбищного содержания мясомолочного скота, рационы их кормления.
2.5. Преобразование величин, характеризующих физические поля и факторы радиационного воздействия на человека в реальной среде его обитания, в эффективные дозы облучения осуществляется с использованием дозовых коэффициентов трех типов, связывающих:
а) эффективные дозы внешнего облучения человека с величиной поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе в месте пребывания человека;
б) эффективные дозы внутреннего облучения с величиной ингаляционного поступления отдельных радионуклидов в дыхательную систему человека;
в) эффективные дозы внутреннего облучения с величиной перорального поступления отдельных радионуклидов в организм человека.
Дозовые коэффициенты по пункту "а", соответствующие осесимметричному
облучению человека гамма-квантами с энергией E, падающими нормально к
поверхности цилиндрического фантома (коэффициенты e (E)), применяются для
1
определения эффективной дозы облучения открыто расположенного человека от
радиоактивных продуктов, выпавших на поверхность земли. Аналогичные
коэффициенты, соответствующие изотропному облучению человека
гамма-квантами, падающими из верхнего полупространства (коэффициенты e
2
(E)), применяются для определения эффективных доз облучения человека в
условиях его пребывания в зданиях, а также для определения эффективных доз
облучения от радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе в период
формирования радиоактивного следа.
Умеренно консервативное завышение эффективных доз внутреннего облучения
человека в результате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва
обеспечивается применением в расчетах дозовых коэффициентов по пункту "б",
соответствующих стандартизованной дисперсности аэрозоля радиоактивных
частиц (логарифмически-нормальное распределение с АМАД = 1 мкм и
геометрическим стандартным отклонением 2,5), но дифференцированных по
классу растворимости компонентов, содержащихся в объеме и на поверхности
ню0 s0
радиоактивных частиц (возрастзависимые коэффициенты h и h ,
i i
соответственно).
2.6. Сведения о возрасте, сроках и месте проживания конкретного лица
задаются датами начала и окончания его проживания в населенном пункте,
географическими координатами населенного пункта (фи , Тхэта (фи -
НП НП НП
широта, град с.ш., Тхэта - долгота, град з.д.) и возрастом в период
НП
проживания в этом населенном пункте. Если таких населенных пунктов
несколько, указанные выше сведения задаются для каждого из мест проживания
а
лица. Принимается, что время начала его проживания в населенном пункте T
1
совпадает с 0 часов местного времени даты начала проживания, а время
а
окончания проживания T - с 24 часами местного времени даты окончания
2
проживания.
III. Требования к порядку определения эффективных доз
3.1. Определение накопленной эффективной дозы облучения конкретного лица соответствует случаю, когда это лицо в период с 1949 г. по 1963 г. непрерывно проживало только в одном из населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. Если один и тот же населенный пункт подвергался воздействию в результате различных ядерных испытаний, то эффективная доза облучения лица за период его проживания в таком населенном пункте определяется от каждого ядерного испытания раздельно, а результаты суммируются. В случае, когда лицо в указанный период времени последовательно проживало в нескольких населенных пунктах, излагаемая ниже последовательность действий выполняется многократно, и определяются эффективные дозы облучения за периоды времени его проживания в каждом из населенных пунктов с учетом возраста в эти периоды времени. Суммарная (накопленная) эффективная доза облучения лица определяется суммированием эффективных доз, накопленных за периоды времени последовательного проживания в разных населенных пунктах.
3.2. Для расчета вводится декартова система координат, начало которой
совмещается с эпицентром ядерного взрыва, ось x направлена на восток, ось y
- на север. Отсчет всех углов ведется от северного направления по часовой
стрелке. Географические координаты населенного пункта, для которого должны
быть выполнены расчеты, преобразуются в декартовы координаты x , y в
НП НП
соответствии с правилом:
-
x = 111(Тхэта - Тхэта )cos(Пифи ), км,
НП НП ex НП
- Пи
y = 111(фи - фи ), км, Пи = ---. (1)
НП НП ex 180
Отсчет времени t ведется от момента взрыва t . Моменты времени T и
ex r1
T , определяющие режим проживания человека на радиоактивно загрязненных
r2
территориях, а также моменты времени начала и окончания проживания человека
в населенном пункте пересчитываются к моменту взрыва:
t = T - t , t = T - t ,
r1 r1 ex r2 r2 ex
a a
T = T - t , T = T - t . (2)
1 1 ex 2 2 ex
3.3. Определяется значение мощности экспозиционной дозы
*
гамма-излучения в точке с координатами населенного пункта P (t ) =
гамма
* *
P на время t после взрыва. Если указанное значение является
гамма
*
результатом прямого измерения в ареале населенного пункта, время t имеет
смысл времени измерения. Если измерения мощности экспозиционной дозы
гамма-излучения в ареале населенного пункта не проводились, значение
указанной характеристики радиационного поля определяется путем
интерполяции в точку с координатами населенного пункта данных измерений,
выполненных в соседних точках региона, с использованием одного из двух
ниже описанных алгоритмов в зависимости от способа представления
*
результатов радиационной разведки в архивных документах. Время t
в этом случае имеет смысл времени, к которому приведены результаты
измерений (обычно 3 часа после взрыва).
