Методические указания МУ 2.6.1.1001-00 "Оценка поглощенных и эффективных доз ионизирующих излучений у населения, постоянно проживающего на радиоактивных следах атмосферных ядерных взрывов" (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 15 ноября 2000 г.)

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

Методические указания МУ 2.6.1.1001-00
"Оценка поглощенных и эффективных доз ионизирующих излучений у населения, постоянно проживающего на радиоактивных следах атмосферных ядерных взрывов"
(утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 15 ноября 2000 г.)

Evaluation of absorbed and effective doses to population permanently living on the radioactive traces resulted from atmospheric nuclear explosions

Дата введения - с момента утверждения

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 Р1.1.004-94. "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 нижних слоях атмосферы на высоте м. Если высота взрыва м - "воздушный ядерный взрыв" (где q - общая мощность взрыва, выраженная в кт). Взрыв, произведенный вблизи земной поверхности на высоте м, принято называть "наземным ядерным взрывом". Если Н = 0 - "контактный ядерный взрыв".

3.2. Подземные ядерные взрывы - взрывы, осуществляемые на глубине м. При ядерных взрывах на приведенных глубинах образуются воронки выброса грунта, в связи с чем эти взрывы называют "подземные ядерные взрывы с выбросом грунта". Если взрыв осуществлен на приведенной глубине , 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:

, 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) составляет 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 (); микрорентген ().

3.15. Доза поглощенная (D) - величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

, где

- средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a 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.

, где

- эквивалентная доза в органе или ткани Т за время ;

- взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т.

3.20. Доза эквивалентная () - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, :

, где

- средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, a - взвешивающий коэффициент для излучения 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.

ГАРАНТ:

По-видимому, в тексте предыдущего абзаца допущена опечатка. Имеется в виду "(табл. 4)"

Таблица 4

Основные используемые символы и единицы

Термин, величина	Используемый символ	Единицы СИ	Внесистемные единицы
1	2	3	4
Общая мощность взрыва	q		кт
Мощность взрыва по делению			кт
Максимальная высота подъема радиоактивного облака взрыва (верхней кромки) на момент стабилизации		км
Высота точки взрыва над подстилающей поверхностью		км
Скорость ветра, усредненного по высоте от до земной поверхности		км/ч
Расстояние от центра (эпицентра) взрыва по оси радиоактивного следа	X	км
Время условного начала формирования радиоактивного следа (отсчитанное от момента взрыва)		ч
Время условного окончания формирования радиоактивного следа (отсчитанное от момента взрыва)		ч
Условная продолжительность периода формирования радиоактивного следа на расстоянии X		ч
Критическое расстояние - расстояние, на которое вероятен перенос частицы с аэродинамическим диаметром 50 мкм поднятой взрывом на высоту , при скорости среднего ветра		км
Приведенное расстояние, численно равное расстоянию Х, отнесенному к критическому расстоянию -
Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения (в тексте - мощность дозы)	Р		мР/ч
Мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности на момент окончания формирования радиоактивного следа			мР/ч
Максимальная мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли в период формирования радиоактивного следа			мР/ч
Текущее время, отсчитанное от момента взрыва, кроме специально оговоренных случаев	t	ч, сут
Местное астрономическое время		ч
Интервал времени		ч, сут
Средняя энергия частиц (фотонов) гамма-, бета-излучения	,		МэВ/Бк
Суммарная поверхностная активность при загрязнении почвы, растительности и т.п.	,
Поверхностная активность i-го радионуклида
Удельная активность i-го радионуклида	, ,	Бк/кг
Объемная активность i-го радионуклида в жидкостях			Бк/л
Суммарная объемная активность аэрозолей в воздухе
Объемная активность i-го нуклида в воздухе
Активность, поступающая в организм в момент времени, t		Бк
Доля активности выпадений, связанная с частицами, аэродинамический диаметр которых не превышает 50 мкм
Доля активности i-го радионуклида в несепарированной смеси продуктов мгновенного деления на момент времени t
Эффективная доза	E	мЗв
Поглощенная доза	D	мГр

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 (), которая для данного взрыва, конкретных условий формирования радиоактивного следа и удаления интересуемой точки, нормируется через приведенное расстояние (), являющееся безразмерным критерием подобия.

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 малоуправляемы 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 .

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 (, кт);

- вид делящегося материала (если он комбинированный, то соотношение его компонентов);

- максимальную высоту подъема верхней кромки радиоактивного облака взрыва на момент стабилизации - , км;

Если высота подъема облака взрыва неизвестна, то она может быть оценена по соотношению:

, где (5.1)

- высота точки взрыва, над подстилающей поверхностью, км;

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 - , 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 - , мР/ч.

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 - , на различные моменты времени после взрыва, осуществляются по формуле Вей-Вигнера:

или

При этом в расчетах доз внешнего гамма-излучения должны применяться реальные значения показателей степени n. Если таковые неизвестны, то могут использоваться значения n, полученные О.И. Лейпунcким в результате теоретического анализа функций изменения гамма-активности смеси осколков деления и в различные интервалы времени. Указанные данные приведены в табл. 5.1.

Таблица 5.1

Теоретические значения показателей степени n в различные сроки после деления и [18]

Интервал времени после деления	n	Максимальное отклонение от кривой 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

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, , приведены на 24 часа после взрыва - .

Если значение мощности дозы оказывается известным на какой-то момент времени t*, то пересчет ее величин на 24 часа после взрыва, проводится по соотношению:

(5.2)

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 n 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, , ч, прихода облака взрыва в данную точку местности, удаленную от центра взрыва на X, км, которое определяется как

, где (5.3)

- скорость среднего ветра, км/ч;

- время, , ч, ухода облака взрыва (условного окончания формирования радиоактивного следа и начала излучения выпавших радиоактивных продуктов) численно равное:

, где (5.4)

, ч - продолжительность радиоактивных выпадений (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:

, ч, где (5.5)

q - общая мощность взрыва, кт.

