ОЦЕНКА ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗА СЧЕТ ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ. МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ. МУ 2.6.1.1088-02 (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 04.01.2002)


Утверждаю
Главный государственный
санитарный врач
Российской Федерации,
Первый заместитель
Министра здравоохранения
Российской Федерации
Г.Г.ОНИЩЕНКО
4 января 2002 года
Дата введения -
1 марта 2002 года
2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ, РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ
ОЦЕНКА ИНДИВИДУАЛЬНЫХ ЭФФЕКТИВНЫХ ДОЗ
ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ ЗА СЧЕТ ПРИРОДНЫХ ИСТОЧНИКОВ
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ
МУ 2.6.1.1088-02
1. Настоящие Методические указания разработаны авторским коллективом: Стамат И.П., Барковский А.Н., Крисюк Э.М. (Федеральный радиологический центр при Санкт-Петербургском НИИ радиационной гигиены), Иванов С.И., Перминова Г.С., Липатова О.В. (Департамент госсанэпиднадзора Минздрава России).
2. Утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 4 января 2002 года. Введены в действие 1 марта 2002 года.
3. Введены впервые.
1. Область применения
1.1. Настоящие Методические указания предназначены для определения индивидуальных годовых эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения в коммунальной сфере для заполнения формы государственного статистического наблюдения "N 4-ДОЗ".
Для населения, проживающего на территориях с техногенно измененным радиационным фоном, вклад радиоактивного загрязнения территории в суммарные дозы облучения населения должен определяться в соответствии с требованиями специальных методических указаний.
1.2. Требованиями настоящих Методических указаний следует руководствоваться организациям и предприятиям любой ведомственной принадлежности и формы собственности, выполняющим измерения уровней облучения населения природными источниками излучения.
1.3. Настоящими Методическими указаниями должны руководствоваться органы государственной санитарно-эпидемиологической службы в субъектах Российской Федерации, осуществляющие сбор первичной измерительной информации об уровнях облучения населения природными источниками излучения, их обработку, внесение в форму "N 4-ДОЗ" и передачу в Федеральный банк данных.
2. Термины и определения
В дополнение к принятым в НРБ-99 и ОСПОРБ-99 в настоящих Методических указаниях использованы следующие термины и определения:
2.1. Параметры радиационной обстановки - комплекс факторов, определяющих эффективные дозы облучения населения в условиях проживания.
2.2. Природные радионуклиды - радиоактивные элементы рядов
238 232 40
урана-238 ( U) и тория-232 ( Th) и калий-40 ( K).
2.3. Природные источники излучения - источники излучения,
происхождение которых связано с присутствием природных
радионуклидов в объектах среды обитания и окружающей среды, а
также космическое излучение.
2.4. Техногенно измененный радиационный фон - изменение
параметров радиационной обстановки в результате аварий прошлых
лет.
222 220
2.5. Изотопы радона - Rn (радон) и Rn - торон.
2.6. Короткоживущие дочерние продукты радона (ДПР) и торона
218 214 214
(ДПТ) - изотопы RaA ( Po), RaB ( Pb), RaC ( Bi) и ThB
212 212
( Pb), ThC ( Bi), соответственно.
2.7. Эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА)
изотопов радона А = А + 4,6 x А - взвешенная
экв экв.Rn экв.Tn
сумма объемных активностей смеси ДПР и ДПТ в воздухе, которая
создает такую же эффективную дозу внутреннего облучения, что и
смесь ДПР и ДПТ, находящихся в радиоактивном равновесии с
222 220
материнскими радионуклидами Rn и Rn.
2.8. Среднегодовое значение ЭРОА изотопов радона в воздухе
_
помещений (А ) - среднее за год значение ЭРОА изотопов радона.
экв
Наилучшим приближением к действительному среднегодовому значению
ЭРОА является его среднее значение по данным двух интегральных
измерений с экспозицией не менее двух месяцев, выполненных в
холодный и теплый периоды года.
2.9. Мощность дозы гамма-излучения в помещении - мощность дозы гамма-излучения, измеренная в центре помещения на высоте 1 м от пола. При условии отсутствия в ограждающих конструкциях помещения радиационных аномалий она характеризует среднее значение мощности дозы гамма-излучения в помещении.