Первый алгоритм применяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки на территории региона представлены картами-схемами радиоактивного загрязнения местности, отображенными в виде изолиний мощности экспозиционной дозы и распределений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения вдоль оси радиоактивного следа, приведенных на 3 часа после взрыва. Реализация алгоритма в этом случае включает три этапа.
На первом этапе проводится верификация первичных данных. Она состоит в проверке согласованности осевых распределений со значениями мощностей доз в точках пересечения изолиний с осью следа. При наличии расхождений проводится корректировка положения изолиний в локальных областях, примыкающих к точкам их пересечения с осью следа.
На втором этапе решается задача восстановления двумерного поля мощностей доз гамма-излучения над поверхностью земли в узлах регулярной координатной сетки по координатам линий уровня этого поля. С этой целью используется численный метод, реализующий решение уравнения Пуассона для логарифмов характеристики поля в замкнутых областях двух типов: имеющих внешнюю и внутреннюю границы, совпадающие с линиями уровня двумерного поля, и имеющих только внешнюю границу.
Математическая постановка задачи о восстановлении характеристик радиационного поля в областях первого типа имеет вид:
2 * 2 *
d lnP (x,y) d lnP (x,y)
гамма гамма
--------------- + --------------- = 0,
2 2
dx dy
* ¦ э
P (x,y)¦ = P ,
гамма ¦Г i
i
(3)
* ¦ э
P (x,y)¦ = P ,
гамма ¦Г i+1
i+1
*
где P (x,y) - величина мощности дозы гамма-излучения в точке с
гамма
* э э
координатами (x,y), приведенная на время t после взрыва, P , P -
i i+1
экспериментальные значения мощностей доз, соответствующие внешней (Г ) и
i
внутренней (Г ) границам (линиям уровня) области.
i+1
Математическая постановка задачи о восстановлении характеристик радиационного поля в областях второго типа имеет вид:
2 * 2 *
d lnP (x,y) d lnP (x,y)
гамма гамма
--------------- + --------------- = 0,
2 2
dx dy
(4)
-
¦ э¦
¦P ¦
¦ 1¦
¦ ¦Г
* ¦ ¦ ¦ 1
P (x,y)¦ = <
гамма ¦Г ¦
¦f(x,y)¦
¦ ¦Г , Г = Г U Г ,
¦ ¦ 2 1 2
L
где Г - граница подобласти, Г - часть ограничивающей изолинии,
1
заключенная между точками ее пересечения с осью следа, Г - часть оси
2
э
следа, ограниченная указанными точками, P - величина мощности дозы, равная
1
значению изолинии, f(x,y) - функция, задающая распределение мощности дозы
на оси следа.
На третьем этапе полученные в узлах значения мощностей доз интерполируются в координаты населенных пунктов.
Второй алгоритм применяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки территории региона представлены в виде набора результатов измерений, пространственно не объединенных, но приведенных к одному моменту времени после взрыва. Пространственное объединение этих результатов и их интерполяция в точки с координатами населенных пунктов производится с использованием гауссовой модели радиоактивного следа. Сущность этой модели состоит в том, что распределение мощностей доз гамма-излучения в сечениях, перпендикулярных оси радиоактивного следа, на каждой дистанции аппроксимируется нормальным законом. Для полного пространственного описания радиационного поля по результатам обработки данных измерений устанавливаются следующие функции:
э э
x (s), y (s) - координаты оси радиоактивного следа как функции
0 0
расстояния s от эпицентра ядерного взрыва, отсчитанного вдоль оси следа;
0 *
P (t ,s) - распределение мощностей доз гамма-излучения,
гамма
*
приведенных на время t после взрыва, вдоль оси радиоактивного следа;
0
сигма (s) - зависимость среднеквадратического отклонения рассеяния
p
примеси в сечениях, перпендикулярных оси следа, от расстояния вдоль оси.