Если осуществлена пространственная реконструкция радиоактивного следа, то может быть более реалистично оценено по соотношению

(5.6)

В формуле (5.6) коэффициент K = 2 применяют в пределах расстояний до 150 км от центра взрыва и устойчивом свежем ветре ( км/ч), а на больших расстояниях и при слабом ветре, или штилевой обстановке (V < 10 км/ч) целесообразно использовать коэффициент K = 1,5.

- ширина радиоактивного следа на расстоянии X от места взрыва, км.

В общем случае за принимается расстояние в поперечном 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 целесообразно выбрать: на ближнем 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 на радиоактивных следах, приведенных на 3 и 24 часа после взрыва

Ближний радиоактивный след ()			Дальний радиоактивный след ()
Общее облучение, мЗв	Изолиния, мР/ч		Внутр. облучение щит. жел., мГр	Изолиния, мР/ч
	"ч" + 3.00	"ч" + 24.00		"ч" + 3.00	"ч" + 24.00
0,5	5,3	0,43	10	2	0,2
1,0	10,6	0,85	20	4	0,4

К производным исходным данным для периода формирования радиоактивного следа относится также мощность дозы гамма-излучения на местности на момент окончания его формирования - , мР/ч, которая определяется по формуле:

(5.7)

5.2.3. Производные исходные данные для сформированного радиоактивного следа

5.2.3.1. Поверхностная активность выпадений

Суммарная поверхностная активность грунта, , , на радиоактивном следе наземного ядерного взрыва на момент времени t после его формирования определяется из соотношения:

(5.8)

Соответственно суммарная поверхностная активность грунта, связанная с биологически значимой фракцией выпадений:

, где (5.9)

- доля от суммарной поверхностной активности грунта, обусловленная биологически значимой фракцией радиоактивных выпадений. Она определяется по (5.11).

Поверхностная активность i-го радиоизотопа, содержащегося в биологически значимой фракции выпадений на момент времени t, , , определяется по формуле:

, где (5.10)

- доля по активности i-го радионуклида в биологически значимой фракции выпадения, соответствующая его содержанию в несепарированной смеси продуктов мгновенного деления, на момент времени t, определяемая по табл. ПБ 1 прилож. Б.

5.2.3.2. Доля суммарной поверхностной активности, обусловленная биологически значимой фракцией выпадений

Функция изменения доли активности общих выпадений определяемой биологически значимой фракцией частиц (), полученная при обобщении экспериментальных данных радиоактивного загрязнения травы на следах наземных ядерных взрывов в диапазоне от 8 до 600, имеет вид:

, где (5.11)

- приведенное расстояние, являющееся безразмерным критерием распределения на радиоактивных следах фракции выпадений радиоактивных частиц с размерами, не превышающими 50 мкм.

В общем случае . Это означает, что расстояние X нормируется относительно критического расстояния , км, на котором должна упасть аэрозольная частица с аэродинамическим диаметром d = 50 мкм, переносимая из зоны взрыва со скоростью среднего ветра , км/ч, и гравитационно оседающая со скоростью , км/ч, с высоты стабилизации верхней кромки облака , км.

В соответствии с изложенным, приведенное расстояние равно:

(5.12)

Для реальных высот подъема облаков наземных ядерных взрывов и атмосферных условий, при которых допускалось проведение ядерных испытаний, а также плотности частиц характерной для силикатных грунтов, значение км/ч. При воздушных ядерных взрывах радиоактивные частицы формируются из конструкционных материалов заряда, что определяет их более высокую плотность по сравнению с грунтовыми частицами. Поэтому при расчетах для воздушных взрывов следует учитывать их реальную плотность.

5.3. Внешнее облучение

В обычных условиях на территориях, загрязненных радиоактивными выпадениями ядерных взрывов, организм людей подвергается общему воздействию внешнего гамма-излучения. Наряду с этим в качестве критического органа по воздействию внешнего и контактного бета-гамма-излучения могут оказаться открытые кожные покровы человека. По этой причине в общую эффективную дозу у людей, помимо дозы внешнего гамма-излучения, следует вводить, в качестве составляющей, и дозу в коже бета-гамма-излучения.

5.3.1. Составляющие экспозиционной дозы внешнего гамма-излучения

Общая экспозиционная доза гамма-излучения, создающаяся на радиоактивном следе ядерного взрыва от начала его формирования до любого момента времени, слагается из дозы, которая формируется в период прохождения облака взрыва (образования радиоактивного следа) - , и дозы излучения продуктов взрыва, осевших на местность - .

в свою очередь включает в себя: дозу гамма-излучения радиоактивных продуктов, находящихся в воздухе - , мР, и дозу гамма-излучения осевших продуктов взрыва во время формирования радиоактивного следа () - , мР.

Структурно указанные дозы связаны между собой следующими соотношениями:

Уравнения для расчетов дозы излучения облака взрыва () и ее соответствующих () записанные в параметрах исходных данных, имеют вид:

(5.13)

(5.13.1)

Разность функций (5.13) и (5.13.1) дает расчетное выражение для :

(5.13.2)

Размерность экспозиционных доз в формулах 5.13 определяется размерностью мощности дозы гамма-излучения. Если Р в мР/ч, то D в мР.

Экспозиционная доза гамма-излучения радиоактивного следа за время от момента окончания его формирования () и до полного распада выпавших радионуклидов (), , мР, определится как

(5.14)

Значения параметров, входящих в формулы (5.13) и (5.14), а также порядок их получения указаны в разделе 5.2.

