Оценка индивидуальных эффективных доз облучения за счет природных источников ионизирующего излучения

1.1. Настоящие методическиеуказания предназначены для определения индивидуальных годовых эффективных дозоблучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения вкоммунальной сфере для заполнения формы государственного статистическогонаблюдения «№ 4-ДОЗ».

Для населения, проживающегона территориях с техногенно измененным радиационным фоном, вклад радиоактивногозагрязнения территории в суммарные дозы облучения населения должен определятьсяв соответствии с требованиями специальных методических указаний.

1.2. Требованиями настоящихметодических указаний следует руководствоваться организациям и предприятиямлюбой ведомственной принадлежности и формы собственности, выполняющим измеренияуровней облучения населения природными источниками излучения.

1.3. Настоящимиметодическими указаниями должны руководствоваться органы государственнойсанитарно-эпидемиологической службы в субъектах Российской Федерации,осуществляющие сбор первичном измерительной информации об уровнях облучениянаселения природными источниками излучения, их обработку, внесение в форму «№4-ДОЗ» и передачу в Федеральный банк данных.

2. Термины иопределения

В дополнение к принятым в НРБ-99 и ОСПОРБ-99в настоящих методических указаниях использованы следующие термины иопределения:

2.1. Параметрырадиационной обстановки — комплекс факторов, определяющихэффективные дозы облучения населения в условиях проживания.

2.2. Природныерадионуклиды — радиоактивные элементы рядов урана-238 (238U) итория-232 (232Th) и калий-40 (40К).

2.3. Природныеисточники излучения — источники излучения, происхождение которыхсвязано с присутствием природных радионуклидов в объектах среды обитания иокружающей среды, а также космическое излучение.

2.4. Техногенноизмененный радиационный фон — изменение параметров радиационнойобстановки в результате аварий прошлых лет.

2.5. Изотопы радона -222Rn (радон) и 220Rn — торон.

2.6. Короткоживущиедочерние продукты радона (ДПР) и торона (ДПТ) — изотопы RaA (28Ро),RaB (2l4Pb), RaC (2l4Bi) и ThB (212Pb), ThC (2l2Bi), соответственно.

2.7. Эквивалентнаяравновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона Аэкв= Аэкв.Rп + 4,6×Аэкв.Tn — взвешенная сумма объемных активностей смеси ДПР иДПТ в воздухе, которая создает такую же эффективную дозу внутреннего облучения,что и смесь ДПР и ДПТ, находящихся в радиоактивном равновесии с материнскимиравновесия с материнскими радионуклидами 222Rn и 220Rn.

2.8. Среднегодовоезначение ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений(экв) -среднее за год значение ЭРОА изотопов радона. Наилучшим приближением кдействительному среднегодовому значению ЭРОА является его среднее значение поданным двух интегральных измерений с экспозицией не менее двух месяцев, выполненныхв холодный и теплый периоды года.

2.9. Мощность дозыгамма-излучения в помещении — мощность дозы гамма-излучения, измереннаяв центре помещения на высоте 1 м от пола. При условии отсутствия в ограждающихконструкциях помещения радиационных аномалий она характеризует среднее значениемощности дозы гамма-излучения в помещении.

2.10. Мощность дозыгамма-излучения на открытой местности -мощность дозы гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли на достаточномудалении от радиационных аномалий и зданий.

3.Нормативные ссылки

В настоящих методическихуказаниях использованы ссылки на следующие законодательные и нормативныедокументы:

·Федеральныйзакон «О радиационной безопасности населения» № 3-ФЗ от 09.01.96.

·Федеральныйзакон «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения» № 52-ФЗ от30.03.99.

·Нормырадиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99.

·ПриказМЗ РФ № 219 от 24.07.97. «О создании единой государственной системы контроля иучета индивидуальных доз облучения граждан».

4. Общиеположения

4.1. Наибольший вклад в дозуоблучения населения вносят природные источники ионизирующих излучений — обычноот 50 до более чем 90 % суммарной годовой эффективной дозы облучения.

