CC BY
81
DOI: 10.21870/0131-3878-2018-27-3-91-103 УДК 614.876
Константное обеспечение для расчёта доз облучения населения. Обзор
Арутюнян Р.В., Бакин Р.И., Киселёв А.А., Краснопёров С.Н., Шведов А.М., Шикин А.В., Шинкарёв С.М.1
ФГБУ Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, Москва; 1 ФГБУ «ГНЦ РФ - Федеральный медицинский биофизический центр им. А.И. Бурназяна»
ФМБА России, Москва
При оценке и прогнозировании радиационной обстановки для определения доз облучения на основе расчётных данных о содержании радионуклидов в окружающей среде, как правило, используют дозовые коэффициенты. В настоящей работе представлен обзор доступных данных по дозовым коэффициентам, необходимых для оценки поглощённых, ОБЭ-взвешенных поглощённых, эквивалентных и эффективных доз внутреннего и внешнего облучения. Особое внимание уделено дозовым величинам, используемым в формулировках критериев и требований российских и международных документов в области радиационной безопасности. Рассмотрена текущая ситуация с методологической базой, на основе которой производится расчёт дозовых коэффициентов. Проведён анализ данных по дозовым коэффициентам для внешнего облучения, подробно рассмотрены материалы Окриджской национальной лаборатории (США), как наиболее универсальные в использовании, и позволяющие оценивать дозы от различных источников излучения в окружающей среде - загрязнённые воздух, вода и почва. Проанализированы материалы Международной комиссии по радиологической защите и Окриджской национальной лаборатории по дозовым коэффициентам для внутреннего облучения. В частности, рассмотрены особенности, касающиеся учёта полидисперсного состава аэрозольных частиц, наличия данных для оценки поглощённых и ОБЭ-взвешенных поглощённых доз за различные периоды времени после поступления активности. Сделаны выводы относительно использования данных по дозовым коэффициентам для оценки различных дозовых характеристик.
Ключевые слова: доза облучения, дозовый коэффициент, внешнее облучение, внутреннее облучение, уровни вмешательства, поглощённая доза, ОБЭ-взвешенная поглощённая доза, эквивалентная доза, эффективная доза, нормы радиационной безопасности, население, аварийное реагирование, радиоактивные аэрозоли.
Введение
Для проведения прогностических оценок уровня радиационного воздействия на население при нормальной эксплуатации и в случае возникновения аварийной ситуации на объектах использования атомной энергии (ОИАЭ) широко применяются программные коды, в которых моделируется распространение радиоактивных веществ в окружающей среде. Для оценки доз облучения человека в этих кодах, как правило, применяются дозовые коэффициенты, а в число расчётных величин входят установленные соответствующими нормативными документами дозовые функционалы, являющиеся критериями для принятия решений о мерах защиты населения.
На настоящий момент отсутствует единый полный источник данных по дозовым коэффициентам, а также единая методология использования данных различных источников. В связи с этим представляется важным проведение исследования с целью определения источников данных, содержащих необходимую информацию по дозовым коэффициентам для проведения оценок доз облучения в рассматриваемых программных комплексах, уделяя внимание также особенностям их использования.
Арутюнян Р.В.* - зам. директора, д.ф.-м.н., проф.; Бакин Р.И. - зав. лаб.; Киселёв А.А. - научн. сотр., к.т.н.; Краснопёров С.Н. - зав. отд.; Шведов А.М. - научн. сотр.; Шикин А.В. - с.н.с. ИБРАЭ РАН. Шинкарёв С.М. - зав. отд., д.т.н. ФМБЦ им. А.И. Бурназяна. •Контакты: 115191, Москва, Большая Тульская ул., 52. Тел.: +7 (495) 955-22-09; e-mail: arut@ibrae.ac.ru.
В рамках данной работы выполнен анализ доступных источников для константного обеспечения расчётно-прогностических комплексов, опираясь на рекомендации и требования НРБ-99/2009 [1], МАГАТЭ [2] и Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ) [3]. В частности, рассмотрены материалы МКРЗ и Окриджской национальной лаборатории (ORNL), содержащие дозовые коэффициенты для различных путей облучения. Следует отметить, что в основных нормах безопасности МАГАТЭ [2] для формулировки общих критериев доз острого облучения введена величина поглощённой дозы, взвешенной по относительной биологической эффективности (ОБЭ). Величины ОБЭ определены для конкретных тканей и видов излучения и характеризуют степень риска возникновения отдельных серьёзных детерминированных эффектов, значимых с точки зрения обеспечения аварийной готовности и реагирования. Расчётная оценка этой величины имеет определённую специфику и требует наличия данных по дозовым коэффициентам для различных видов облучения, что также подробно рассмотрено в настоящей статье.