Восстановление мощности дозы гамма-излучения в произвольной точке с координатами (x,y) производится с использованием соотношения:
2
* 0 * r
P (x,y) = P (t ,s )exp(- --), (5)
гамма гамма min D
0 2 2 э 2 э 2
где D = [сигма (s )] , r = [x - x (s )] + [y - y (s )] , s -
p min 0 min 0 min min
величина, соответствующая минимуму функционала,
---------------------------
/ э 2 э 2
r(s) = /[x - x (s)] + (y - y (s)] . (6)
\/ 0 0
3.4. Методами математического моделирования процессов образования радиоактивных частиц и их выпадения на поверхность земли из объемного источника радиоактивного загрязнения в точке с координатами населенного пункта определяются временные характеристики и дисперсность радиоактивных выпадений, включающие в себя
альфа - вклад в мощность экспозиционной дозы гамма-излучения
гамма
радиоактивных частиц, образованных в результате осаждения радионуклидов на
частицы раздробленного грунта (далее именуются частицами 1-го типа);
f (d) - распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных
p1
частиц 1-го типа;
f (d) - распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных
p2
частиц конденсационно-коагуляционного происхождения (далее именуются
частицами 2-го типа);
t , t - время начала и окончания выпадения радиоактивных частиц
н1 о1
1-го типа;
t , t - время начала и окончания выпадения радиоактивных частиц
н2 о2
2-го типа.
Математическая постановка задачи, константное обеспечение и метод ее решения, обеспечивающие определение указанных параметров и функций, приведены в Приложениях 1 и 2 к МУ.
С целью снижения погрешностей определения расчетной информации
реализуется двухэтапная процедура вычислений. На первом этапе по исходным
данным о распределениях скоростей и направлений ветра по высоте атмосферы,
измеренных в районе испытательной площадки полигона за срок, ближайший к
моменту взрыва, рассчитывается распределение мощности дозы гамма-излучения
на территории региона и определяются расчетные координаты оси
радиоактивного следа x (s) и y (s) как функции расстояния s от эпицентра
0 0
взрыва, отсчитанного вдоль оси следа. Далее результаты расчета корректируются по фактическим данным радиационной разведки. Смысл корректировки состоит в определении такой угловой поправки Дельта фи к направлениям ветра на всех высотах, при которой новые расчетные координаты оси радиоактивного следа будут минимально отклоняться от фактической оси. В математическом плане эта задача сводится к поиску минимума функционала вида:
--------------------------------------------------------
/ 2 2
S /- ¬ - ¬
1 - / ¦ э ¦ ¦ э ¦
Фи(Дельта фи) = --- ¦ / ¦[x (s,Дельта фи) - x (s)¦ + ¦[y (s,Дельта фи) - y (s)¦ ds, (7)
S -\/ ¦ 0 0 ¦ ¦ 0 0 ¦
0 L - L -
э э
где x (s), y (s) - фактические координаты оси радиоактивного следа, S -
0 0
расстояние вдоль оси радиоактивного следа до границы зоны, где проводилась
радиационная разведка, x (s,Дельта фи), y (s,Дельта фи) - расчетные
0 0
координаты оси радиоактивного следа при введении поправки Дельта фи;
x (s,Дельта фи) = x (s)cosДельта фи + y (cos)sinДельта фи,
0 0 0
y (s,Дельта фи) = -x (s)sinДельта фи + y (cos)cosДельта фи. (8)
0 0 0
На втором этапе проводится расчет искомых параметров и функций с учетом найденной угловой поправки к направлениям ветра.
3.5. Определяется эффективная доза внешнего облучения лица
E (T ,T ), накопленная за период его проживания в населенном пункте от
гамма 1 2
момента времени T до момента времени T . В общем случае эта величина
1 2
s ню
является суммой двух компонент E (T ,T ) и E . Первая компонента
гамма 1 2 гамма
s
(E (T ,T )) обусловлена радиоактивными продуктами, выпавшими на
гамма 1 2
ню
поверхность земли, вторая компонента (E ) - радиоактивными продуктами,
гамма
взвешенными в приземном слое воздуха в период формирования радиоактивного
следа. Ввиду кратковременности периода выпадения радиоактивных частиц в
фиксированной точке следа по сравнению с периодом накопления дозы
обоснованно считать, что а) степень защищенности человека к воздействию
радиоактивных продуктов взрыва в течение этого периода не изменяется и б)
накопление дозы от радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе, является
одномоментным. С учетом изложенного условие суммирования указанных
компонент записывается в виде:
s ню - -
E (T ,T ) = E (T ,T ) + SUM E (t )дельта(t - T ), (9)
гамма 1 2 гамма 1 2 k гаммаk k k 1
ню - ню
где E (t ) - компоненты эффективной дозы E , соответствующие
гаммаk k гамма
радиоактивным частицам k-го типа (k = 1, 2), дельта(t) - функция Хевисайда;
-
¦1, при t > 0,
дельта(t) = <
¦0, при t < 0.