При этом основная доля вструктуре облучения населения приходится на внутреннее облучение за счетингаляции изотопов радона (222Rn — радон и 220Rn — торон)и их короткоживущих дочерних продуктов (ДПР и ДПТ), содержащихся в воздухежилых и общественных зданий и производственных помещений, а также в приземномслое атмосферы на территории населенных пунктов.

Следующим по значимости воблучении населения, как правило, является гамма-излучение природныхрадионуклидов, содержащихся в строительных материалах и конструкциях зданий, атакже рассеянных в окружающей среде.

В некоторых случаяхсущественным может быть внутреннее облучение населения за счет пероральногопоступления долгоживущих природных радионуклидов, содержащихся в водеисточников питьевого водоснабжения и продуктах питания, а также ингаляционногопоступления аэрозолей долгоживущих природных радионуклидов из атмосферноговоздуха.

4.2. Перечисленные природныеисточники излучения в основном и определяют радиационную обстановку натерритории населенного пункта (района и т.д.).

Уровни облучения населенияизотопами радона, а также гамма-излучением природных радионуклидов определяютрадиационную обстановку в жилых, общественных и других зданиях, в которых людипроводят большую часть времени (по оценке НКДАР ООН — около 80 %).

4.3. Достаточно надежнаяинформация об уровнях облучения населения может быть получена по результатамобследования репрезентативной выборки жилых и общественных зданий, организациюи проведение которого следует осуществлять в соответствии с методическимирекомендациями «Выборочное обследование жилых зданий для оценки доз облучениянаселения. — М.: Минздрав России. Утв. 29.08.00 № 11-2/206-09» [1].

Рекомендации по формированиюпредставительной выборки объектов обследования для получения репрезентативныхданных об уровнях облучения населения природными источниками излученияприведены в [1].

4.4. Настоящие методическиеуказания устанавливают требования к определению индивидуальных годовыхэффективных доз облучения взрослого населения, включая также и критическиегруппы населения*, за счет всех основных природных источников ионизирующегоизлучения в коммунальной сфере.

Дозы облучения природнымиисточниками излучений работников предприятий и организаций, включая и персонал,в производственных условиях определяются другими документами.

* Для облучения природными источникамиизлучения людей характерным является более или менее равномерное облучение втечение всей жизни. При стандартной продолжительности жизни 70 лет, оценкасредней годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых людей, полученнаяна основе дозовых коэффициентов для взрослых, и рассчитанная с учетом изменениячисленных значений этих коэффициентов с возрастом человека, отличаютсянезначительно даже в предположении одинакового потребления продуктов питания ипитьевой воды. С учетом возрастных изменений потребления продуктов питания ипитьевой воды, эта разница оказывается существенно меньше.

4.5. Для населения,проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном, вкладрадиоактивного загрязнения территории в суммарные дозы облучения населениядолжен определяться в соответствии с требованиями специальных методическихуказаний**.

** Далее в методических указаниях, если это нетребуется по контексту, под эффективными дозами облучения населения понимаетсясуммарная 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 всоответствии с МУ 2.6.1.784-99 «Зонирование населенных пунктов РоссийскойФедерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие аварии наЧернобыльской АЭС, по критерию годовой дозы облучения населения» [2].

Для населенных пунктов,оказавшихся в зоне влияния ПО «Маяк», дозы облучения за счет техногенногозагрязнения территории следует определять в соответствии с МУ 2.6.016-93«Определение годовой эффективной дозы облучения жителей населенных пунктовРоссийской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие авариив 1957 г. на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча» [3].

4.6. Эффективная доза — этовеличина, которая используется как мера риска возникновения отдаленныхпоследствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей сучетом их радиочувствительности.

Исходные данные для расчетаиндивидуальных годовых эффективных доз облучения населения за счет природныхисточников ионизирующего излучения должны включать:

·Данныео среднегодовых значениях эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА)изотопов радона в воздухе жилых и общественных зданий, а также в атмосферномвоздухе на территории населенного пункта (района и т.п.).

·Данныео средних значениях мощности дозы гамма-излучения в жилых и общественныхзданиях, а также на территории населенного пункта (района и т.п.).

·Информациюо содержании природных радионуклидов в воде источников питьевого водоснабжениянаселения.

