2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность
Методические указания МУ 2.6.1.1088-02
"Оценка индивидуальных эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения"
(утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 4 января 2002 г.)
Дата введения: 1 марта 2002 г.
Введены впервые
1. Область применения
1.1. Настоящие методические указания предназначены для определения индивидуальных годовых эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения в коммунальной сфере для заполнения формы государственного статистического наблюдения "N 4-ДОЗ".
Для населения, проживающего на территориях с техногенно измененным радиационным фоном, вклад радиоактивного загрязнения территории в суммарные дозы облучения населения должен определяться в соответствии с требованиями специальных методических указаний.
1.2. Требованиями настоящих методических указаний следует руководствоваться организациям и предприятиям любой ведомственной принадлежности и формы собственности, выполняющим измерения уровней облучения населения природными источниками излучения.
1.3. Настоящими методическими указаниями должны руководствоваться органы государственной санитарно-эпидемиологической службы в субъектах Российской Федерации, осуществляющие сбор первичной измерительной информации об уровнях облучения населения природными источниками излучения, их обработку, внесение в форму "N 4-ДОЗ" и передачу в Федеральный банк данных.
2. Термины и определения
В дополнение к принятым в НРБ-99 и ОСПОРБ-99 в настоящих методических указаниях использованы следующие термины и определения:
2.1. Параметры радиационной обстановки - комплекс факторов, определяющих эффективные дозы облучения населения в условиях проживания.
2.2. Природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов урана-238 ((238)U) и тория-232 ((232)Th) и калий-40 ((40)К).
2.3. Природные источники излучения - источники излучения, происхождение которых связано с присутствием природных радионуклидов в объектах среды обитания и окружающей среды, а также космическое излучение.
2.4. Техногенно измененный радиационный фон - изменение параметров радиационной обстановки в результате аварий прошлых лет.
2.5. Изотопы радона - (222)Rn (радон) и (220)Rn - торон.
2.6. Короткоживущие дочерние продукты радона (ДПР) и торона (ДПТ) - изотопы RaA ((218)Po), RaB ((214)Pb), RaC ((214)Bi) и ThB ((212)Pb), ThC ((212)Bi), соответственно.
2.7. Эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона А_экв = A_экв?Rn + 4,6 x А_экв.Tn - взвешенная сумма объемных активностей смеси ДПР и ДПТ в воздухе, которая создает такую же эффективную дозу внутреннего облучения, что и смесь ДПР и ДПТ, находящихся в радиоактивном равновесии с материнскими равновесия с материнскими радионуклидами (222)Rn и (220)Rn.
2.8. Среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений (А(-)_экв) - среднее за год значение ЭРОА изотопов радона. Наилучшим приближением к действительному среднегодовому значению ЭРОА является его среднее значение по данным двух интегральных измерений с экспозицией не менее двух месяцев, выполненных в холодный и теплый периоды года.
2.9. Мощность дозы гамма-излучения в помещении - мощность дозы гамма-излучения, измеренная в центре помещения на высоте 1 м от пола. При условии отсутствия в ограждающих конструкциях помещения радиационных аномалий она характеризует среднее значение мощности дозы гамма-излучения в помещении.
2.10. Мощность дозы гамма-излучения на открытой местности - мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли на достаточном удалении от радиационных аномалий и зданий.
3. Нормативные ссылки
В настоящих методических указаниях использованы ссылки на следующие законодательные и нормативные документы:
- Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96.
- Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99.
- Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99.
- Приказ МЗ РФ N 219 от 24.07.97. "О создании единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан".
4. Общие положения
4.1. Наибольший вклад в дозу облучения населения вносят природные источники ионизирующих излучений - обычно от 50 до более чем 90% суммарной годовой эффективной дозы облучения.
При этом основная доля в структуре облучения населения приходится на внутреннее облучение за счет ингаляции изотопов радона ((222)Rn - радон и (220)Rn - торон) и их короткоживущих дочерних продуктов (ДПР и ДПТ), содержащихся в воздухе жилых и общественных зданий и производственных помещений, а также в приземном слое атмосферы на территории населенных пунктов.
Следующим по значимости в облучении населения, как правило, является гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных материалах и конструкциях зданий, а также рассеянных в окружающей среде.
В некоторых случаях существенным может быть внутреннее облучение населения за счет перорального поступления долгоживущих природных радионуклидов, содержащихся в воде источников питьевого водоснабжения и продуктах питания, а также ингаляционного поступления аэрозолей долгоживущих природных радионуклидов из атмосферного воздуха.
4.2. Перечисленные природные источники излучения в основном и определяют радиационную обстановку на территории населенного пункта (района и т.д.).
Уровни облучения населения изотопами радона, а также гамма-излучением природных радионуклидов определяют радиационную обстановку в жилых, общественных и других зданиях, в которых люди проводят большую часть времени (по оценке НКДАР ООН - около 80%).
4.3. Достаточно надежная информация об уровнях облучения населения может быть получена по результатам обследования репрезентативной выборки жилых и общественных зданий, организацию и проведение которого следует осуществлять в соответствии с методическими рекомендациями "Выборочное обследование жилых зданий для оценки доз облучения населения. - М.: Минздрав России. Утв. 29.08.00 N 11-2/206-09" [1].
