МУ 2.6.1.579-96. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Реконструкция средней (ред. от 20.12.2013) (утв. Госкомсанэпиднадзором России 12.11.1996)

Институт радиационной гигиены МЗ РФ (директор - д.м.н., проф. Рамзаев П.В.): д.б.н. Балонов М.И., к.т.н. Брук Г.Я., с.н.с. Голиков В.Ю., к.б.н. Шутов В.Н.;

Институт Биофизики МЗ РФ (директор - академик РАМН Ильин Л.А.): к.т.н. Савкин М.Н.;

Медицинский радиологический научный центр РАМН (директор - академик РАМН Цыб А.Ф.): к.т.н. Питкевич В.А., к.б.н. Степаненко В.Ф.;

НПО "Тайфун" Росгидромета (директор - Вакуловский С.М.): к.ф.-м.н. Вакуловский С.М.;

Госкомсанэпиднадзор России (и.о. Председателя - Онищенко Г.Г.): начальник отдела Перминова Г.С.

2. Утверждены и введены в действие Первым заместителем Председателя Госкомсанэпиднадзора России - заместителем Главного государственного санитарного врача Российской Федерации С.В. Семеновым 12 ноября 1996 г.

3. Введены впервые.

1.1. Настоящие Методические указания (далее по тексту - "Указания") определяют требования к необходимым исходным данным, а также процедуру расчета средней накопленной в 1986 - 2001 гг. эффективной дозы облучения жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986 г. Значения средней накопленной эффективной дозы определяются у жителей каждого населенного пункта загрязненной территории с целью обоснования мер радиационной, медицинской и социальной защиты населения.

1.2. "Указания" предназначены для использования учреждениями и органами Госсанэпиднадзора и Минздравмедпрома Российской Федерации, а также РАМН, которые несут ответственность за выполнение дозиметрических расчетов в соответствии с требованиями данного документа. Результаты расчета дозы, предназначенные для принятия решений, должны быть согласованы с Госсанэпиднадзором Российской Федерации.

1.3. Методической основой реконструкции являются модели формирования дозы внешнего и внутреннего облучения населения, проживающего на территории Российской Федерации, подвергшейся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Параметры моделей должны быть получены на базе результатов натурных измерений, выполненных в различные сроки после аварии - см. п. 1.10. Среди этих результатов приоритетными для определения дозы внутреннего облучения являются данные измерений содержания радионуклидов в организме жителей. Модель внешнего облучения должна быть подтверждена результатами измерений индивидуальной дозы у жителей. Перенос параметров модели с одних территорий на другие, где количество измерений недостаточно или они отсутствуют, осуществляется с использованием всей совокупности информации о развитии аварийной ситуации в целом.

1.4. Базовой пространственной структурой для реконструкции дозы является отдельный населенный пункт (НП) с окружающим его ареалом. Используется следующая градация населенных пунктов:

- город - НП с числом жителей более 100 тысяч человек;

- поселок городского типа (ПГТ) - НП с числом жителей от 10 до 100 тысяч человек;

- село - НП с числом жителей менее 10 тысяч человек.

Начиная с 2002 г. используется следующая градация населенных пунктов:

- ТИП I (село или поселок городского типа) - населенный пункт с числом жителей не более 10 тысяч человек, в котором большинство домов одноэтажные с личными подсобными хозяйствами (ЛПХ);

- ТИП II (поселок городского типа или город) - населенный пункт с числом жителей не более 100 тысяч человек, в котором наряду с одноэтажными имеются многоэтажные дома без ЛПХ, и значительная часть дозообразующих пищевых продуктов приобретается в торговой сети;

- ТИП III (город) - населенный пункт, в котором большая часть жителей проживает в многоэтажных домах без ЛПХ, приобретает пищевые продукты в торговой сети и большая часть улиц и дорог имеет твердое покрытие.

Согласно настоящим "Указаниям", накопленная доза рассчитывается за период с даты поступления радиоактивного выброса Чернобыльской аварии на территорию Российской Федерации 27 апреля 1986 г. до 31 декабря 1995 г. Для жителей НП контролируемой территории Брянской области, переселенных в 1986 - 1992 гг. в местность, не подвергшуюся значительному радиоактивному загрязнению после Чернобыльской аварии, доза рассчитывается до даты переселения. Дозиметрические данные приводятся, как правило, за первый год после аварии (26.04.86 - 26.04.87) и за 10 (точнее 9,7) лет после аварии (1986 - 2001 гг.).