·Данныеоб основных компонентах рациона питания населения, годовом потреблениипродуктов питания и значениях удельной активности природных радионуклидов вних.

·Данныео среднегодовом содержании пыли (аэрозолей) в приземном слое атмосферноговоздуха и удельной активности долгоживущих природных радионуклидов в пыли.

4.7. По характеру получаемойизмерительной информации при выборочном обследовании уровней облучениянаселения природными источниками излучений индивидуальные годовые эффективныедозы облучения населения являются «среднегрупповыми индивидуальными дозами»группы граждан (средние по населенному пункту, критической группе населения ит.д.), имеющей сходные условия облучения, производственные и/илитерриториальные признаки.

Однако в соответствии сИнструкцией по заполнению Формы № 4-ДОЗ «Форма государственного статистическогонаблюдения № 4-ДОЗ. Инструкция по заполнению. — М.: Минздрав России. Утв.28.11.01 № 11-2/283-09» [3], первичная измерительная информация,включающая данные об объектах контроля и уровнях радиационных факторов, принеобходимости, позволяет получить оценку индивидуальных (персональных) годовыхэффективных доз облучения населения (конкретного человека, критической группы ит.п.).

5. Определениеиндивидуальных эффективных доз внешнего облучения населения

5.1. Значение индивидуальнойгодовой эффективной дозы внешнего облучения взрослых жителей населенного пункта(района и т.п.) определяется по результатам измерений мощности дозы гамма-излученияв жилых и общественных зданиях и на открытой местности на территориинаселенного пункта (района и т.п.) и рассчитывается по формуле:

, мЗв/год     (1)

в которой приняты следующие обозначения:

8800 — стандартное числочасов в году;

10-3 -коэффициент перевода мкЗв в мЗв;

0,8 и 0,2 -доля времени нахождения людей в помещениях и на улице соответственно*;

* При наличии достоверной информации осущественном отличии этого соотношения для населения конкретной территории,коэффициенты 0,8 и 0,2 могут быть заменены на их реальные значения.

 — среднее значение мощностидозы гамма-излучения на открытой территории населенного пункта (индекс «ул.»)и в жилых и общественных зданиях (индекс «здан.») соответственно;

d -дозовыйкоэффициент, численное значение которого принимается равным:

1,0 мЗв/мкЗв,если Нi — мощность эквивалентной(амбиентной) дозы гамма-излучения, выраженная в мкЗв/час;

0,7 мЗв/мкГр,если Нi — мощность поглощенной дозыгамма-излучения, выраженная в мкГр/час;

0,0061мЗв/мкР, если Нi — мощность экспозиционнойдозы гамма-излучения, выраженная в мкР/час.*

* Численные значения этих коэффициентоврассчитаны для спектров гамма-излучения природных радионуклидов для случаяизотропного облучения людей.

5.2. При оценке доз внешнегооблучения по формуле (1) для населения, проживающего на территории стехногенно измененным радиационным фоном, вклад техногенного загрязнения учитываетсяавтоматически в показаниях дозиметров Нi.

5.3. Для расчетовэффективных доз внешнего облучения жителей мощность дозы гамма-излучения (Hi) в помещениях и на открытой территории должна определяться с учетомуровня собственного фона дозиметра (Hф) и отклика его накосмическое излучение (Hк) по формуле:

, где                                                    (2)

Нi — показания дозиметра в точке измерений.

Численное значение параметра(Hф + Hк) определяется для каждогодозиметра индивидуально путем многократных измерений, выполненных над воднойповерхностью при глубине воды не менее 5 м на расстоянии от берега 50 м илиболее.

5.4. При оценке доз внешнегооблучения населения, проживающего на территории с техногенно измененнымрадиационным фоном в результате аварий прошлых лет или иным причинам, впоказания дозиметров может вносить вклад излучение искусственных радионуклидов.При оценке доз внешнего облучения населения на этих территориях этот вклад,определяемый по специальным методическим указаниям, должен быть вычтен изпоказаний дозиметров. Это необходимо делать в тех случаях, когда вкладискусственных радионуклидов во внешнее облучение населения превышает 10 % отэффективных доз внешнего облучения населения природными источниками.