Материалы и методы Методическая база для расчёта дозовых характеристик
В 2007 г. МКРЗ взамен Публикации № 60 [4] выпустила Публикацию № 103 [3], которая стала дальнейшим развитием научной и методической базы для расчёта доз облучения, моделирования рисков и оценки ущерба. Публикацией № 103 МКРЗ были внесены изменения в порядок расчёта величины эффективной дозы, расширен список органов и тканей, входящих в определение эффективной дозы, частично изменены значения взвешивающих коэффициентов для органов и тканей и видов излучений, а также регламентированы референтные воксел-фантомы взрослого условного мужчины и условной женщины. Ранее МКРЗ не регламентировала определённый фантом для проведения расчётов. На практике использовались различные математические модели, такие как гермафродитные фантомы MIRD [5] или фантомы разных возрастов [6]. Рекомендованные Публикацией № 103 МКРЗ воксел-фантомы представляют собой расчётные антропометрические фантомы на основе медицинских томографических изображений. Для описания анатомических особенностей используются малые трёхмерные объёмные элементы - вокселы, что обеспечивает высокую степень детализации описания тела человека. Подробное описание рекомендованных воксел-фантомов для возрастной категории «взрослые» появилось в 2009 г. в Публикации № 110 МКРЗ [7], что позволило с этого момента использовать их в расчётах дозовых коэффициентов для внешнего и внутреннего облучения.
В 2008 г. была выпущена Публикация № 107 МКРЗ [8], в которой представлены уточнённые данные по радиационным характеристикам для 1252 радионуклидов. Публикация № 107 вышла взамен Публикации № 38 [9], данные которой использовались МКРЗ с 1980 г. Публикация № 38 МКРЗ включает данные по 820 нуклидам, к 2008 г. эти данные были пересмотрены, список радионуклидов расширен до 922 нуклидов с периодом полураспада больше 10 минут и 330 наиболее важных нуклидов с периодом полураспада менее 10 минут. Таблицы содержат всю необходимую информацию по радионуклидам для расчёта дозовых характеристик, включая период полураспада, тип распада, энергию и интенсивность излучений, дочерние продукты, коэффициенты ветвления. Считается, что Публикация № 107 МКРЗ полностью обеспечивает современные потребности исследований в области ядерной медицины, радиационной безопасности и защиты от излучений, медицинской физики и радиационной гигиены.
Выход указанных выше публикаций потребовал пересмотра существующих данных по дозовым коэффициентам. В МКРЗ проводится работа [10, 11] по получению дозовых коэффициентов с учётом последних публикаций, однако, принимая во внимание трудоёмкость процедур расчёта и подготовки исходных данных, такая работа займёт значительное время. В настоящее же время выпущены Публикации №№ 130, 134 и 137 МКРЗ [12-14], содержащие новые данные по внутреннему облучению персонала, и Публикация № 116 МКРЗ [15] с обновлёнными данными по коэффициентам конверсии для внешнего облучения. При этом наиболее полным сборником данных по дозовым коэффициентам внутреннего облучения остаётся Публикация № 119 МКРЗ [16], а данные МКРЗ по внешнему облучению от активности, распределённой в окружающей среде (например, в результате загрязнения воздуха и почвы), отсутствуют.
Результаты и обсуждение Внешнее облучение
Публикация № 116 МКРЗ «Коэффициенты для оценок величин, используемых в области радиологической защиты, при внешнем облучении персонала» [15] содержит коэффициенты конверсии для фотонов и электронов, представляющие собой дозы на единицу флюенса моноэнергетических частиц для 6-ти стандартных геометрий облучения тела человека: передне-задней (AP), задне-передней (PA), правой и левой боковой (RLAT, LLAT), ротационной (ROT) и изотропной (ISO). Такое же представление коэффициентов по внешнему облучению использовалось МКР3 и ранее [16, 17]. Следует отметить, что данные геометрии отражают, прежде всего, возможные случаи облучения персонала на рабочем месте [10, 15] и не относятся к геометриям, характерным для условий облучения от радиоактивных веществ, распределённых в окружающей среде.