5.3.2. Эффективная доза внешнего гамма-излучения

В связи с тем, что люди в помещениях или иных защитных сооружениях обычно находятся определенную часть суток, доза их внешнего облучения оказывается меньше дозы внешнего излучения, создающейся на открытой местности. В общем случае эта разница зависит от режима жизнедеятельности людей и защитных свойств, используемых ими сооружений.

Если время пребывания людей на открытой местности составляет часов в сутки и, соответственно, в укрытиях (), а защитные свойства используемых сооружений характеризуются коэффициентами ослабления гамма-излучения облака - , и излучения выпавших на местность радиоактивных продуктов - , то вероятная эффективная доза внешнего гамма-излучения, (, мЗв), за период времени от до может быть рассчитана по формуле:

, где (5.15)

и - взвешивающий коэффициент излучения и тканевый взвешивающий коэффициент. Для гамма-излучения воздействующего на все тело, оба параметра численно равны 1.

- поправочный коэффициент, уточняющий влияние на величину экспозиционной дозы гамма-излучения от выпавших продуктов взрыва скорости изменения мощности дозы гамма-излучения и возможных комбинаций режима защищенности населения.

Поправочный коэффициент выбирается из табл. ПГ 2.1...ПГ 2.4 прилож. Г в зависимости от местного астрономического времени взрыва - и местного астрономического времени обычного времени выхода людей из помещений (укрытий) - для текущего момента времени окончания формирования радиоактивного следа - и характеристик защищенности населения - , .

В тех случаях, когда исходные данные не совпадают с фиксированными значениями табл. ПГ 2.1...ПГ 2.4, необходимое значение может быть определено экстраполяцией.

Если и такой прием окажется неприемлемым, расчет экспозиционной дозы гамма-излучения от выпавших продуктов ядерного взрыва, с учетом кинетики мощности дозы гамма-излучения и особенностей защищенности населения, должен быть произведен в соответствии с рекомендациями раздела 1 прилож. Г.

Коэффициент , мЗв/мР, отражает численный переход от экспозиционной дозы гамма-излучения в воздухе в мР к эффективной дозе внешнего облучения человека в мЗв.

В формуле (5.15) , - коэффициенты ослабления гамма-излучения облака и выпавших на местность радиоактивных продуктов. Они могут быть рассчитаны теоретически, исходя из конструктивных особенностей сооружений и геометрии их облучения, или заимствованы из различной справочной литературы. Наряду с этим, для некоторых типов зданий и помещений, находившихся на радиоактивных следах ядерных взрывов, осуществленных на Семипалатинском полигоне, были проведены прямые измерения величин указанных коэффициентов. Полученные результаты приведены в табл. ПБ 3 прилож. Б. При этом было установлено, что величины , в среднем, оказываются в 5 раз меньше . Поэтому в расчетах допустимо принимать:

- , если и

- , если .

Для определения целесообразности учета необходимо прежде всего знать предупреждалось ли население об ожидаемом прохождении облака взрыва и осуществлялось ли, в связи с этим, укрытие людей на это время в помещениях или других защитных сооружениях? Кроме того, важен и тот факт, что ядерные испытания, как правило, проводились в дневное время, когда большинство людей бодрствует и может находиться на улице, что соответствует .

Особенности условий жизни и деятельности людей должны также учитываться и при выборе коэффициента и параметра . Параметр существенно зависит не только от уклада жизни или профессиональной деятельности людей, но и от сезона года или климатических особенностей территории.

Из изложенного выше следует, что при расчетах должны специально оговариваться учитываемые конкретные особенности формирования экспозиционной дозы.

5.3.3. Оценка внешнего и контактного бета-гамма-облучения кожных покровов людей за счет бета-гамма-излучения

5.3.3.1. Исходные условия

Обоснованные оценки вероятного облучения кожи должны проводиться для условий, при которых оно может оказаться значимым в формировании общей эффективной дозы.

Они предполагают:

- проведение взрыва в дневное время;

- сохранение обычного характера жизни и трудовой деятельности населения в период выпадения радиоактивных продуктов (формирования радиоактивного следа) и в последующее время;

- отсутствие применения специальных мер защиты населения от радиоактивных выпадений и их излучения;

- облучение всей кожи людей внешним бета-гамма-излучением, а открытые ее участки (кожа лица и рук) дополнительно контактным бета-излучением в результате поверхностного загрязнения радиоактивными выпадениями.

В алгоритме расчета используются натурные экспериментальные данные. Они включают следующие положения:

- на коже лица и рук человека задерживаются преимущественно частицы биологически значимой фракции выпадений ( мкм) в доле ;

- мощность поглощенной дозы излучения на базальный слой кожи человека в диапазоне энергий бета-частиц от 0,5 до 5,0 МэВ практически не зависит от энергии и при оценках значений дозы может приниматься (65 );

- внешнее бета-излучение удваивает формируемую на открытой местности дозу внешнего гамма-излучения на базальный слой кожи лица;

- максимальная продолжительность радиоактивного загрязнения кожи лица человека (до санитарной обработки, умывания и т.п.) - сутки, после ее загрязнения продуктами взрыва;

- суммарная доза, реализуемая в кожной ткани, рассчитывается за год.

5.3.3.2. Поглощенная доза в коже и ее составляющие компоненты

В общем виде поглощенная доза за год в открытых участках кожи определяется следующими слагаемыми:

, где (5.16)

- общая (суммарная) поглощенная доза в открытых участках кожи за 1 год после выпадений, мГр;

- поглощенная доза внешних гамма- и бета-излучений, реализуемая в коже за отрезок времени в году, в течение которого люди могли находиться на открытой местности, мГр;

- поглощенная доза внешнего гамма-излучения, реализуемая в коже за отрезок времени в году, в течение которого люди могли находиться в помещениях или в других экранирующих излучение сооружениях, мГр;

- поглощенная доза в коже бета-излучения радиоактивных продуктов, осевших на коже лица, и реализуемая за 24 часа после выпадений, мГр.