5.5. К расчетному значениюдозы внешнего облучения, полученной по формуле (1), необходимо добавитьсоставляющую космического излучения, вклад которого в эффективную дозу внешнегооблучения населения составляет 0,40 мЗв/год (принимается одинаковой для всех регионовстраны).

6.Определение индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения населенияза счет изотопов радона и их короткоживущих дочернихпродуктов в воздухе

6.1. Значение индивидуальнойгодовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей населенногопункта (района и т.п.) за счет короткоживущих дочерних продуктов изотоповрадона в воздухе рассчитывается по данным измерений ЭРОА изотопов радона ввоздухе помещений и атмосферном воздухе на территории населенного пункта(района и т.п.) по формуле:

                          (3)

в которой приняты следующие обозначения:

9,0×10-6 — дозовыйкоэффициент [в единицах мЗв/(час×Бк/м3)], принимаемый в соответствиис докладом НК ДАР ООН за 2000 г. [4].

 — среднее значение ЭРОАизотопов радона в воздухе на открытой территории населенного пункта (индекс «ул.»)и жилых и общественных зданиях («здан.») соответственно.

Остальные обозначения в (3)те же, что и в формуле (1).

6.2. Значение Евн.Rn, полученноепо формуле (3),характеризует эффективную дозу внутреннего облучения населения за счетингаляции короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона.

Материнские радионуклиды, — 220Rn и 222Rnвносят дополнительный вклад в эту дозу, составляющую примерно 5 % от дозыоблучения за счет короткоживущих дочерних продуктов радона и торона. Этот вкладпри расчете доз облучения населения за счет изотопов радона в воздухе помещенийследует учитывать введением численного коэффициента 1,05 в формуле (8).

6.3. Если для атмосферноговоздуха на территории данного населенного пункта (района и т.п.) данные означениях  отсутствуют, то длярасчетов доз облучения населения за счет этого фактора следует принимать  = 6,5 Бк/м3в соответствии с данными [4] о среднемировых значениях ЭРОА изотопов радона вприземном слое атмосферного воздуха.

6.4. Среднегодовое значениеЭРОА изотопов радона в воздухе рассчитывается по формуле:

,                                                     (4)

в которой АэквRп и Аэкв.Тп- среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность радона иторона в воздухе соответственно.

6.5. Требования по определениюсреднегодовых значений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений приведены в [1].

7.Определение индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения населения за счетдолгоживущих природных радионуклидов в продуктахпитания и питьевой воде

7.1. Значение индивидуальнойгодовой эффективной дозы внутреннего облучения жителей за счет долгоживущихприродных радионуклидов в продуктах питания и питьевой воде зависит от годовогорациона питания населения и водопотребления, содержания природных радионуклидовв компонентах рациона питания и воде источников питьевого водоснабжения.

7.2.Среднее значение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучениявзрослых жителей за счет долгоживущих природных радионуклидов в продуктахпитания (вн.,пп) рассчитывается по формуле:

,мЗв/год,                                              (5)

в которой приняты следующие обозначения:

тi — среднеегодовое потребление i-го продукта, кг/год;

i,j — средняя удельная активность j-горадионуклида в i-ом компоненте рациона питанияжителей населенного пункта (района и т.п.), Бк/кг;

dpi — дозовыйкоэффициент для i-го радионуклида при его преоральном поступлении ворганизм с продуктами питания.

Численные значения дозовыхкоэффициентов для основных радионуклидов рядов урана и тория приведены вприлож. 1.

7.3. Среднеезначение индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослыхжителей за счет долгоживущих природных радионуклидов в питьевой воде (вн.,пв) рассчитывается по формуле*:

, мЗв/год,                                        (6)

в которой приняты следующие обозначения:

тпв — среднее годовое потреблениепитьевой воды, кг/год;

i — среднее значение удельной активности i-го радионуклида в воде источников питьевого водоснабжения жителей населенного пункта(района и т.п.), Бк/кг;

dp,i — дозовые коэффициенты,численные значения которых принимаются в соответствии сданными в прилож. 1.