В существующих программных комплексах, как правило, рассматривается внешнее облучение от радиоактивного облака и от выпадений на почву, оценки доз выполняются для отдельных радионуклидов. В связи с этим использование коэффициентов из [15-17] для расчёта дозовых коэффициентов по внешнему облучению представляется нецелесообразным, так как это требует проведения дополнительных трудоёмких расчётов и оценки ошибок вследствие применения коэффициентов, не соответствующих геометрии облучения.
В отличие от коэффициентов конверсии МКРЗ [15-17], дозовые коэффициенты Окридж-ской национальной лаборатории [18, 19] рассчитаны отдельно для каждого радионуклида (825 нуклидов) и представляют собой мощности эквивалентной и эффективной дозы от единичной концентрации радионуклида в окружающей среде. Однако, эти данные получены на основе прежней методической базы: Публикации № 60 МКРЗ и с использованием радиационных характеристик радионуклидов Публикации № 38 МКРЗ.
В [18, 19] приведены дозовые коэффициенты по эквивалентным дозам для 25 органов и тканей и эффективной дозе для следующих сценариев облучения:
• погружение в облако (источник в виде полубесконечного облака с равномерно распределённой по объёму активностью);
• погружение в воду (бесконечный бассейн, заполненный водой с равномерно распределённой по объёму активностью);
• облучение от загрязнённой почвы (бесконечный плоский изотропный поверхностный источник, бесконечный плоский изотропный объёмный источник толщиной 1, 5, 15 см, а также бесконечной толщины).
Вследствие короткого пробега в биологической ткани принималось, что электроны вносят вклад только в облучение кожи. В качестве фантома использовался модифицированный гер-мафродитный фантом Christy [6, 18] взрослого человека. Согласно [20], применение данных дозовых коэффициентов для других возрастных групп приводит, как правило, к относительно небольшим (<30%) ошибкам. Однако в ряде случаев, например, при расчёте доз облучения некоторых внутренних органов детей от источников излучения с энергией менее 100 кэВ, могут возникнуть ошибки величиной до 2-3 раз. Ожидается при этом, что ошибки, связанные с различием в возрасте, будут невелики по сравнению с ошибками, возникающими в результате использования упрощённых сценариев облучения [20].
Следует отметить, что данные [18, 19] могут быть использованы для оценки поглощённых доз внешнего облучения, так как вследствие равенства единице взвешивающих коэффициентов для фотонов и электронов [3, 4] численные значения дозовых коэффициентов по эквивалентной и поглощённой дозе совпадают, а вкладом а-излучения в дозу внешнего облучения в рассматриваемых условиях можно пренебречь.
В настоящее время в ORNL завершается работа по подготовке нового документа (Federal Guidance Report N 15) [21], который должен будет заменить [18]. Документ будет включать до-зовые коэффициенты по внешнему облучению от загрязнённого воздуха, воды и почвы для 1252 радионуклидов, рассчитанные на основе Публикаций № 103, 107 МКРЗ. Впервые дозовые коэффициенты для расчёта доз внешнего облучения населения и персонала будут представлены в зависимости от возраста для 6 возрастных групп, а также отдельно для взрослых мужчины и женщины.
Дозиметрические модели программных комплексов прогнозирования распространения радионуклидов в окружающей среде в результате радиационных аварий для оценок доз облучения используют также и другие модели источников излучения, не рассмотренные в [18, 19]. Например, в [22], где реализована лагранжева модель распространения радиоактивных веществ, доза внешнего облучения от проходящего облака определяется как суперпозиция дозы от шара конечных размеров с равномерным распределением радионуклидов и удалённого точечного источника [23]. В [24] оценки дозы внешнего облучения от проходящего облака производятся в виде взвешенной суперпозиции модели линейного источника с постоянной по длине плотностью загрязнения и модели полубесконечного облака с равномерно распределённой активностью. В тех случаях, когда отсутствуют необходимые данные по дозовым коэффициентам, на практике, как правило, используются оценки дозы внешнего облучения по поглощённой дозе в ткани, рассчитываемой на основе инженерной методики [25-27].
Внутреннее облучение
В период с 2015 по 2017 гг. вышли Публикации №№ 130, 134 и 137 МКРЗ, содержащие дозовые коэффициенты для персонала при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов. Данные были получены на основе современной методической базы: Публикации № 103 МКРЗ, обновлённых данных по радиационным характеристикам нуклидов [8] и новых фантомов (мужчина и женщина) возрастной категории «взрослые» [7]. Аналогичные данные по дозовым коэффициентам по внутреннему облучению для населения в настоящее время отсутствуют, для их получения требуется проведение дальнейших работ, связанных, в частности, с разработкой новых фантомов различных возрастов [10].