Составляющие компоненты общей поглощенной дозы в коже, записанные с учетом принятых выше исходных данных, имеют следующий вид:

, где (5.17)

- коэффициент перехода от экспозиционной дозы внешнего гамма-излучения, измеренной в воздухе, к дозе гамма-излучения поглощенной в коже, мГр/мР.

(5.18)

(5.19)

- доля поверхностной активности на радиоактивном следе связанная с биологически значимой фракцией выпадений, которая определяется по формуле (5.11).

Остальные значения в (5.17), (5.18), (5.19) и порядок их определения указаны выше.

5.3.3.3. Вклад облучения кожи в эффективную дозу

По определению вклад облучения кожи в годовую эффективную дозу, , мЗв, равен:

, где (5.20)

- общая поглощенная доза в открытых участках кожи за 1 год после выпадений, определяемая по соотношению (5.16).

- взвешивающий коэффициент для бета-гамма-излучений, равный 1;

- взвешивающий коэффициент кожи (при облучении всей кожи), равный 0,01.

Если облучается только кожа лица, т.е. около 4% всей поверхности кожи, то .

5.4. Внутреннее облучение при ингаляционном поступлении

5.4.1. Оценка ингаляционных поступлений радиоактивных веществ в организм людей в период формирования следа ядерного взрыва

Теоретически и экспериментально подтверждено, что возможное ингаляционное поступление радиоактивных веществ в организм людей, проживающих на следах ядерного взрыва, и вызванное им внутреннее облучение, в основном, определяется периодом формирования локальных выпадений. Поэтому при оценке доз от ингаляционного поступления необходимо, прежде всего, рассматривать указанный период времени.

5.4.1.1. Исходные условия

Для упрощения проводимых оценок, без опасения существенно исказить конечные результаты, принимается допущение, что количество радионуклидов, поступающих в организм за все время формирования следа (), рассматривается как разовое поступление в момент времени.

(5.21)

Поэтому уменьшение содержания радиоактивных продуктов в организме вследствие радиоактивного распада и биологического выведения в интервале времени от до не учитывается.

5.4.1.2. Общая средняя объемная активность аэрозолей в приземном слое воздуха в период формирования радиоактивного следа

Общая средняя объемная активность аэрозолей , , находившихся в приземном воздухе (в зоне дыхания людей) во время формирования следа может быть оценена по ее энерговыделению. С этой целью формула для расчетов нормируется относительно дозы излучения от радиоактивных продуктов, содержащихся в воздухе в период формирования радиоактивного следа , мР, определяемой по соотношению (5.13.2). Расчетная формула имеет вид:

, где (5.22)

- переходный коэффициент от мощности дозы гамма-излучения к объемной активности продуктов, содержащихся в воздухе, ;

- доля излучения в приземном воздухе, создаваемая аэрозольными продуктами взрыва. Для атмосферных ядерных взрывов ;

- средняя энергия фотонов гамма-излучения, МэВ;

- средний выход фотонов гамма-излучения, .

Если фактические значения и неизвестны, то они принимаются равными 1.

Значения остальных параметров и порядок их определения указаны выше.

5.4.1.3. Средняя объемная активность биологически значимых аэрозолей в приземном воздухе в период формирования радиоактивного следа

Средняя общая концентрация биологически значимых радиоактивных аэрозолей - , , равна:

, где (5.23)

- определяется по формуле (5.22);

- доля общей активности, содержащейся в приземном воздухе, связанная с фракцией аэрозольных частиц с размерами мкм (биологически значимая фракция частиц).

Соответственно, средняя объемная активность в воздухе i-го нуклида в биологически значимой фракции радиоактивных аэрозолей - , , равна:

, где (5.24)

- доля i-го радионуклида в активности биологически значимой фракции частиц, соответствующая несепарированной смеси продуктов мгновенного деления на момент времени , определяемая по табл. ПБ 1 прилож. Б;

- продолжительность периода формирования радиоактивного следа, ч, которая определяется по формулам (5.5) или (5.6).

5.4.1.4. Ингаляционные поступления

В соответствии с принятыми исходными условиями общее количество радионуклидов, которые через незащищенные органы дыхания могут поступить в организм людей и там задержаться, (, Бк), определяется соотношением:

, где (5.25)

- общая средняя объемная активность аэрозолей в приземном воздухе во время формирования радиоактивного следа, , которая рассчитывается по формуле (5.22);

v - объем легочной вентиляции, л/мин. Величина данного параметра зависит от характера физической нагрузки, возраста и пола человека. Значения v, рекомендованные МКРЗ, приведены в табл. ПБ 4 прилож. Б;

- продолжительность формирования радиоактивного следа, ч. В зависимости от имеющейся информации данный параметр определяется по (5.5) или (5.6);

- доля радиоактивного аэрозоля, задерживающегося в органах дыхания;

- доля активности, которая может проникнуть в органы дыхания.

Известно, что величина зависит от целого ряда причин. К их числу относятся: размеры частиц, плотность частиц и их химическая природа, их формы, растворимость и гигроскопичность, скорость дыхания и т.д.

Из всех перечисленных факторов экспериментально и теоретически наиболее полно исследовано влияние размеров частиц на степень их отложения в отдельных частях дыхательного тракта. Наряду с этим, по данным ряда исследователей, в т.ч. и работавших на Семипалатинском полигоне, для спектра частиц с диаметром не превышающим 50 мкм, суммарная степень отложения во всех отделах дыхательной системы не превышает .