Рекомендации по формированию представительной выборки объектов обследования для получения репрезентативных данных об уровнях облучения населения природными источниками излучения приведены в [1].
4.4. Настоящие методические указания устанавливают требования к определению индивидуальных годовых эффективных доз облучения взрослого населения, включая также и критические группы населения*(1), за счет всех основных природных источников ионизирующего излучения в коммунальной сфере.
Дозы облучения природными источниками излучений работников предприятий и организаций, включая и персонал, в производственных условиях определяются другими документами.
4.5. Для населения, проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном, вклад радиоактивного загрязнения территории в суммарные дозы облучения населения должен определяться в соответствии с требованиями специальных методических указаний*(2).
Для населенных пунктов, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, дозы облучения за счет техногенного загрязнения территории следует определять в соответствии с МУ 2.6.1.784-99 "Зонирование населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, по критерию годовой дозы облучения населения" [2].
Для населенных пунктов, оказавшихся в зоне влияния ПО "Маяк", дозы облучения за счет техногенного загрязнения территории следует определять в соответствии с МУ 2.6.016-93 "Определение годовой эффективной дозы облучения жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 г. на ПО "Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча" [3].
4.6. Эффективная доза - это величина, которая используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
Исходные данные для расчета индивидуальных годовых эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения должны включать:
- Данные о среднегодовых значениях эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе жилых и общественных зданий, а также в атмосферном воздухе на территории населенного пункта (района и т.п.).
- Данные о средних значениях мощности дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях, а также на территории населенного пункта (района и т.п.).
- Информацию о содержании природных радионуклидов в воде источников питьевого водоснабжения населения.
- Данные об основных компонентах рациона питания населения, годовом потреблении продуктов питания и значениях удельной активности природных радионуклидов в них.
- Данные о среднегодовом содержании пыли (аэрозолей) в приземном слое атмосферного воздуха и удельной активности долгоживущих природных радионуклидов в пыли.
4.7. По характеру получаемой измерительной информации при выборочном обследовании уровней облучения населения природными источниками излучений индивидуальные годовые эффективные дозы облучения населения являются "среднегрупповыми индивидуальными дозами" группы граждан (средние по населенному пункту, критической группе населения и т.д.), имеющей сходные условия облучения, производственные и/или территориальные признаки.
Однако в соответствии с Инструкцией по заполнению Формы N 4-ДОЗ "Форма государственного статистического наблюдения N 4-ДОЗ. Инструкция по заполнению. - М.: Минздрав России. Утв. 28.11.01 N 11-2/283-09" [3], первичная измерительная информация, включающая данные об объектах контроля и уровнях радиационных факторов, при необходимости, позволяет получить оценку индивидуальных (персональных) годовых эффективных доз облучения населения (конкретного человека, критической группы и т.п.).
5. Определение индивидуальных эффективных доз внешнего облучения населения
5.1. Значение индивидуальной годовой эффективной дозы внешнего облучения взрослых жителей населенного пункта (района и т.п.) определяется по результатам измерений мощности дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях и на открытой местности на территории населенного пункта (района и т.п.) и рассчитывается по формуле:
_ внеш. -3 _ _
Е = d x 8800 x 10 x (0,2 x H + H ) =
ул. здан. (1)
_ _
= d x 1,760 x (H + 4 x H ), мЗв/год,
ул. здан.
в которой приняты следующие обозначения:
8800 - стандартное число часов в году;
-3
10 - коэффициент перевода мкЗв в мЗв;
0,8 и 0,2 - доля времени нахождения людей в помещениях и на улице
соответственно*(3);
_
Н - среднее значение мощности дозы гамма-излучения на
i открытой территории населенного пункта (индекс "ул.") и
в жилых и общественных зданиях (индекс "здан.")
соответственно;
d - дозовый коэффициент, численное значение которого
принимается равным:
1,0 мЗв/мкЗв, если Н - мощность эквивалентной (амбиентной) дозы
i гамма-излучения, выраженная в мкЗв/час;
0,7 мЗв/мкГр, если Н - мощность поглощенной дозы гамма-излучения,
i выраженная в мкГр/час;
0,0061 мЗв/мкР, если H - мощность экспозиционной дозы
i гамма-излучения, выраженная в мкР/час*(4).
5.2. При оценке доз внешнего облучения по формуле (1) для населения, проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном, вклад техногенного загрязнения учитывается автоматически в показаниях дозиметров H_1.
5.3. Для расчетов эффективных доз внешнего облучения жителей мощность дозы гамма-излучения (H_i) в помещениях и на открытой территории должна определяться с учетом уровня собственного фона дозиметра (Н_ф) и отклика его на космическое излучение (Н_к) по формуле:
Н = Н - (Н + Н ), где (2)
i 1 ф к
Н - показания дозиметра в точке измерений.
1
Численное значение параметра (Н_ф + Н_к) определяется для каждого дозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над водной поверхностью при глубине воды не менее 5 м на расстоянии от берега 50 м или более.