L
s
Определение компоненты дозы E (T ,T ) производится с
гамма 1 2
использованием соотношений:
T
2
s - s s
E (T ,T ) = k k SUM Q ¦ эта (t)SUM J (t)SUM k (E )k e (t)dt, (10)
гамма 1 2 m p k pk - k i ik j g ij гаммаij ij
T
1
*
альфа P (t )
гаммаk гамма
где Q = ----------------------------------------, (11)
pk * * s
k эта (t )SUM J (t )SUM k (E )k
m k i ik j g ij гаммаij
бесконечность
-
альфа = альфа , альфа = 1 - альфа , J (t) = ¦ f (d)a (d,t)дельтаd,
гамма1 гамма гамма2 гамма ik - pk ik
0
- ¬
¦ - ¦
¦ t - t ¦ z 2
¦ k ¦ 2 - -кси
эта (t) = 0,5¦1 + erf(-----------)¦, erf(z) = ---- ¦ e dкси, (12)
k ¦ -------- ¦ -- -
¦ /2сигма ¦ \/пи 0
¦ \/ tk ¦
L -
t + t
- нk оk 1
t = ---------, сигма = -(t - t ),
k 2 tk 6 оk нk
-
¦e (E ), при t + n x T < t < t + n x T, n = 0,1, ..., T = 24 ч,
s ¦ 1 ij r1 r2
e (t) = < (13)
ij ¦e (E ) / k , иначе.
¦ 2 ij ос
L
ню -
Определение компоненты дозы E (t ) производится с использованием
гаммаk k
соотношений:
-
¦ ню о -
¦E , при t < t < t ,
ню - ¦ гаммаk r1 k r2
E (t ) = < (14)
гаммаk k ¦ ню о
¦E / k , иначе,
¦ гаммаk ос
L
ню о ню
где E = Q k SUM L SUM k (E )k e (E ), (15)
гаммаk pk p i ik j g ij гаммаij 2 ij
-
бесконечность f (d)a (d,t )
- pk ik k
L = ¦ ---------------дельтаd, (16)
ik - бета (d)
0 k
бета (d) = бета + w(z = 0,d), бета (d) = бета ,
1 0 2 0
-5 2
3,56 x 10 ро d
н
w(z = 0,d) = -------------------------, м/с, [ро ] = г/см3, [d] = мкм.
----- н
-4 / 3
1 + 2,53 x 10 /ро d
\/ н
В приведенных соотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа не обозначенных ранее по тексту МУ):
Q - плотность выпадения массы радиоактивных частиц k-го типа, k -
pk m
коэффициент, учитывающий микрорельеф поверхности земли, k - коэффициент
p
перехода от экспозиционной дозы к поглощенной дозе гамма-излучения
в воздухе, эта (t) - динамика выпадения радиоактивных частиц k-го типа,
k
a (d,t) - удельная (на единицу массы частицы) активность i-го радионуклида
ik
в частице k-го типа диаметром d на время t после взрыва, k , E -
гаммаij ij
дифференциальная гамма-постоянная и энергия j-й линии i-го радионуклида,
s ню
k (E), k (E) - коэффициенты, учитывающие геометрический фактор при
g g
формировании мощности дозы гамма-излучения с энергией квантов E над
плоским источником с постоянной плотностью (поверхностной активностью)
загрязнения и на границе полубесконечного пространства с постоянной
удельной объемной активностью излучателей, бета - скорость сухого
0
осаждения "невесомой" примеси на подстилающую поверхность, w(z = 0,d) -
скорость гравитационного осаждения частицы 1-го типа диаметром d на высоте
поверхности земли, ро - плотность радиоактивных частиц 1-го типа.
н
Знак суммы по индексу i в соотношениях (10), (11) и (15) подразумевает
суммирование по всем радионуклидам, входящим в состав изобарных цепочек с
массовыми номерами от 72 до 160, знак суммы по индексу j - суммирование по
*
всем гамма-линиям i-го радионуклида. В случае, когда t является временем
*
приведения, значение эта (t ) в соотношении (11) следует принять
k
тождественно равным 1.
Способ определения функций a (d,t) изложен в Приложении 2 к МУ,
ik
s ню
рекомендуемые значения коэффициентов k и k , а также дозовых
g g
коэффициентов e и e в зависимости от энергии гамма-квантов приведены в
1 2
Приложении 4 к МУ. Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в
приведенных выше формулах: k = 0,8; k = 0,88 сГр/Р, ро = 2,5 г/см3,
m p н
бета = 0,01 м/с.