С учетом этих сведений и в предположении подобия дисперсного содержания биологически значимой фракции выпадений в приземном воздухе и в выпадениях на радиоактивном следе, сформированном за время , задерживаемую в органах дыхания долю аэрозоля () можно принять:

Соответственно, растворимая часть ингалированного i-го радионуклида, поступающая из органов дыхания в остальной организм (, Бк) определится, как:

, где (5.26)

- коэффициент растворимости i-го радионуклида выбирается в зависимости от по табл. 5.5;

Образующиеся при делении по цепочкам радиоактивных превращений йод-131 и 133 практически полностью накапливаются к 5 часам после деления. Это время существенно меньше периода их выведения из организма. Поэтому если ч в расчетах следует принимать на ч после взрыва.

5.4.2. Внутреннее облучение органов дыхания при ингаляционном поступлении смеси радиоактивных продуктов ядерных взрывов

Необходимо отметить, что физиологические свойства дыхательной системы человека создают значительные ограничения проникновению твердых аэрозолей в легкие, поступающих с вдыхаемым воздухом. В основной своей части аэрозоли задерживаются в носоглотке, трахее и бронхах. Наиболее крупные частицы, с размерами, достигающими 40-50 мкм задерживаются в носоглотке. Из общего количества аэрозолей, оседающих в носоглотке, до 80% выводятся в желудочно-кишечный тракт (ЖКТ) с периодом полуочищения (Т) не превышающим 0,4 суток, а 20% поступают в кровь с периодом полуочищения 0,01 суток.

Переходящие в растворы опасные в биологическом отношении радиоизотопы йода, цезия и стронция, входящие в класс веществ Б, практически мгновенно ( мин) выводятся в кровь в равных долях из носоглотки и ЖКТ.

Растворимые радионуклиды из частиц, осевших в трахее и бронхах, достаточно быстро ( ч) и в равных количествах также выводятся в кровь и ЖКТ.

Относительная кратковременность пребывания радиоактивных аэрозолей в носоглотке, трахее и бронхах делает неактуальным рассмотрение указанных отделов дыхательного тракта в качестве критических органов при внутреннем облучении.

Принципиально иные обстоятельства облучения складываются для легких. Периоды полуочищения от продуктов классов П и М составляют соответственно от 50 до 500 и более суток. Несмотря на то, что в легкие может поступать небольшая часть ингалируемых продуктов взрыва, оценку доз внутреннего облучения легких в определенных условиях можно рассматривать, как обоснованную.

Снижение активности фракций аэрозоля "молодых" продуктов ядерного взрыва, длительно находящихся в легких, будет, главным образом, определяться радиоактивным распадом. Оценки показывают, что к 100 суткам после взрыва радиоактивные продукты, содержащиеся в легких, распадутся на 80%.

Для изложенных условий поглощенная доза в легких (, мГр), может быть оценена по формуле:

, где (5.27)

- коэффициент, учитывающий размерность входящих величин;

- активность, поступающая в легкие и длительно удерживаемая там, Бк;

- средняя эффективная энергия бета-излучения, ;

- принятое время поступления активности в дыхательную систему, ч;

m - масса легких, г. Ее зависимость от возраста и пола человека приведена в табл. ПБ 9 прилож. Б.

0,2 - безразмерный коэффициент интегрирования функции по времени.

Вклад в суммарную эффективную дозу от внутреннего облучения легких (, мЗв) по определению равен:

, где (5.28)

- поглощенная доза в легких, определяемая по соотношению (5.27), мГр;

- взвешивающий коэффициент для излучения. Для гамма- и бета-излучений ;

- взвешивающий коэффициент для ткани. Для легких .

Основную трудность представляет определение параметра . В настоящее время нет экспериментально проверенного метода, который позволил бы строго оценивать количество продуктов ядерного взрыва, поступающих в организм человека ингаляционным путем и задерживающихся в легких. Прямые измерения людей, оказавшихся на открытой местности без средств защиты органов дыхания под радиоактивным облаком ядерного взрыва подтверждают, что облучение легких за счет поступившей в них активности не имеет существенного значения на фоне неизбежного, в этом случае, и несравнимо большего внешнего облучения. Поэтому заведомо не опасаясь получить заниженные значения доз от внутреннего облучения легких, в оценках можно допустить, что , где - определяется по формуле (5.25).

Определенную сложность составляет и выбор средней эффективной энергии бета-излучения (). Руководствуясь общими соображениями, относительно изменения радионуклидного состава продуктов ядерного деления со временем, в расчетах можно принять .

5.4.3. Внутреннее облучение ЖКТ при ингаляционном поступлении смеси радиоактивных продуктов ядерного взрыва

Основная часть твердых нерастворимых или слаборастворимых радиоактивных продуктов выводится через ЖКТ независимо от способа их попадания в организм (с воздухом или пищей). Нерастворимые и слаборастворимые вещества последовательно проходят через желудок (Ж), тонкий кишечник (ТК), верхний отдел толстого кишечника (ВТК) и нижний отдел толстого кишечника (НТК), после чего выводятся из организма.

Экспериментально установлено среднее время пребывания содержимого в различных отделах ЖКТ. Оно составляет в Ж - 1 час, в ТК - 4 часа, в ВТК - 13 часов и в НТК - 24 часа. При этом известно, что растворимые продукты не доходят до ВТК, т.к. полностью и относительно быстро всасываются из ТК в кровь.

Из анализа облучаемости ЖКТ следует, что радиационное воздействие продуктов ядерного взрыва реализуется во время их транзита через соответствующие отделы ЖКТ. При этом критическим отделом является НТК. Это связано с максимальным временем нахождения там радиоактивных веществ, а также с относительно небольшой массой содержимого данного отдела и накоплением в нем "постаревших", за время движения по отделам ЖКТ, радиоактивных продуктов.