* По формуле (6) рассчитывается вклад всехприродных радионуклидов в облучение населения за счет питьевой воды, кроме 222Rn. Критическим путем облучения населения засчет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход его в воздухпомещений и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктоврадона в организм. Поэтому вклад радона учитывается при определении уровнейоблучения населения за счет изотопов радона в воздухе помещений.

7.4. При наличии достовернойинформации об основных компонентах рациона питания населения и годовомпотреблении продуктов питания и питьевой воды, средние значения индивидуальнойгодовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счетдолгоживущих природных радионуклидов следует определять по формулам пп. 7.2 — 7.3.

При отсутствии данных орационе питания и годовом потреблении продуктов питания и питьевой воды,расчеты допускается проводить исходя из данных по стандартному рациону питания,характерному для населения региона, и годовому потреблению питьевой воды 730кг/год.

7.5. Среднемировое значениеэффективной дозы облучения за счет поступления долгоживущих природныхрадионуклидов уранового и ториевого рядов с продуктами питания и питьевой водойсоставляет 0,12 мЗв/год.

Этой дозе облучениясоответствует среднемировой рацион питания и содержание радионуклидов по табл. 1 [4].

Таблица 1

Среднемировые значения содержания природных радионуклидов в основныхкомпонентах рациона питания, мБк/кг

Продукт(потребление, кг/год)

238U + 234U

226Ra

228Ra

210Pb

210Po

Молоко(105)

1

5

5

40

60

Мясо(50)

2

15

10

80

60

Хлеб(140)

20

80

60

100

100

Листовыеовощи (60)

20

50

40

30

30

Корнеплоды,фрукты (170)

3

30

—

25

30

Рыба(15)

30

100

10

200

2000

Вода(500)*

1

0,5

0,5

10

5

Примечание: * При годовом потреблениипитьевой воды 730 кг/год доза внутреннего облучения людей по п. 7.6 составит 0,125 мЗв/год.

7.6. К дозе внутреннего облучения радионуклидами урановогои ториевого семейств за счет содержания их в продуктах питания и питьевой воденеобходимо прибавить вклад в эффективную дозу внутреннего облучения за счет 40К,который составляет в среднем 0,17 мЗв/год.

7.7. Для населения,проживающего на территории с техногенно измененным радиационным фоном,эффективная доза внутреннего облучения за счет техногенных радионуклидов впродуктах питания и питьевой воде должна определяться в соответствии суказаниями [2].

8.Определение индивидуальных эффективных доз внутреннего облучения населенияза счет долгоживущих природных радионуклидов ватмосферном воздухе

8.1. Эффективная дозавнутреннего облучения населения за счет ингаляционного поступления природныхрадионуклидов с пылью определяется среднегодовым содержанием пыли в приземномслое атмосферного воздуха и удельной активностью радионуклидов в пыли.

8.2. Среднемировое значениегодовой эффективной дозы внутреннего облучения населения за счет этого фактора достаточномало и составляет 0,006 мЗв/год при среднегодовом содержании пыли в атмосферномвоздухе около 50 мкг/м3.

8.3. При наличии информациио том, что в данном населенном пункте эта доза может существенно превышатьсреднемировое значение и достоверной информации о запыленности воздуха натерритории населенного пункта (района и т.п.), средние значения индивидуальнойгодовой эффективной дозы внутреннего облучения взрослых жителей за счетингаляции долгоживущих природных радионуклидов следует рассчитывать по формуле:

, мЗв/год,                             (7)

в которой приняты следующие обозначения:

1,2 — стандартный объемдыхания для взрослого человека, м3/час;

0,2 и 8800 — то же, что и вформулах (1)и (3);

j — удельная активность j-го радионуклида впыли, содержащейся в приземном слое атмосферного воздуха, кБк/кг;

 — средняя запыленность воздухана территории населенного пункта (района и т.п.), мг/м3;

dinh,j — дозовый коэффициент для j-го радионуклида, Зв/Бк.

8.4. Численные значениядозовых коэффициентов для основных радионуклидов рядов 238U и 232Th,дающих существенный вклад в дозу внутреннего облучения населения при их ингаляционномпоступлении в организм взрослого населения, приведены в прилож. 2.