0
3.6. Определяется эффективная доза внутреннего облучения лица H(T ,T ),
1 2
накопленная в результате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва за период
его проживания в населенном пункте от момента времени T до момента времени
1
ню
T . В общем случае эта величина представляет собой сумму двух компонент H
2
s ню
и H (T ,T ). Первая компонента (H ) соответствует эффективной дозе,
1 2
обусловленной вдыханием воздуха, загрязненного выпадающими из облака взрыва
s
радиоактивными частицами, вторая компонента (H (T ,T )) - эффективной дозе
1 2
вследствие ингаляции радиоактивных аэрозолей, оказавшихся в зоне дыхания в
результате их дефляции (вторичного ветрового подъема) с поверхности земли.
В силу кратковременности периода выпадения радиоактивных частиц по
сравнению с периодом накопления дозы суммирование указанных компонент
производится в соответствии с правилом:
s ню - -
H(T ,T ) = H (T ,T ) + SUM H (t )дельта(t - T ), (17)
1 2 1 2 k k k k 1
ню - ню
где H (t ) - компоненты эффективной дозы H , соответствующие
k k
радиоактивным частицам k-го типа.
ню - s
Определение компонент дозы H (t ) и H (T ,T ) производится на
k k 1 2
основании соотношений:
-
¦ ню о -
¦SUM H , при t < t < t ,
ню - ¦ i ik r1 k r2
H (t ) = < (18)
k k ¦ inh ню о
¦k SUM H , иначе,
¦ з i ik
L
ню о 0 0 s0 b ню0 b
H = V Q h L , h = h k (d = 1 мкм) + h [1 - k (d = 1 мкм)]
ik e pk ik ik i1 i i1 i i1
0 s0
h = h ,
i2 i
d
T max 0
2 -лямбда тау - f (d)a (d)
s * - s i 0 ¦ pk ik
H (T ,T ) = V бета SUM ¦ k (тау)k (тау)e dтауSUM Q h ¦ ------------дельтаd, (19)
1 2 e i - d з k pk ik - бета (d)
T 0 k
1
k (t) = k exp[-(лямбда + лямбда )t] + k exp(-лямбда t),
d 1 1 2 2 2
-
¦1, при t + n x T < t < t + n x T, n = 0,1, ..., T = 24 ч,
¦ r1 r2
k (t) = <
з ¦ inh
¦k , иначе,
¦ з
L
0s
a (d)
b i1 b
k (d) = ------, k = 1.
i1 0 i2
a (d)
i1
В приведенных соотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа не упомянутых ранее по тексту МУ):
0
V - скорость вентиляции легких человека, a (d) - приведенная к
e ik
моменту взрыва удельная активность i-го радионуклида в частицах k-го типа
0s
размером d, a (d) - приведенная к моменту взрыва удельная активность
i1
i-го радионуклида, содержащегося на поверхности частицы 1-го типа размером
d, лямбда - постоянная распада i-го радионуклида, d - максимальный
i max
диаметр частиц, поднимаемых на высоту органов дыхания в результате
дефляции.
Знак суммы по индексу i в соотношениях (18) и (19) подразумевает
суммирование по основным дозообразующим радионуклидам, актуальным при
внутреннем облучении. Перечень этих радионуклидов и соответствующие им
s0 ню0
значения дозовых коэффициентов h и h для различных возрастных групп
i i
0
населения приведены в Приложении 4 к МУ. Способ определения функций a (d)
ik
0s
и a (d) изложен в Приложении 2 к МУ. Объемная интенсивность вентиляции
i1
легких для разных возрастных групп населения приведена в Приложении 4 к МУ.
Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в приведенных выше
* -9 -1
формулах: бета = 0,014 м/с, d = 100 мкм, k = 10 м , лямбда =
max 2 1
-7 -1 -10 -1
1,46 x 10 с , лямбда = 2,2 x 10 с ,
2
-
¦ -5 -1
¦10 м , для сельских условий,
k = <
1 ¦ -4 -1
¦10 м , для условий города.
L
3.7. На основе сведений по пунктам 2.4 "в" и 2.4 "г" с использованием
метода, описанного в Приложении 3 к МУ, определяются как функции времени,
отсчитанного от момента окончания радиоактивных выпадений t ,
ок
интенсивности перорального поступления отдельных радионуклидов в организм
человека, нормированные на единичные плотности радиоактивного загрязнения
поверхности земли каждым радионуклидом, содержащимся в биологически
доступных (растворимых) формах на монодисперсных частицах 1-го и 2-го типов
p p
диаметром d (функции I (d,t) и I (d,t), соответственно). В составе
i1 i2
рациона питания человека учитываются мясо, молоко, хлеб (ржаной и пшеничный
раздельно) и листовые овощи, загрязненные радионуклидами, перечень которых
представлен в Приложении 4 к МУ.