1.5. В качестве средней накопленной эффективной дозы у всех жителей НП консервативно принята средняя накопленная доза у взрослых. По данным дозиметрического контроля облучения населения в зоне Чернобыльской аварии в 1986 - 2001 гг., средняя годовая эффективная доза у детей различных возрастных групп не превышала среднюю дозу у взрослых жителей того же НП. Исключение составляет доза в щитовидной железе, обусловленная поступлением в организм I-131, которая, как правило, выше у детей, чем у взрослых жителей НП. Реконструкция дозы в щитовидной железе регламентируется отдельными документами Минздрава РФ, а ее вклад в накопленную эффективную дозу учитывается согласно разделу 4 настоящих "Указаний".

1.6. Согласно настоящим "Указаниям" определяется средняя накопленная эффективная доза Е как сумма дозы внешнего облучения гамма-излучением радиоактивных выпадений Еext и дозы внутреннего облучения Еint:

1.7. Доза внешнего облучения Еext включает дозу от гамма-излучения всех выпавших на местности радионуклидов с периодом полураспада от нескольких часов до 30-ти лет (см. табл. 2.1), вклад которых в накопленную дозу за рассматриваемый период (10 лет) превышает 0,1%. Эффективная доза бета-, гамма-излучения от радиоактивного облака в период его прохождения над населенными пунктами Российской Федерации составила по модельным оценкам менее 5% от дозы за 1-й год после аварии и в данных "Указаниях" не рассматривается. Согласно модельным расчетам также незначителен и поэтому не рассмотрен в "Указаниях" вклад в эффективную дозу внешнего дистанционного и контактного облучения кожных покровов бета-излучением радионуклидов.

1.8. Доза внутреннего облучения рассматривается как ожидаемая в течение предстоящих 50-ти лет вследствие поступления в 1986 - 2001 гг. цезия-137, 134 и стронция-90, 89 с местными пищевыми продуктами за счет поверхностного Еs и корневого Еr путей загрязнения растительности:

В настоящих "Указаниях" не рассматривается вклад в дозу внутреннего облучения ингалированных радионуклидов (кроме I-131 и Cs-134, 137) как в период прохождения радиоактивного облака, так и вследствие ресуспензии радионуклидов, осевших на местности. Вклад ингалированных I-131 и Cs-134, 137 учитывается в неявной форме, поскольку расчет накопленной дозы внутреннего облучения этими радионуклидами в наиболее загрязненной местности обоснован на прямых измерениях их активности соответственно в щитовидной железе и всем теле жителей. Согласно результатам анализа аутопсийных проб тканей жителей Брянской области, вклад в эффективную дозу изотопов плутония не превышает 1%. Согласно модельным расчетам, также незначителен вклад в накопленную за 10 лет эффективную дозу внутреннего облучения другими радионуклидами, кроме указанных выше, которые содержались на поверхности растительных пищевых продуктов на ранней стадии после Чернобыльской аварии.

1.9. В качестве исходной информации для расчета средней накопленной эффективной дозы облучения жителей данного НП необходимо использовать:

(1) - дату и метеорологические условия радиоактивных выпадений в регионе, районе или НП;

(2) - среднюю плотность загрязнения почвы на территории НП и в его ареале цезием-137 и стронцием-90;

(3) - изотопный состав радиоактивных выпадений в регионе;

(4) - среднюю активность радионуклидов цезия-137 и стронция-90 в местных пищевых сельскохозяйственных продуктах в различные периоды в 1986 - 2001 гг.;

(5) - доминирующий в НП и его ареале тип почвы или распределение сельскохозяйственных угодий по типам почвы;

(6) - среднее содержание радионуклидов цезия в организме жителей НП в различные периоды в 1986 - 2001 гг.;

(7) - дату отнесения НП к контролируемой территории Брянской области и дату запрета на потребление молока местного производства в мае - июне 1986 г.;

(8) - дату проведения инженерной дезактивации в НП, отнесенных к контролируемой территории Брянской области.

Официальные данные согласно пп. (1), (2) и (3) предоставляются Роскомгидрометом, пп. (4) и (5) - учреждениями и органами Министерства сельского хозяйства и Минздрава РФ, пп. (6) - учреждениями и органами Минздрава РФ и РАМН, а пп. (7) и (8) - учреждениями и органами Минздрава РФ.

1.10. Данные о времени радиоактивных выпадений в загрязненных районах 10-ти областей Российской Федерации представлены в Приложении 1 к данным "Указаниям" в форме среднего интервала между моментом аварии ЧАЭС (26.04.96, 1 час) и моментами начала и окончания радиоактивного загрязнения района - таблица 1.1.

Данные о плотности загрязнения НП Российской Федерации цезием-137 и стронцием-90 содержатся в сборниках Росгидромета.