5.4. При оценке доз внешнего облучения населения, проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном в результате аварий прошлых лет или иным причинам, в показания дозиметров может вносить вклад излучение искусственных радионуклидов. При оценке доз внешнего облучения населения на этих территориях этот вклад, определяемый по специальным методическим указаниям, должен быть вычтен из показаний дозиметров. Это необходимо делать в тех случаях, когда вклад искусственных радионуклидов во внешнее облучение населения превышает 10% от эффективных доз внешнего облучения населения природными источниками.
5.5. К расчетному значению дозы внешнего облучения, полученной по формуле (1), необходимо добавить составляющую космического излучения, вклад которого в эффективную дозу внешнего облучения населения составляет 0,40 м3в/год (принимается одинаковой для всех регионов страны).
6. Определение индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения населения за счет изотопов радона и их короткоживущих дочерних продуктов в воздухе
6.1. Значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей населенного пункта (района и т.п.) за счет короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона в воздухе рассчитывается по данным измерений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений и атмосферном воздухе на территории населенного пункта (района и т.п.) по формуле:
вн.Rn -6 _ _
Е = 9,0 х 10 х 8800 х (0,2 х А + 0,8 х A ) =
экв.ул. экв.здан.
(3)
_ _
= 0,01584 х (А + 4 х А ), мЗв/год
экв.ул. экв.здан.
в которой приняты следующие обозначения:
-6
9,0 х 10 - дозовый коэффициент [в единицах мЗв/(час х Бк/м3)],
принимаемый в соответствии с докладом НК ДАР ООН за
2000 г. [4].
_
A - среднее значение ЭРОА изотопов радона в воздухе на
экв.i открытой территории населенного пункта (индекс "ул.") и
жилых и общественных зданиях ("здан.") соответственно.
Остальные обозначения в (3) те же, что и в формуле (1).
6.2. Значение Е(вн. Rn), полученное по формуле (3), характеризует эффективную дозу внутреннего облучения населения за счет ингаляции короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона.
Материнские радионуклиды, - (220)Rn и (222)Rn вносят дополнительный вклад в эту дозу, составляющую примерно 5% от дозы облучения за счет короткоживущих дочерних продуктов радона и торона. Этот вклад при расчете доз облучения населения за счет изотопов радона в воздухе помещений следует учитывать введением численного коэффициента 1,05 в формуле (8).
6.3. Если для атмосферного воздуха на территории данного населенного пункта (района и т.п.) данные о значениях А(-)_экв. ул. отсутствуют, то для расчетов доз облучения населения за счет этого фактора следует принимать А(-)_экв. ул. = 6,5 Бк/м3 в соответствии с данными [4] о среднемировых значениях ЭРОА изотопов радона в приземном слое атмосферного воздуха.
6.4. Среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе рассчитывается по формуле:
А = А + 4,6 х А , (4)
экв экв.Rn экв.Tn
в которой А_экв._Rn и A_экв.Tn - среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона и торона в воздухе соответственно.
6.5. Требования по определению среднегодовых значений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений приведены в [1].
7. Определение индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения населения за счет долгоживущих природных радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде
7.1. Значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения жителей за счет долгоживущих природных радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде зависит от годового рациона питания населения и водопотребления, содержания природных радионуклидов в компонентах рациона питания и воде источников питьевого водоснабжения.
7.2. Среднее значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счет долгоживущих природных радионуклидов в продуктах питания (Е(-)_вн., пп) рассчитывается по формуле:
_ _
Е = Сумма d x m x C , мЗв/год, (5)
вн.,пп i,j p,i i i,j
в которой приняты следующие обозначения:
m - среднее годовое потребление i-го продукта, кг/год;
i
_
C - средняя удельная активность j-го радионуклида в i-ом
i,j компоненте рациона питания жителей населенного пункта (района
и т.п.), Бк/кг;
d - дозовый коэффициент для i-го радионуклида при его пероральном
pi поступлении в организм с продуктами питания.
Численные значения дозовых коэффициентов для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены в прилож. 1.
7.3. Среднее значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счет долгоживущих природных радионуклидов в питьевой воде (Е(-)_вн., пв) рассчитывается по формуле*(5):
_ _
Е = Сумма d x m x C , мЗв/год, (6)
вн.пв i p.i пв i
в которой приняты следующие обозначения:
m - среднее годовое потребление питьевой воды, кг/год;
пв
_
С - среднее значение удельной активности i-го радионуклида в воде
i источников питьевого водоснабжения жителей населенного пункта
(района и т.п.), Бк/кг;
d - дозовые коэффициенты, численные значения которых принимаются в
p,i соответствии с данными в прилож. 1.
7.4. При наличии достоверной информации об основных компонентах рациона питания населения и годовом потреблении продуктов питания и питьевой воды, средние значения индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счет долгоживущих природных радионуклидов следует определять по формулам пп. 7.2 - 7.3.
При отсутствии данных о рационе питания и годовом потреблении продуктов питания и питьевой воды, расчеты допускается проводить исходя из данных по стандартному рациону питания, характерному для населения региона, и годовому потреблению пит