3.8. Определяется эффективная доза внутреннего облучения лица G(T ,T ),
1 2
накопленная в результате потребления им загрязненных продуктов питания
местного происхождения за период проживания в населенном пункте от момента
времени T до момента времени T :
1 2
беско-
нечность T
-лямбда t - 2
i оk ¦ 0 b - p
G(T ,T ) = SUM g SUM Q e - f (d)a (d)k (d) ¦ I (d,тау - t )dтау дельтаd, (20)
1 2 i i k pk 0 pk ik ik - ik оk
T
1
где g - дозовый коэффициент для i-го радионуклида при его пероральном
i
поступлении в организм человека.
Значения коэффициентов g , соответствующие различным возрастным группам
i
населения, приведены в Приложении 4 к МУ.
3.9. Полная эффективная доза облучения лица E(T ,T ), накопленная за
1 2
период времени его проживания в населенном пункте от момента T до момента
1
T , определяется суммированием:
2
E(T ,T ) = E (T ,T ) + H(T ,T ) + G(T ,T ). (21)
1 2 гамма 1 2 1 2 1 2
IV. Оценка неопределенности установленных значений эффективных доз
4.1. Неопределенность установленных значений эффективных доз облучения лиц из населения определяется следующими составляющими:
неопределенность эпсилон метода преобразования мощности экспозиционной
m
дозы гамма-излучения в точке с координатами населенного пункта в параметры,
характеризующие физические поля и факторы радиационного воздействия на
человека в реальной среде его обитания (поглощенные дозы в воздухе,
ингаляционные и пероральные поступления радионуклидов в организм человека);
неопределенность интерполяции измеренной мощности экспозиционной дозы
гамма-излучения в точку с координатами населенного пункта эпсилон .
p
В силу независимости указанных составляющих и линейной связи параметров
полей и факторов воздействия с величиной мощности дозы общая оцененная
неопределенность установленного значения эффективных доз эпсилон
E
рассчитывается по формуле:
------------------
/ 2 2
эпсилон = /эпсилон + эпсилон . (22)
E \/ m p
4.2. Максимальная суммарная неопределенность для последовательности
процедур преобразования мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в
параметры указанных выше физических полей и факторов по результатам
тестовых расчетов для расстояний от эпицентра взрыва, не превышающих 1000
км, оценивается величиной +/- 30%, что соответствует среднеквадратичному
значению эпсилон = 10%.
m
4.3. Значение величины эпсилон зависит от способа задания исходных
p
данных по пункту 2.3.
Если значение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения является результатом прямого измерения в ареале населенного пункта, то погрешность значения этой величины принимается равной нулю.
Если исходные данные по пункту 2.3 заданы в виде карты-схемы
радиоактивного загрязнения местности, то величина эпсилон рассчитывается
p
по формуле:
э
P
1 2 i+1
эпсилон = exp(--ln ----) - 1, (23)
p 36 э
P
i
э э
где P , P - экспериментальные значения мощности экспозиционной дозы
i i+1
гамма-излучения, соответствующие внешней и внутренней границам (линиям
уровня) пространственной области, содержащей точку с координатами
населенного пункта.
Если исходные данные по пункту 2.3 заданы в виде набора результатов
измерений в точках, не совпадающих с координатами населенного пункта, то
величина эпсилон рассчитывается по формуле:
p
-------------------------------------
/ - ¬2
/ ¦ * э ¦
/ ¦P (x ,y ) - (P (x ,y )¦
/ 1 N ¦ гамма i i гамма i i ¦
эпсилон = /-----SUM¦------------------------------¦ , (24)
p / N - 1i=1¦ * ¦
/ ¦ P (x ,y ) ¦
/ ¦ гамма i i ¦
\/ L -
э *
где P (x ,y ) - приведенные на время t результаты измерений мощности
гамма i i
экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатами (x ,y ),
i i
*
P (x ,y ) - расчетные значения этой же величины, полученные по
гамма i i
формуле (5), N - общее количество точек измерений.
При установлении в соответствии с настоящими МУ значения доз облучения конкретных лиц из населения проводится округление до второй значащей цифры по правилу округления с избытком.