В табл. 1.2 - 1.4 Приложения 1 содержатся исходные данные, необходимые для реконструкции изотопного состава выпадений в загрязненных районах 10-ти областей Российской Федерации. Эти данные получены путем натурных измерений Росгидромета и моделирования атмосферного переноса радиоактивного выброса Чернобыльской аварии. Для реконструкции изотопного состава выпадений к моменту их окончания в данном районе следует:

- определить дату окончания выпадений по табл. 1.1;

- определить изотопный состав загрязнения почвы на 20.05.86 по табл. 1.2;

- привести плотность загрязнения почвы l-м радионуклидом от 20.05.86 к дате окончания выпадений с помощью коэффициентов, представленных в табл. 1.3;

- вычислить активность короткоживущих радионуклидов на дату окончания выпадений с помощью табл. 1.4.

1.11. Средняя накопленная эффективная доза рассчитывается по фактическим материалам радиационного мониторинга в 1986 - 2001 гг. в регионах Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие Чернобыльской аварии, и учитывает влияние мер радиационной защиты населения. Доза внешнего облучения населения была снижена с помощью специальной инженерной дезактивации НП контролируемой территории Брянской области. Доза внутреннего облучения была эффективно снижена путем поставки в НП контролируемой территории Брянской области "радиационно чистых" пищевых продуктов (молочных, мясных и др.), запретом потребления мяса местных животных и природных пищевых продуктов, специальными мерами в сельскохозяйственном производстве в Брянской, Тульской, Калужской и др. областях Российской Федерации.

1.12. Данные "Указания" состоят из основной части и приложений. В основной части описываются требования к исходным данным, необходимым для расчета эффективной дозы внешнего и внутреннего облучения жителей загрязненной территории Российской Федерации, и методики дозиметрических расчетов. Методики составлены и приводятся применительно к наличию в различных регионах разных наборов данных радиационного мониторинга:

- радионуклидного загрязнения окружающей среды;

- мощности дозы в воздухе над открытой местностью и в населенных пунктах;

- содержания радионуклидов в сельскохозяйственных и природных пищевых продуктах, а также в организме жителей;

- индивидуальной дозы внешнего гамма-излучения.

В приложениях, относящихся к отдельным регионам Российской Федерации, представляются особенности радиоактивного загрязнения территории данного региона: дата радиоактивных выпадений, изотопный состав выпадений, список загрязненных НП и данные Росгидромета о плотности загрязнения почвы в каждом НП цезием-137 и стронцием-90, сведения об объеме мониторинга окружающей среды и пищевых продуктах, о проведении измерений содержания радионуклидов в организме жителей и индивидуальной дозы внешнего гамма-излучения. Приводятся названия и адреса организаций, хранящих указанную информацию, а также организаций, готовых выполнить расчет накопленной дозы в соответствии с настоящими "Указаниями".

1.13. При подготовке настоящих "Указаний" использованы материалы и положения отечественных и международных документов по радиационной защите:

- норм радиационной безопасности НРБ-96;

- Методических указаний ГКСЭН РФ МУ 2.7.7.001-93 от 12.03.93, МУ 2.6.1.016-93 от 27.12.93 и МУ 2.6.1.018-94;

- публикаций МКРЗ N 43, 51, 56, 60, 67;

- опыт десятилетнего дозиметрического контроля внешнего и внутреннего облучения жителей территорий, загрязненных вследствие Чернобыльской аварии.

1.14. В документе используются единицы СИ:

1.15. Настоящие Методические указания могут быть использованы в качестве инструмента оценки индивидуальной накопленной эффективной дозы облучения для жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Индивидуальная накопленная эффективная доза определяется для жителей населенных пунктов, по которым имеются данные Росгидромета о поверхностной активности цезия-137 в почве. Цель индивидуализации накопленных доз - дозиметрическое обоснование адресной направленности мер защиты населения, проживающего на радиоактивно загрязненных территориях России.