Оценка поглощенных доз в отделах ЖКТ может быть осуществлена на основе использования ступенчатой расчетной модели в которой формализованы изложенные выше положения. Они предполагают следующие достаточно обоснованные ограничения:

- отделы ЖКТ облучаются преимущественно смесью нерастворимых или слаборастворимых радиоактивных продуктов;

- продолжительность нахождения радиоактивных продуктов в отделах ЖКТ определяется фиксированными моментами времени поступления (, ч) и удаления (, ч);

- биологическое выведение нерастворимых или слаборастворимых радиоактивных продуктов во время их нахождения в отделе ЖКТ пренебрежимо мало и снижение их активности в этот период определяется, главным образом, радиоактивным распадом;

- облучение стенок желудка и обоих отделов толстого кишечника, как имеющих сравнительно малоизвилистую поверхность, происходит в геометрии , а тонкого кишечника, соответственно, в . Это значит, что доза на стенке желудка и толстого кишечника равна половине дозы, реализуемой в содержимом, а в случае ТК они соответствуют друг другу.

С учетом указанных условий формула для расчета поглощенной дозы в отделах ЖКТ (, мГр) может быть записана в следующем виде:

, где (5.29)

- коэффициент учитывающий геометрию облучения отдела ЖКТ. Для Ж, ВТК и НТК геометрия облучения , . Для ТК геометрия облучения , .

- общая активность продуктов взрыва поступающая в отдел ЖКТ, Бк;

- масса содержимого отдела ЖКТ, г;

- время поступления активности в отдел ЖКТ, ч;

- условное время поступления активности в организм человека, ч;

- интервал времени от момента ингаляции активности (, ч) до ее поступления в отдел ЖКТ, ч;

- время освобождения отдела ЖКТ от активности, ч;

- интервал времени, в течение которого активные продукты находятся в отделе ЖКТ, ч;

- средняя эффективная энергия бета-излучения смеси нерастворимых продуктов ядерного взрыва в данном отделе ЖКТ, .

Параметры , , и приведены в табл. 5.3.

Таблица 5.3

Дозиметрические характеристики отделов желудочно-кишечного тракта условного человека

Отдел ЖКТ	,	, г	, ч	, ч
Желудок	0,78	250	0,25	1
Тонкий кишечник	1,12	400	1,25	4
Верхний отдел толстого кишечника	0,65	220	5,25	13
Нижний отдел толстого кишечника	0,65	135	18,25	24

Входящий в формулу (5.29) параметр , Бк, зависит от отдела ЖКТ, для которого рассчитывается поглощенная доза. Если это ВТК или НТК, то данный параметр определяется по формуле:

, где (5.30)

- общая активность нерастворимых и слаборастворимых радиоактивных продуктов, поступающая в ВТК и НТК, Бк;

- момент времени, соответствующий середине временного интервала нахождения активности в отделе ЖКТ, ч;

;

- общая активность продуктов взрыва, поступающая в организм через незащищенные органы дыхания, Бк, которая рассчитывается по формуле (5.25);

- суммарная растворимая доля активности, определяемая радионуклидами в растворимых формах, которая может быть получена по данным табл. 5.6 и табл. ПБ 1 прилож. Б, для момента времени .

В общем случае суммарная доля растворимых продуктов складывается из долевых вкладов активности веществ, относящихся по транспортабельности в организме к классу Б. В числе осколков ядерного деления к этому классу веществ относятся изотопы йода, цезия и стронция.

Однако для обычных продуктов атмосферных ядерных взрывов существенный долевой вклад в общую активность вносят только радиоизотопы йода с массовыми числами 131, 133 и 135. Поэтому для этих радиоизотопов и следует рассчитывать .

При оценках поглощенных доз в Ж и ТК, в которых присутствуют все радиоактивные продукты (растворимые и нерастворимые), , определяется, как

(5.30.1)

По аналогии с (5.28) вклад в суммарную эффективную дозу облучения отдела ЖКТ определится, как

(5.31)

Для критических отделов ЖКТ,

5.4.4. Внутреннее облучение щитовидной железы при ингаляционном поступлении радиоизотопов йода

Согласно национальным и международным рекомендациям поглощенная доза в органе (, мГр) равна:

, где (5.32)

- общее поступление активности радионуклида в организм за время , Бк;

- дозовый коэффициент, мЗв/Бк, определяемый по данным табл. ПБ 10 прилож. Б;

- взвешивающий коэффициент для излучения. Для гамма- и бета-излучений ;

- взвешивающий коэффициент для органа или ткани, определяемый по табл. ПБ 11 прилож. Б.

Соответственно вклад в эффективную дозу (, мЗв) определяется по формуле:

, (5.33)

Поглощенная доза в щитовидной железе за счет бета-излучения инкорпорированных в ней радиоизотопов йода, поступивших в организм ингаляционно в период формирования радиоактивного следа (, мГр), может быть оценена по формуле (5.32), в которую необходимо подставить соответствующие значения , определяемые в случае ингаляционного поступления по соотношению (5.26), а также , выбираемые из данных табл. ПБ 10 прилож. Б, в зависимости от возраста человека.

Оценка вкладов отдельных радиоизотопов йода в суммарную дозу внутреннего облучения щитовидной железы показала, что при ингаляционном поступлении радиоактивных продуктов ядерного взрыва ее величина определяется четырьмя изотопами йода с массовыми числами 131, 132, 133 и 135. При этом йод-132 образуется в организме из ингалированного теллура-132.

С учетом изложенного имеем:

(5.34)

Для щитовидной железы .