Дозовые коэффициенты для населения и персонала при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов, полученные на основе рекомендаций Публикации № 60 МКРЗ и данных Публикации № 38 МКРЗ, приведены в Публикации № 119 МКРЗ [16]. Данная публикация, выпущенная в 2012 г., представляет собой компиляцию, составленную из материалов Публикаций № 68 [28], 72 [29] и 74 [17] с некоторыми исправлениями и дополнениями. Дозовые коэффициенты из Публикации № 119 МКРЗ приводятся также в приложениях документа МАГАТЭ М0НБ-2014 [2] и рекомендованы к использованию до появления пересмотренных данных.
Расширенная версия данных Публикации № 119 МКРЗ по внутреннему облучению представлена в виде электронной базы дозовых коэффициентов ICRPdose [30]. База данных содержит дозовые коэффициенты, представляющие собой эквивалентные дозы на органы и ткани (включая те, для которых Публикацией № 60 МКРЗ в явном виде заданы взвешивающие коэффициенты, и принадлежащие категории «остальные»), и эффективные дозы от единичного поступления для 774 радионуклидов, рассмотренных в Публикациях № 68 [28] и № 72 [29]. Дозо-вые коэффициенты приведены для различных возрастных групп населения, определённых МКРЗ (табл. 1); 10-ти периодов интегрирования ожидаемых доз: 1, 7, 30 дней, 1, 5, 10, 20, 30, 45 лет, до 70 лет; 10 значений активностного медианного аэродинамического диаметра (АМАД) аэрозолей: 0,001, 0,003, 0,01, 0,03, 0,1, 0,3, 1, 3, 5, 10 мкм; а также различных типов лёгочного поглощения и факторов переноса в кишечнике.
Таблица 1
Возрастные группы, принятые МКРЗ [16, 30]
Возрастная группа Возрастной диапазон, годы
3 месяца (новорождённые) > 0 < 1
1 > 1 < 2
5 > 2 < 7
10 > 7 < 12
15 > 12 < 17
взрослые > 17
При учёте размера частиц использовалось логнормальное распределение со стандартным геометрическим отклонением (СГО), зависящим от АМАД и возрастающим от 1 при АМАД=1 нм до 2,5 при АМАД>1,0 мкм [31], плотность частиц бралась равной 3 г/см3, фактор формы - 1,5 [31]. По умолчанию МКРЗ рекомендованы следующие значения АМАД: для персонала - 5 мкм [28], для населения - 1 мкм [32].
При оценках доз в случае ингаляционного поступления активности в виде аэрозольных частиц МКРЗ [16] используется деление химических соединений на 3 типа в зависимости от скорости перехода радионуклидов из лёгких в кровь (типы лёгочного поглощения):
• тип («М») - медленно растворимые соединения;
• тип «M» («П») - соединения, растворимые с промежуточной скоростью;
• тип («Б») - быстрорастворимые соединения.
В скобках приведены обозначения, принятые в НРБ-99/2009. В базе ICRPdose дозовые коэффициенты по ингаляционному поступлению радионуклидов даны раздельно для указанных выше типов лёгочного поглощения. Рекомендации по выбору типа растворимости приведены в НРБ-99/2009, соответствующих публикациях МКРЗ, а также в М0НБ-2014. При наличии информации о химическом соединении элемента для определения типа лёгочного поглощения можно воспользоваться, например, таблицей Ш.2С документа М0НБ-2014 (по данным [28]). Рекомен-
дованные типы поглощения для различных нуклидов при отсутствии какой-либо информации о соединении указаны в таблице III.2F документа М0НБ-2014 (на основе [29]), при этом, такой выбор не всегда является консервативным.
Для перорального поступления одному нуклиду в ICRPdose может соответствовать несколько значений дозовых коэффициентов, различающихся величиной относительного поглощения в желудочно-кишечном тракте (фактора переноса в кишечнике) f1. Определить значение f1 для данного химического соединения можно на основе таблицы III.2B М0НБ-2014 (по данным [28]).
Для расчёта данных, представленных в ICRPdose, использовали дозиметрические и биокинетические модели на основе Публикаций № 30 (части 1-4), 56, 67, 69, 71, 72 МКРЗ. Расчёты проводились с учётом вклада всех дочерних продуктов, образующихся после поступления материнского радионуклида.