2.10. Мощность дозы гамма-излучения на открытой местности - мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли на достаточном удалении от радиационных аномалий и зданий.
3. Нормативные ссылки
В настоящих Методических указаниях использованы ссылки на следующие законодательные и нормативные документы:
- Федеральный закон "О радиационной безопасности населения" N 3-ФЗ от 09.01.96;
- Федеральный закон "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения" N 52-ФЗ от 30.03.99;
- Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99;
- Приказ МЗ РФ N 219 от 24.07.97 "О создании единой государственной системы контроля и учета индивидуальных доз облучения граждан".
4. Общие положения
4.1. Наибольший вклад в дозу облучения населения вносят природные источники ионизирующих излучений - обычно от 50 до более чем 90% суммарной годовой эффективной дозы облучения.
При этом основная доля в структуре облучения населения
приходится на внутреннее облучение за счет ингаляции изотопов
222 220
радона ( Rn - радон и Rn - торон) и их короткоживущих
дочерних продуктов (ДПР и ДПТ), содержащихся в воздухе жилых и
общественных зданий и производственных помещений, а также в
приземном слое атмосферы на территории населенных пунктов.
Следующим по значимости в облучении населения, как правило, является гамма-излучение природных радионуклидов, содержащихся в строительных материалах и конструкциях зданий, а также рассеянных в окружающей среде.
В некоторых случаях существенным может быть внутреннее облучение населения за счет перорального поступления долгоживущих природных радионуклидов, содержащихся в воде источников питьевого водоснабжения и продуктах питания, а также ингаляционного поступления аэрозолей долгоживущих природных радионуклидов из атмосферного воздуха.
4.2. Перечисленные природные источники излучения в основном и определяют радиационную обстановку на территории населенного пункта (района и т.д.).
Уровни облучения населения изотопами радона, а также гамма-излучением природных радионуклидов определяют радиационную обстановку в жилых, общественных и других зданиях, в которых люди проводят большую часть времени (по оценке НКДАР ООН - около 80%).
4.3. Достаточно надежная информация об уровнях облучения населения может быть получена по результатам обследования репрезентативной выборки жилых и общественных зданий, организацию и проведение которого следует осуществлять в соответствии с Методическими рекомендациями "Выборочное обследование жилых зданий для оценки доз облучения населения. М.: Минздрав России. Утв. 29.08.00, N 11-2/206-09" [1].
Рекомендации по формированию представительной выборки объектов обследования для получения репрезентативных данных об уровнях облучения населения природными источниками излучения приведены в [1].
4.4. Настоящие Методические указания устанавливают требования к определению индивидуальных годовых эффективных доз облучения взрослого населения, включая также и критические группы населения <*>, за счет всех основных природных источников ионизирующего излучения в коммунальной сфере.
--------------------------------
<*> Для облучения природными источниками излучения людей характерным является более или менее равномерное облучение в течение всей жизни. При стандартной продолжительности жизни 70 лет оценки средней годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых людей - полученная на основе дозовых коэффициентов для взрослых и рассчитанная с учетом изменения численных значений этих коэффициентов с возрастом человека - отличаются незначительно даже в предположении одинакового потребления продуктов питания и питьевой воды. С учетом возрастных изменений потребления продуктов питания и питьевой воды эта разница оказывается существенно меньше.
Дозы облучения природными источниками излучений работников предприятий и организаций, включая и персонал, в производственных условиях определяются другими документами.
4.5. Для населения, проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном, вклад радиоактивного загрязнения территории в суммарные дозы облучения населения должен определяться в соответствии с требованиями специальных методических указаний <*>.
--------------------------------
<*> Далее в Методических указаниях, если это не требуется по контексту, под эффективными дозами облучения населения понимается суммарная доза облучения за счет всех природных источников излучения.
Для населенных пунктов, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, дозы облучения за счет техногенного загрязнения территории следует определять в соответствии с МУ 2.6.1.784-99 "Зонирование населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, по критерию годовой дозы облучения населения" [2].