2.1.1. Методической основой реконструкции накопленной эффективной дозы является модель формирования дозы внешнего облучения населения территорий Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС. Исходными данными для построения модели явились результаты следующих исследований, выполненных на загрязненных территориях:

- гамма-спектрометрические измерения проб почвы, измерения мощностей доз гамма-излучения и моделирование процессов переноса и осаждения радиоактивной примеси в различных регионах Российской Федерации, совместный анализ результатов которых позволил установить время выпадений и изотопный состав выпавших радионуклидов, а также динамику мощности дозы в первые недели после аварии;

- измерения глубинного распределения радионуклидов цезия в пробах почвы, отобранных в течение 1986 - 1994 гг. в Брянской, Тульской, Орловской и Ленинградской областях Российской Федерации, в Беларуси и на Украине на расстояниях более 100 км от ЧАЭС, анализ результатов которого позволил описать динамику мощности дозы в воздухе за период наблюдений, а также построить прогноз на будущее;

- измерения суммарной мощности дозы гамма-излучения в воздухе, а также вклада в нее излучения естественных радионуклидов, что позволило выделить вклад излучения цезия-137 и цезия-134 аварийного происхождения в мощность дозы на типовых участках НП городского и сельского типа, включая жилые и рабочие помещения, и оценить для них значения защитных факторов;

- опрос представителей различных возрастных и профессиональных групп населения о режиме их поведения в разные сезоны года, что позволило установить значения сезонных и среднегодовых факторов уменьшения дозы для разных групп населения и типов НП;

- измерения дозы в антропоморфных фантомах с помощью термолюминесцентных детекторов, позволившие определить коэффициенты перехода от значений поглощенной дозы в воздухе к величине эффективной дозы у человека.

2.1.2. Накопленная эффективная доза внешнего облучения рассчитывается для ряда групп взрослого населения, различающихся:

условиями труда (индекс i):

- группа 1 - лица, работающие преимущественно вне помещений (механизаторы, полеводы, агрономы, шоферы, плотники, каменщики, пастухи, лесники, доярки, скотники, свинарки, зоотехники, телятницы, фуражиры, неквалифицированные с/х рабочие и т.п.);

- группа 2 - лица, работающие преимущественно внутри помещений (бухгалтеры, продавцы, учителя, экономисты, кассиры, работники общественного питания, библиотекари, медперсонал, воспитатели детсадов, работники отделений связи, промышленные рабочие и т.п.);

типом жилого здания (индекс k):

- тип 1 - одноэтажное деревянное;

- тип 2 - одноэтажное каменное;

- тип 3 - многоэтажное.

Таким образом, средняя накопленная доза внешнего облучения может быть реконструирована у шести групп взрослого населения. В сельских НП многоэтажные здания, как правило, отсутствуют, и число групп ограничивается четырьмя.

2.1.3. Результаты модельных расчетов были верифицированы путем сравнения с данными измерений индивидуальных доз внешнего облучения жителей НП различного типа в Брянской области с плотностью загрязнения почвы цезием-137 от 400 кБк/кв. м (10 Ки/кв. км) до 4000 кБк/кв. м (100 Ки/кв. км). Статистический анализ среднемесячных доз внешнего облучения жителей более 50 НП, оцененных обоими методами, показал, что погрешность расчетной методики с доверительной вероятностью 95% находится в пределах -33% - +50%.

2.2.1. Необходимый для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения жителей конкретного НП набор исходных данных, характеризующих радиационную обстановку после Чернобыльской аварии, должен включать:

- дату начала и окончания радиоактивных выпадений в НП (районе);

- среднюю поверхностную активность Cs-137 на почве в НП, приведенную к дате окончания радиоактивных выпадений;

- относительный (по отношению к Cs-137) радионуклидный состав выпадений в НП (районе), приведенный к дате окончания выпадений.

Даты и радионуклидный состав выпадений определяются на основе данных Росгидромета, представленных в Приложении 1. Значения средней поверхностной активности Cs-137 на почве в конкретных НП даны в официальных справочных изданиях Росгидромета.

2.2.2. В табл. 2.1 представлен список радионуклидов, гамма-излучение которых могло внести вклад более 0,1% в накопленную эффективную дозу внешнего облучения населения пострадавших территорий России за 1986 - 2001 гг. Там же приведены значения удельной мощности поглощенной дозы в воздухе гамма-излучения плоского изотропного источника, расположенного на границе раздела воздух - земля, используемые в дальнейших расчетах.

2.2.3. Параметры модели реконструкции накопленной дозы внешнего облучения населения, представленные в следующем разделе, оценены на основе обобщения результатов натурных измерений, перечисленных в п. 2.1.1.

2.3.1. Для расчета средней накопленной эффективной дозы внешнего облучения период 1986 - 2001 гг. разделяется на два временных интервала: первый год после Чернобыльской аварии и все последующие. При расчете дозы за первый год после аварии используются следующие положения:

- учитывается вклад в дозу внешнего облучения жителей гамма-излучения всех радионуклидов, представленных в табл. 2.1;

- из-за значительного изменения мощности дозы гамма-излучения в первые месяцы после аварии учитываются сезонные изменения факторов поведения населения.

Уравнение для мощности эффективной дозы