В этом случае вклад в эффективную дозу от внутреннего облучения щитовидной железы инкорпорированными в органе радиоизотопами йода (, мЗв), определится по соотношению:

(5.35)

5.5. Поверхностное радиоактивное загрязнение травянистой растительности, лиственных фуражных и овощных культур, злаков и зернокрупяной продукции

5.5.1. Радиоактивное загрязнение травянистой растительности

Суммарное поверхностное радиоактивное загрязнение травянистой растительности - , Бк/кг, в зонах локальных выпадений ядерных взрывов определяется, как

(5.36)

Коэффициент (Бк/кг)/(мР/ч) зависит от вида и плотности растительного покрова. Его экспериментальные значения соответствуют:

- для зеленого степного разнотравья, травы естественных пастбищ - ;

- для сеяных трав, клевера, лиственных овощей в фазе зеленой зрелости - ;

- для сухой травы, сена (загрязненного до покоса), созревших злаковых культур (ржи, пшеницы) - .

- Загрязнение растительности отдельными радионуклидами может оцениваться по соотношению:

(5.37)

В ряде случаев оказывается удобным использовать радиоактивную загрязненность степного разнотравья отдельными радионуклидами, приведенную на 24 часа после взрыва () и выраженную через общую поверхностную загрязненность грунта (, ). Для этих условий уравнение (5.37) примет вид:

(5.37.1)

5.5.2. Радиоактивное загрязнение зернокрупяной продукции

Экспериментально установлено, что если злаковые или крупяные культуры загрязняются радиоактивными выпадениями ядерного взрыва на корню, то после их машинного обмолачивания или комбайновой уборки остаточная загрязненность зерна, в среднем, составляет:

(5.38)

После введения соответствующих значений общее выражение для оценки загрязнения зерна отдельными радионуклидами определится, как

, Бк/кг (5.39)

Выражение (5.39) применимо для оценки радиоактивного загрязнения отдельными радионуклидами зерна пшеницы, ржи, ячменя, риса и других подобных злаковых культур.

В процессе переработки зерна в муку происходит дальнейшее снижение удельной активности продукта. Чем выше сорт муки, тем выше степень ее очистки. В общем случае загрязненность муки i-м радионуклидом - , Бк/кг, равна:

, где (5.39.1)

- коэффициент очистки муки от радиоактивных продуктов. В зависимости от технологии переработки зерна в муку, сортности муки , меняется от 1 до 0,1. Для простого помола зерна . Для муки высшего сорта .

5.6. Радиоактивное загрязнение продукции животноводства

Продукты животноводства, главным образом свежее молоко и, в определенной степени, мясо, когда они входят в рацион питания, являются основными поставщиками в организм людей биологически активных радионуклидов. В этих продуктах радионуклиды находятся в биохимически связанных формах, что способствует устойчивости их радиоактивного загрязнения.

Реально могут рассматриваться три основных режима содержания домашнего скота: пастбищное, стойловое и смешанное. Каждый из этих режимов содержания животных своеобразно формирует процессы радиоактивного загрязнения молока и мяса. В связи с этим, методология оценки радиоактивности молока при каждом из указанных режимов кормления животных подлежит отдельному рассмотрению.

Если животные сначала содержались на пастбище, а затем были переведены на стойловое кормление или наоборот, то для оценки радиоактивного загрязнения молока при смешанном режиме кормления животных, для каждого этапа используются соответствующие методические приемы.

Экспериментально установлено, что уровень радиоактивного загрязнения молока одновременно является достаточно надежным критерием количественной оценки возможного радиоактивного загрязнения мяса.

5.6.1. Радиоактивное загрязнение молока при пастбищном содержании коров

Для данного характера содержания скота объемная активность свеженадоенного молока (, Бк/л), обусловленная i-м радионуклидом, может быть на любой момент времени рассчитана по соотношению:

, где (5.40)

- максимальная объемная активность молока за счет i-го нуклида, соответствующая моменту времени , Бк/л;

- постоянная скорости распада i-го радионуклида;

- постоянная биологического очищения пастбищного корма, которая определяется, главным образом, приростом новой травы и предпочтительным ее поеданием животными;

- время после взрыва, к которому в молоке накапливается максимальное содержание радионуклида.

зависит от типа травянистой растительности и ее вегетативного состояния. Экспериментальные значения для степного разнотравья в отдельные вегетационные периоды, полученные при ядерных испытаниях, приведены в табл. 5.4.

Таблица 5.4

для отдельных вегетационных периодов степного разнотравья

Вегетационный период
Весна
Раннее лето
Лето
Дождливый период после длительной засухи

Размерность и ( или ) выбирается в соответствии с размерностью временных характеристик и t.

численно равно . Здесь - интервал времени от окончания формирования радиоактивного следа в пределах пастбища до максимального накопления радионуклида в молоке. Некоторые значения этой характеристики, установленные при анализе молока от стада коров, содержавшегося на радиоактивном следе, представлены в табл. 5.5.

Таблица 5.5

Экспериментальные значения параметра

i-й радионуклид,	Параметр , ч
Йод-131	81
Йод-132 - образующийся из поступающего теллура-132	44
Йод-133	34
Стронций-89	90

Наблюдаемые процессы кинетики накопления активности в молоке позволяют полагать, что для радионуклидов, имеющих периоды полураспада большие, чем у указанных в табл. 5.5, правомерно принимать , как для стронция-89. Значение при определении оценивается согласно (5.4).

Максимальное содержание в молоке i-го радионуклида (, Бк/л), рассчитывается по формуле:

, где (5.41)

- выводимая с молоком доля i-го радионуклида от поступившего в организм коровы при условии его 100% растворимости. Литературные значения , а также полученные в собственных исследованиях, приведены в табл. ПБ 2 прилож. Б;

- удельная активность корма (пастбищной травы), обусловленная i-м радионуклидом на 24 часа после взрыва, определяемая по соотношению (5.37.1);

- среднесуточное потребление травы животным. Если неизвестен фактический рацион коров, то используют его среднее значение - 50 кг;

G - средний суточный удой молока на корову, который для условий Семипалатинской области составляет 8-10 л;

- коэффициент растворимости радионуклида.