Для населенных пунктов, оказавшихся в зоне влияния ПО "Маяк", дозы облучения за счет техногенного загрязнения территории следует определять в соответствии с МУ 2.6.016-93 "Определение годовой эффективной дозы облучения жителей населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии в 1957 г. на ПО "Маяк" и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча" [3].
4.6. Эффективная доза - это величина, которая используется как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности.
Исходные данные для расчета индивидуальных годовых эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения должны включать:
- данные о среднегодовых значениях эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) изотопов радона в воздухе жилых и общественных зданий, а также в атмосферном воздухе на территории населенного пункта (района и т.п.);
- данные о средних значениях мощности дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях, а также на территории населенного пункта (района и т.п.);
- информацию о содержании природных радионуклидов в воде источников питьевого водоснабжения населения;
- данные об основных компонентах рациона питания населения, годовом потреблении продуктов питания и значениях удельной активности природных радионуклидов в них;
- данные о среднегодовом содержании пыли (аэрозолей) в приземном слое атмосферного воздуха и удельной активности долгоживущих природных радионуклидов в пыли.
4.7. По характеру получаемой измерительной информации при выборочном обследовании уровней облучения населения природными источниками излучений индивидуальные годовые эффективные дозы облучения населения являются "среднегрупповыми индивидуальными дозами" группы граждан (средние по населенному пункту, критической группе населения и т.д.), имеющей сходные условия облучения, производственные и/или территориальные признаки.
Однако в соответствии с Инструкцией по заполнению формы N 4-ДОЗ "Форма государственного статистического наблюдения N 4-ДОЗ. Инструкция по заполнению. М.: Минздрав России. Утв. 28.11.01, N 11-2/283-09" [4] первичная измерительная информация, включающая данные об объектах контроля и уровнях радиационных факторов, при необходимости позволяет получить оценку индивидуальных (персональных) годовых эффективных доз облучения населения (конкретного человека, критической группы и т.п.).
5. Определение индивидуальных эффективных доз
внешнего облучения населения
5.1. Значение индивидуальной годовой эффективной дозы внешнего облучения взрослых жителей населенного пункта (района и т.п.) определяется по результатам измерений мощности дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях и на открытой местности на территории населенного пункта (района и т.п.) и рассчитывается по формуле:
_внешн. -3 _ _
E = d x 8800 x 10 x (0,2 x H + 0,8 x H ) =
ул. здан.
_ _
= d x 1,760 x (H + 4 x H ), мЗв/год, (1)
ул. здан.
в которой приняты следующие обозначения:
8800 - стандартное число часов в году;
-3
10 - коэффициент перевода мкЗв в мЗв;
0,8 и 0,2 - доля времени нахождения людей в помещениях и на
улице соответственно <*>;
--------------------------------
<*> При наличии достоверной информации о существенном отличии
этого соотношения для населения конкретной территории коэффициенты
0,8 и 0,2 могут быть заменены на их реальные значения.
_
H - среднее значение мощности дозы гамма-излучения на
i
открытой территории населенного пункта (индекс "ул.") и в жилых и
общественных зданиях (индекс "здан.") соответственно;
d - дозовый коэффициент, численное значение которого
принимается равным:
1,0 мЗв/мкЗв, если H - мощность эквивалентной (амбиентной)
i
дозы гамма-излучения, выраженная в мкЗв/час;
0,7 мЗв/мкГр, если H - мощность поглощенной дозы
i
гамма-излучения, выраженная в мкГр/час;
0,0061 мЗв/мкР, если H - мощность экспозиционной дозы
i
гамма-излучения, выраженная в мкР/час <*>.
--------------------------------
<*> Численные значения этих коэффициентов рассчитаны для
спектров гамма-излучения природных радионуклидов для случая
изотропного облучения людей.
5.2. При оценке доз внешнего облучения по формуле (1) для
населения, проживающего на территории с техногенно измененным
радиационным фоном,

РАДИАЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ МЕТАЛЛОЛОМА. МЕТОДИЧЕСКИЕ УКАЗАНИЯ. МУК 2.6.1.1087-02 (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 04.01.2002)  »
Постановления и Указы »
Читайте также