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:
r1 r1 ex r2 r2 ex
a a
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
гамма │Г i
i
* │ э
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
┌
│ э│
│P │
│ 1│
│ │Г
* │ │ │ 1
гамма │Г │
│f(x,y)│
│ │Г , Г = Г U Г ,
│ │ 2 1 2
└
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 └ ┘ └ ┘
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,
│0, при t < 0.
└
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 │
└ ┘
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
ij │e (E ) / k , иначе.
│ 2 ij ос
└
ню -
Определение компоненты дозы E (t ) производится с использованием
гаммаk k
соотношений:
┌
│ ню о -
│E , при t < t < t ,
ню - │ гаммаk r1 k r2
гаммаk k │ ню о
│E / k , иначе,
│ гаммаk ос
└
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
k k │ inh ню о
│k SUM H , иначе,
│ з i ik
└
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
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
з │ inh
│k , иначе,
│ з
└
0s
a (d)
b i1 b
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,
1 │ -4 -1
│10 м , для условий города.
└
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
- Гражданский кодекс (ГК РФ)
- Жилищный кодекс (ЖК РФ)
- Налоговый кодекс (НК РФ)
- Трудовой кодекс (ТК РФ)
- Уголовный кодекс (УК РФ)
- Бюджетный кодекс (БК РФ)
- Арбитражный процессуальный кодекс
- Конституция РФ
- Земельный кодекс (ЗК РФ)
- Лесной кодекс (ЛК РФ)
- Семейный кодекс (СК РФ)
- Уголовно-исполнительный кодекс
- Уголовно-процессуальный кодекс
- Производственный календарь на 2025 год
- МРОТ 2024
- ФЗ «О банкротстве»
- О защите прав потребителей (ЗОЗПП)
- Об исполнительном производстве
- О персональных данных
- О налогах на имущество физических лиц
- О средствах массовой информации
- Производственный календарь на 2024 год
- Федеральный закон "О полиции" N 3-ФЗ
- Расходы организации ПБУ 10/99
- Минимальный размер оплаты труда (МРОТ)
- Календарь бухгалтера на 2024 год
- Частичная мобилизация: обзор новостей