При неизвестном типесоединения радионуклида в воздухе для расчета доз внутреннего облучения следуетпринимать максимальные значения дозовых коэффициентов по прилож. 2.

8.5. При оценке эффективныхдоз внутреннего облучения критической группы населения при ингаляционномпоступлении долгоживущих природных радионуклидов в организм, дозовыекоэффициенты принимаются в соответствии с данными прилож. 3.

9.Определение суммарной индивидуальной годовой эффективной дозы облучениянаселения за счет всех природных источниковионизирующего излучения

9.1. Среднее значениесуммарной индивидуальной годовой эффективной дозы облучения взрослых жителейнаселенного пункта (района и т.п.) за счет всех природных источниковионизирующего излучения определяется суммой всех ее составляющих:

, мЗв/год,                  (8)

в которой численный коэффициент 1,05 введен дляучета вклада в дозу облучения населения материнских радионуклидов, — 220Rn и 222Rn ввоздухе помещений.

Слагаемое 0,57 в формуле (8)учитывает вклад в эффективные дозы облучения населения ионизирующей компонентыкосмического излучения (0,40 мЗв/год) и внутреннее облучение за счет 40К(0,17 мЗв/год).

9.2. Наряду с суммарнымидозами облучения населения за счет природных источников излучения важнейшейхарактеристикой является относительный вклад в нее отдельных составляющих,информация о котором является основой для планирования оптимальных мероприятийпо снижению уровней облучения населения.

10.Библиографические данные

1.Выборочное обследование жилых зданий для оценки доз облучения населения.Методические рекомендации. — М.: Минздрав России. Утв. 29.08.00 № 11-2/206-09.

2.Зонирование населенных пунктов Российской Федерации, подвергшихся радиоактивномузагрязнению вследствие аварии на Чернобыльской АЭС, по критерию годовой дозыоблучения населения. МУ 2.6.1.784-99.

3.Определение годовой эффективной дозы облучения жителей населенных пунктовРоссийской Федерации, подвергшихся радиоактивному загрязнению вследствие авариив 1957 г. на ПО «Маяк» и сбросов радиоактивных отходов в реку Теча. МУ2.6.016-93.

4.Форма государственного статистического наблюдения № 4-ДОЗ. Инструкция позаполнению. — М.: Минздрав России. Утв. 28.11.01 № 11-2/283-09.

5. Sources and Effects of Ionizing Radiation.United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. UNSCEARReport to the General Assembly, VI: Sources. — UN, NY, 2000. — 654 p.

6.Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излученийи безопасного обращения с источниками излучения. — Вена: МАГАТЭ, 1997.

7. Нормы радиационнойбезопасности (НРБ-99).СП 2.6.1.758-99:Минздрав России, 1999.

Приложение 1Дозовые коэффициенты дляотдельных радионуклидов рядов урана и тория при их пероральномпоступлении в организм взрослых жителей [5]

Таблица П 1.1

Дозовые коэффициенты дляосновных* радионуклидов ряда 238U

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент припероральном поступлении, Зв/Бк

238U

4,77×109 лет

a

4,5×10-8

234Th

24,10 дней

b

3,4×10-9

234U

2,45×105 лет

a

4,9×10-8

230Th

7,70×104 лет

a

2,1×10-7

226Ra

1600 лет

a

2,8×10-7

210Pb

22,3 года

b

6,9×10-7

210Bi

5,013 дня

b

1,3×10-9

210Po

138,4 дня

a

1,2×10-6

Сумма

2,48·10-6

* Численные значения дозовых коэффициентов дляостальных радионуклидов семейства меньше минимального из приведенных в таблицев 10 и более раз.