Приложение 1
к МУ 2.6.1.2574-2010,
утверждены Постановлением
Главного государственного
санитарного врача
Российской Федерации
от 21.01.2010 N 5
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ВРЕМЕННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК И ДИСПЕРСНОГО СОСТАВА РАДИОАКТИВНЫХ ВЫПАДЕНИЙ НА СЛЕДЕ ОБЛАКА АТМОСФЕРНОГО ЯДЕРНОГО ВЗРЫВА
1. В основе способа определения временных характеристик и дисперсного состава радиоактивных выпадений на следе облака атмосферного ядерного взрыва лежит математическое моделирование процессов образования радиоактивных частиц, вовлечения их в атмосферу воздушными потоками поднимающегося облака взрыва, последующего выпадения на поверхность земли под воздействием ветра, атмосферной турбулентности и силы гравитации, формирования полей гамма-излучения над радиоактивно загрязненной территорией. Для количественного описания этих процессов используется комплекс физико-математических моделей и методов, включающий в себя:
- метод определения радионуклидного состава радиоактивных частиц;
- модель объемного источника радиоактивного загрязнения внешней среды, представляющую собой совокупность соотношений, описывающих распределение радиоактивных частиц по размерам и пространству возмущенной области атмосферы на момент окончания подъема и стабилизации облака взрыва в атмосфере;
- физико-математическую модель распространения радиоактивных примесей в атмосфере;
- метод расчета характеристик радиационных полей над загрязненной поверхностью земли.
Рассматриваются процессы образования и пространственного переноса радиоактивных частиц двух типов. К радиоактивным частицам 1-го типа отнесены частицы, образующиеся в результате осаждения радионуклидов на частицы раздробленного грунта, к частицам 2-го типа - мелкодисперсные аэрозоли, образующиеся в результате совместной конденсации паров грунта, испаренных конструкционных материалов взрывного устройства и радионуклидов - продуктов деления ядерного горючего.
В результате расчетов по описанному ниже методу в точке с координатами населенного пункта устанавливаются значения следующих характеристик радиоактивного загрязнения:
альфа - вклад в мощность экспозиционной дозы гамма-излучения
гамма
радиоактивных частиц 1-го типа;
f (d) - распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных
p1
частиц 1-го типа;
f (d) - распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных
p2
частиц 2-го типа;
t , t - времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц
н1 о1
1-го типа;
t , t - времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц
н2 о2
2-го типа.
2. Для проведения расчетов задаются следующие исходные данные:
- полная мощность взрыва q, т;
- высота взрыва H, м;
- распределения модуля скорости ню(z), м/с, и направления фи(z), град., штурманского ветра (куда дует) по высоте атмосферы z;
- горизонтальные (k , k ) и вертикальная (k ) составляющие коэффициента
x y z
турбулентной диффузии, м2/с.
3. Алгоритм расчета включает следующие вычислительные процедуры.
3.1. По формуле 1 Приложения 1 к МУ (далее - П.1.1) определяются
максимальный (D ) и минимальный (D ) размеры радиоактивных частиц 1-го
max min
типа, распределенных в источнике загрязнения:
3сигма 3сигма
1 1
D = кси exp(-------), D = сигма exp(- -------), (П.1.1)
max 1 M min 1 M
M = lge ~= 0,4343,
где кси , сигма - параметры логарифмически-нормального распределения массы
1 1
образующихся радиоактивных частиц 1-го типа по их размерам.
Далее диапазон размеров частиц от D до D разбивается на S фракций
min max
и определяются ширина фракции Дельта d и средний размер частиц внутри
s
фракции d :
s
D - D
max min 1
Дельта d = -----------, d = D + Дельтаd (s - -), s = 1, ..., S. (П.1.2)
s S s min s 2
3.2. Для среднего размера частиц каждой фракции d решается система
s
одномерных дифференциальных уравнений в частных производных следующего вида
dТхэта dТхэта
00 d d 00
-------- - --(w Тхэта ) - --(k --------) = 0,
dt dz s 00 dz z dz
dx
2 c 2
Lx = ню , Ly = ню , Lсигма = 2k (---) + 2k , (П.1.3)
c x c y x z dz x
dy dx dy
2 c 2 c c
Lсигма = 2k (---) + 2k , LR = 2k --- ---,
y z dz y xy z dz dz
где L - дифференциальный оператор вида
dlnТхэта
d 00 d d d
L = -- -(w + 2k ----------)-- - --(k ---), (П.1.4)
dt s z dz dz dz z dz
Тхэта , x , y , сигма , сигма , R - центральные моменты распределения
00 c c x y xy
радиоактивной примеси на высоте z атмосферы в момент времени t после
взрыва, w = w(z,d ) - скорость гравитационного осаждения частицы
s s
диаметром d на высоте z атмосферы, ню , ню - составляющие скорости ветра
s x y
на высоте z атмосферы по осям x и y, соответственно;
ню (z) = ню(z) x sinфи(z), м/с, ню (z) = ню(z) x cosфи(z), м/с,
x y
-5 2
3,56 x 10 x ро x d
н s
w(z,d ) = --------------------------------------, м/с, (П.1.5)
s ----------------
-4 / 3
1 + 2,29 x 10 x /ро x ро (z) x d
\/ н а s
-
¦ -2 4,26
¦1,23 x (1 - 2,56 x 10 z) , при z < 11 км,
ро (z) = <
а ¦0,364 x exp{-0,16 x (z-11)}, при z >= 11 км,
L
ро - плотность радиоактивных частиц 1-го типа, ро (z) - плотность
н а
воздуха на высоте z, км, атмосферы; [ро ] = [ро ] = г/см3, [d ] = мкм.