Коэффициент изменяется с удалением от места взрыва и в общем случае растет с уменьшением размеров частиц. В табл. 5.6 приводятся рекомендуемые значения для биологически активных радионуклидов, содержащихся в биологически значимой фракции выпадений, загрязняющей траву, полученные на основе натурных экспериментальных данных ядерных испытаний.

Таблица 5.6

Значения коэффициентов перехода активных радионуклидов из биологически значимых фракций выпадений наземных ядерных взрывов в жидкие среды, в зависимости от приведенного расстояния

	от 0,1	0,3	0,5	0,7	1	1,5	2	3	более 3
	0,18	0,25	0,3	0,35	0,4	0,5	0,6	0,7	0,85

При оценках радиоактивного загрязнения молока в период накопления в нем радионуклида (интервал времени от до ) допустимо использование среднего значения объемной активности:

(5.42)

5.6.2. Радиоактивное загрязнение молока при стойловом содержании коров

В этом случае объемная активность молока определяется по тем же формулам, что и для пастбищного содержания животных с введением в них необходимой уточняющей информации. Так, в частности, в формулах опускается параметр , т.к. в данных условиях ; учитывается особенность загрязнения сена, для которого (Бк/кг)/(мР/ч), и, наконец, вводится временная характеристика , ч, - время начала кормления животных сеном, загрязненным на корню.

С учетом указанных особенностей максимальная загрязненность молока i-м радионуклидом при стойловом содержании коров - , Бк/л, определяется, как

, где (5.43)

- интервал времени от начала кормления животных загрязненным сеном (, ч) до момента максимального накопления радионуклида в молоке (, ч);

- удельная активность сена, Бк/кг, за счет i-го радионуклида на момент времени , которая рассчитывается по формуле:

, где (5.44)

- определяется по табл. ПБ 1 прилож. Б для момента времени .

В формулах (5.43) и (5.44) приводится в часах.

Смысл остальных параметров, входящих в уравнение (5.43) и (5.44), а также порядок их определения, указаны выше.

Для времени объемная активность молока определяется, как

(5.45)

Соответственно, для периода накопления активности в молоке () она может оцениваться, как и при пастбищном содержании коров, средним значением в интервале времени от до , т.е. аналогично (5.42).

5.6.3. Радиоактивное загрязнение мяса

Согласно собственным экспериментальным наблюдениям и материалам зарубежных публикаций [50, 51], после наступления динамического равновесия между активностью поступающей с кормом и ее содержанием в молоке и мягких тканях животного, активность мяса (Бк/кг) пропорциональна объемной активности молока (Бк/л). На этом основании удельная активность говяжьего мяса на любой момент времени , может быть оценена по соотношению:

, где (5.46)

- размерный коэффициент пропорциональности, л/кг, выбирается из табл. 5.7;

- момент забоя животного;

- объемная активность молока на момент забоя животного, определяемая по одной из приведенных выше формул.

Таблица 5.7

Коэффициенты пропорциональности между удельной активностью говяжьего мяса и объемной активностью коровьего молока

Нуклид, i	, л/кг
йод-131	0,33
стронций-90	0,15
цезий-137	3,3

5.7. Внутреннее облучение при пероральном поступлении

Многочисленные отечественные и зарубежные исследования структуры формирования внутреннего облучения людей, проживающих на радиоактивно загрязненных территориях, однозначно подтверждают, что основная доза создается за счет активности, поступающей пищевым путем. Вклад его в суммарную дозу от внутреннего облучения может достигать 90%, а для детских контингентов даже 95%.

Ввиду того, что большинство радионуклидов, образующихся при ядерном взрыве, биологически неактивные вещества попадая в организм, они не задерживаются в нем и относительно быстро выводятся естественным путем. Их радиационное воздействие носит кратковременный характер, главным образом, на отделы ЖКТ и, в какой-то степени, на органы мочевыделяющей системы.

Другая существенно меньшая, по общей активности, часть радионуклидов биохимически подобных элементам, участвующим в обменных процессах организма с внешней средой, избирательно накапливается в отдельных критических органах и длительно их облучает. Главными среди этой группы продуктов деления, по поглощенной дозе в критических органах, следует считать радиоизотопы йода, цезия и стронция.

Именно молоко, в силу своего физиологического предназначения, является главным поставщиком в организм человека данной группы радионуклидов. Однако фактическое содержание радиоизотопов указанных нуклидов в локальных выпадениях ядерных взрывов, а также реальная степень их биологической доступности приводят к тому, что в формировании доз внутреннего облучения значимыми оказываются только радиоизотопы йода.

Характерно, что для условий радиоактивного следа ядерного взрыва только молоко и мясо непосредственно включают в себя биологически важные радионуклиды - осколки деления, в то время как остальные продукты питания загрязняются поверхностно и всей смесью радиоактивных веществ, образующихся при взрыве.

Оценка общей активности смеси продуктов взрыва, которая может перорально поступить в организм людей в нормальных условиях их жизни, всегда остается проблематичной. Следует иметь в виду, что общепринятое хранение продуктов питания в закрытых объемах, а также их мытье перед кулинарным использованием или очистка (картофеля, корнеплодов и т.п.), превращают многие поверхностно загрязненные продукты питания в практически чистые.

В большей степени вероятными объектами, с которыми смесь радиоактивных продуктов ядерного взрыва может попадать в организм пищевым путем, являются хлебопродукты и крупы, полученные из зерна, загрязненного на корню, а также, частично, лиственные овощи.

5.7.1. Оценка внутреннего поступления радионуклидов при употреблении молока от коров, выпасаемых на радиоактивном следе ядерного взрыва

Особая радиационная значимость потребления молока от ко