Таблица П 1.2

Дозовые коэффициенты для основных радионуклидов ряда 232Th

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент припероральном поступлении, Зв/Бк

232Th

1,405×1010 лет

a

2,3×10-7

228Ra

5,75 лет

b

6,9×10-7

228Th

1,913 лет

a

7,2×10-8

224Ra

3,66 дней

a

6,5×10-8

Сумма

1,06×10-6

Приложение 1аДозовые коэффициенты дляотдельных радионуклидов рядов уранаи тория при их пероральном поступлении в организм критическойгруппы населения [6]

Таблица П 1.1а

Дозовые коэффициенты для основных* радионуклидов ряда 238U

Радионуклид

Критическая группа*

Дозовый коэффициент припероральном поступлении, Зв/Бк

238U

2

1,2×10-7

234Th

2

2,5×10-8

234U

2

1,3×10-7

230Th

2

4,1×10-7

226Ra

5

1,5×10-6

210Pb

2

3,6×10-6

210Bi

2

9,7×10-9

210Po

2

8,8×10-6

Примечание.*Критические группы приняты в соответствие с НРБ-99.

* Численные значения дозовых коэффициентов дляостальных радионуклидов семейства меньше минимального из приведенных в таблицев 10 и более раз.

Таблица П 1.2а

Дозовые коэффициенты дляосновных радионуклидов ряда 232Th

Радионуклид

Критическая группа*

Дозовый коэффициент припероральном поступлении, Зв/Бк

232Th

2

4,5×10-7

228Ra

5

5,3×10-6

228Th

2

3,7×10-7

224Ra

2

6,6×10-7

Примечание.*Критические группы приняты в соответствие с НРБ-99.

* Численные значения дозовых коэффициентов дляостальных радионуклидов семейства меньше минимального из приведенных в таблицев 10 и более раз.

Приложение 2Дозовыекоэффициенты для радионуклидов рядов урана и тория при их ингаляционном поступлениив организм взрослых жителей [6]

Таблица П 2.1

Дозовые коэффициенты дляотдельных радионуклидов ряда 238U

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент приингаляционном поступлении, Зв/Бк

Тип соединения — П

Максимальный

238U

4,77×109 лет

a

2,9×10-6

8,0×10-6

234Th

24,10 дней

b

6,6×10-9

7,7×10-9

234Pa

1,17 мин

b

3,8×10-10

4,0×10-10

234U

2,45×105 лет

a

3,5×10-6

9,4×10-6

230Th

7,70×104 лет

a

4,3×10-5

1,0×10-4

226Ra

1600 лет

a

3,5×10-6

9,5×10-6

214Pb

26,8 мин

b

1,4×10-8

1,5×10-8

214Bi

19,9 мин

b

1,4×10-8

1,4×10-8

210Pb

22,3 года

b

1,1×10-6

5,6×10-6

210Bi

5,013 дня

b

9,3×10-8

9,3×10-8

210Po

138,4 дня

a

3,3×10-6

4,3×10-6

Сумма

5,74×10-5

13,70×10-5

Таблица П 2.2

Дозовые коэффициенты для отдельных радионуклидов ряда 232Th

Радионуклид

Период полураспада

Тип распада

Дозовый коэффициент приингаляционном поступлении, Зв/Бк

Тип соединения — П

Максимальный

232Тh

1,405×1010 лет

a

4,5×10-5

4,5×10-5

228Ra

5,75 лет

b

2,6×10-6

1,65×10-5

228Ac

6,15 час

b

1,7×10-8

1,7×10-8

228Тh

1,913 лет

a

3,2×10-5

4,0×10-5

224Ra

3,66 дней

a

3,0×10-6

3,4×10-6

212Pb

10,64 час

b

1,7×10-7

1,9×10-7

212Bi

60,55 мин

a (36 %); b (64 %)

3,1×10-8

3,1×10-8

Сумма

8,28×10-5

10,46×10-5

Приложение 3

(справочное)

Дозовыекоэффициенты для радионуклидов рядов урана и тория при их ингаляционном поступлениив организм критической группы [6]

Таблица П 3.1

Дозовые коэффициенты дляотдельных радионуклидов ряда 238U

Радионуклид

Критическая группа*

Дозовый коэффициент приингаляционном поступлении, Зв/Бк

238U

5

3,4×10-6

234Тh

5

9,1×10-9

234Pa

4

6,8×10-10

234U

5

4,2×10-6

230Тh

6

4,3×10-5

226Ra

5

4,5×10-6

214Pb

6

1,4×10-8

214Bi

5

1,7×10-8

210Pb

5

1,3×10-6

210Bi

5

1,1×10-7

210Po

5

4,0×10-6

Примечание.*Критические группы приняты в соответствии с НРБ-99.