a н s
Граничные условия для задачи (П.1.3), (П.1.4) задаются в виде соотношений:
dТхэта ¦ ¦ ¦
00¦ ¦ ¦
k --------¦ + w(0,d )Тхэта ¦ = бета(d )Тхэта ¦ ,
z dz ¦z=0 s 00¦z=0 s 00¦z=0
2
dx ¦ dy ¦ dсигма ¦
c¦ c¦ x¦
---¦ = 0, ---¦ = 0, -------¦ = 0, (П.1.6)
dz ¦z=0 dz ¦z=0 dz ¦z=0
2¦
dсигма ¦ dR ¦
y¦ xy¦
-------¦ = 0, ----¦ = 0,
dz ¦z=0 dz ¦z=0
(Тхэта , x , y , сигма , сигма , R ) -> 0 при z -> бесконечность,
00 c c x y xy
где бета(d ) = бета + w(0,d ).
s 0 s
Начальные условия для системы уравнений (П.1.3), (П.1.4) имеют вид:
тхэта (z,0) = P f (z)фи (d / z)Дельтаd ,
00 1 h1 1 s s
x (z,0) = 0, y (z,0) = 0, R (z,0) = 0, (П.1.7)
c c xy
2 2 2
сигма (z,0) = сигма (z,0) = сигма (z).
z y r1
Расчет значений функций f (z), фи (d/z) и сигма (z), описывающих
h1 1 r1
объемный источник радиоактивного загрязнения, производится на основе
соотношений:
- ¬
¦ 2¦
¦ (z - H ) ¦
1 ¦ 0 ¦
f (z) = ---------------exp<- --------->,
h1 ------------ ¦ 2 ¦
/2пи x сигма ¦ 2сигма ¦
\/ h ¦ h ¦
L -
- ¬
¦ 2¦
M ¦ (lgd - lgкси(z)) ¦
фи (d/z) = -------------------exp<- ----------------->,
1 ---------------- ¦ 2 ¦
/2пи x сигма x d ¦ 2сигма ¦
\/ d ¦ d ¦
L -
-
¦0, при z < H,
¦
¦1
сигма (z) = <- x [D + D(z - H)], при z >= H, (П.1.8)
r1 ¦6 0
¦
L
1
--------------
3 + 0,13 x lgq
H = 0,001 x H + 0,5 x q , км,
u
1
--- ---------------
/ 2,6 + 0,4 x lgq
H = 0,001 x H + 0,25 x / lgq x q , км,
d \/
(H + H )
u d
H = ---------, км, H = H x (0,267 x lg(q) - 0,499), км,
c 2 0 c
-
(H - H ) ¦ 1/3
u d ¦0,02 x q , км, при H > 0,
сигма = ---------, км, D = <
h 6 0 ¦ 1/3
¦0,02 x (2q) , км, при H = 0,
L
0,13 x lgq
-------- --------------
/ 2 9 + 0,39 x lgq
сигма = сигма x /1 - R , D = 0,4 x q , (П.1.9)
d 1 \/ cor
кси
1
lg-----
d сигма - R
m 1 cor
R = - ------------, lgкси(z) = lgкси - --------------- x (H - z).
cor 3 x сигма 1 сигма 0
1 h
3.3. Радиоактивные частицы 2-го типа рассматриваются как одна фракция с нулевой скоростью осаждения. Для этих частиц система уравнений (П.1.3), (П.1.4) решается при дополнительном условии w(z,d) = 0 и следующих начальных условиях:
Тхэта (z,0) = P f (z), x (z,0) = 0, y (z,0) = 0,
00 2 h2 c c
(П.1.10)
2 2 2
R (z,0) = 0, сигма (z,0) = сигма (z,0) = сигма (z).
xy x y r2
Комментарии
Комментирование через социальные сервисы Facebook и Вконтакте:
Федеральное