Таблица П 3.2

Дозовые коэффициенты для отдельных радионуклидов ряда 232Th

Радионуклид

Критическая группа*

Дозовый коэффициент приингаляционном поступлении, Зв/Бк

232Th

6

4,5×10-5

228Ra

5

4,4×10-6

228Ac

4

2,9×10-8

228Th

5

4,7×10-5

224Ra

5

3,7×10-6

212Pb

5

2,2×10-7

212Bi

5

3,8×10-8

Примечание.*Критические группы приняты в соответствии с НРБ-99.

Приложение 4

(справочное)

Составлениепредставительной выборки обследуемых жилых зданий

Достоверность оценки уровнейоблучения населения в значительной мере зависит от степени представительности(репрезентативности) выборки обследуемых зданий. Поскольку содержание радона ввоздухе помещений и мощность дозы гамма-излучения в них зависит как отгеолого-геофизических характеристик мест застройки, так и от строительных иконструктивных характеристик зданий, представительность выборки, прежде всего,должна быть обеспечена именно по этим характеристикам.

Объем выборки обследуемыхжилых единиц (квартир и односемейных жилых домов) следует определять из расчетане менее 1 % от их общего числа в регионе (районе, населенном пункте). Внаселенных пунктах с малым числом жителей плотность выборки следует увеличиватьв кратное число раз, например, 2, 5, 10 и даже 100 %, исходя из условия, чтобыв каждом населенном пункте по возможности было обследовано не менее 20 жилыхединиц.

Геолого-геофизическиеМонтаж мест застройки, влияющие на содержание радона в воздухепомещений зданий — это объемная активность радона в воздухе пор грунта наглубине 0,5 — 1,0 м (кБкм-3), поток радона с поверхности почвы(грунта) (мБк´с-1´м-2), зоныгеологических разломов. Если такая информация имеется, то проводитсяоконтуривание зон с низкой, средней и высокой потенциальной радоноопасностью.Оценивается число жителей в каждой из зон. Число обследуемых жилых единиц вэтих зонах принимается пропорциональным числу жителей в них.

При отсутствии или низкойдостоверности информации о радиационных и геолого-геофизических характеристикахмест застройки, число обследуемых жилых единиц принимается пропорциональнымчислу жителей в каждом районе, микрорайоне и т.д.

Из строительных иконструктивных характеристик зданий, которые могут влиять на содержание радонав воздухе помещений, при составлении представительной выборки жилых единиц впервую очередь необходимо учитывать этажность здания, тип межэтажных перекрытий(деревянные, бетонные), наличие подвалов под зданием и др. С учетом этиххарактеристик в городах и населенных пунктах следует выделять несколькоосновных типов зданий и оценивать число жителей вкаждом типе зданий. Число обследуемых жилых единиц выбирается пропорциональночислу жителей в здании данного типа. Распределение обследуемых жилых единиц поэтажам многоэтажных зданий также должно быть пропорционально числу жителей,проживающих на этих этажах.

Если в населенном пункте илигороде имеются здания, построенные с использованием строительных материалов свысоким содержанием природных радионуклидов, или эти материалы использовалисьдля засыпки межэтажных перекрытий, то такие здания следует выделить в отдельныйтип обследуемых объектов (зданий).

Кроме быстрого и качественного ремонта труб отопления, оказываем профессиональный монтаж систем отопления под ключ. На нашей странице по тематике отопления > resant.ru/otoplenie-doma.html < можно посмотреть и ознакомиться с примерами наших работ. Но более точно, по стоимости работ и оборудования лучше уточнить у инженера.

Для связи используйте контактный телефон ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ 8(495) 744-67-74, на который можно звонить круглосуточно.

Обратите внимание

Наша компания ООО ДИЗАЙН ПРЕСТИЖ входит в состав некоммерческой организации АНО МЕЖРЕГИОНАЛЬНАЯ КОЛЛЕГИЯ СУДЕБНЫХ ЭКСПЕРТОВ. Мы так же оказываем услуги по независимой строительной технической экспертизе.