Наряду с данными МКРЗ находят своё применение дозовые коэффициенты по внутреннему облучению, полученные ORNL на основе методик [20]. К отличительным особенностям указанных баз данных относятся широкие возможности по учёту полидисперсного состава частиц [33], а также наличие данных по поглощённым дозам на органы и ткани за различные периоды времени [33, 34]. Первое представляется особенно важным при рассмотрении аварийных ситуаций, сопровождающихся пожарами и/или взрывами, когда отказ от учёта реального полидисперсного состава выброса может привести к существенным ошибкам в оценках дозо-вых функционалов. Второе необходимо для расчёта некоторых дозовых величин, определённых в НРБ-99/2009 и М0НБ-2014 как критериев для принятия решений по обеспечению радиационной защиты в случае аварий.
Дозовые коэффициенты ORNL [33] для внутреннего облучения получены с использованием последних данных по радиационным характеристикам нуклидов [8]. Список включает 888 радионуклидов с периодом полураспада >10 минут. Период интегрирования для ожидаемых эквивалентных и эффективных доз - до 70 лет. Программа DCFPAK [34] имеет следующие возможности по выбору размера аэрозольных частиц:
• монодисперсные частицы: задаётся значение АМАД (0,0001^200 мкм);
• полидисперсные частицы:
■ логнормальное распределение МКРЗ: задаётся значение АМАД (0,001-10 мкм), применяется значение СГО, принятое МКРЗ по умолчанию для данного АМАД;
■ логнормальное распределение: задаются АМАД и СГО;
■ произвольное распределение: задаётся в виде гистограммы по аэродинамическому либо физическому диаметру частиц.
Дозовый коэффициент для заданного размера частиц рассчитывается как линейная комбинация дозовых коэффициентов для 9 отделов респираторного тракта (модель МКРЗ [31]) с соответствующими долями отложения в этих отделах:
9
D„ = V p. d., , (1)
i = 1
где Dk,m - дозовый коэффициент для органа k и возрастной группы m; - доля отложения вещества, поступающего ингаляционным путём, в отделе i респираторного тракта для возрастной группы m; di:k:m - дозовый коэффициент для органа k и возрастной группы m, рассчитанный в предположении единичного отложения радионуклида в отделе i.
Программа ORNL AcuteDose Code [34] позволяет получать дозовые коэффициенты по поглощённым дозам отдельно для видов излучения с высокой и низкой линейной передачей энер-
гии (ЛПЭ) за произвольные периоды времени. Расчёт дозовых коэффициентов производится путём численного интегрирования значений мощности дозы по времени, рассчитанных при подготовке [20]. При этом данные по ингаляционному поступлению можно получить только для частиц с АМАД=1 мкм (данное значение принято МКРЗ по умолчанию для населения).
Во всех указанных выше источниках данных ORNL дозовые коэффициенты по внутреннему облучению представлены для 6-ти возрастных групп лиц из числа населения (табл. 1) и 3 типов поглощения в лёгких «F», «M», «S». Эффективные дозы рассчитывались в соответствии с определением Публикации № 60 МКРЗ, применялись дозиметрические и биокинетические модели на основе Публикаций № 56, 67, 69, 71, 72 МКРЗ за некоторыми исключениями, указанными в [20].
Выводы
Для проведения прогностических оценок доз внутреннего и внешнего облучения в программных комплексах по оценке последствий радиационных аварий возникает необходимость использования дозовых коэффициентов из различных источников данных.
МРКЗ предоставляет дозовые коэффициенты только для внутреннего облучения (ингаляционное и пероральное поступление). Последним на настоящий момент сборником данных по внутреннему облучению, содержащим полученные на основе Публикации № 60 МКРЗ дозовые коэффициенты по эквивалентным и эффективным дозам, является Публикация № 119 МКРЗ. Эти данные рекомендованы МОНБ-2014 до их пересмотра с целью учёта рекомендаций Публикации № 103 МКРЗ. При этом материалы МКРЗ не содержат данных для расчёта поглощённых и ОБЭ-взвешенных поглощённых доз на органы и ткани, необходимых для сравнения с рядом критериев, установленных в российских и международных документах (НРБ-99/2009 и МОНБ-2014). Для ингаляционного поступления радионуклидов данные МКРЗ ограничены рассмотрением частиц с логнормальным распределением по размеру (АМАД=0,001^10 мкм), что является недостаточным для проведения корректных оценок дозовых характеристик при моделировании аварий, сопровождающихся пожарами и/или взрывами. В НРБ-99/2009 содержится набор дозовых коэффициентов для оценок доз внутреннего облучения, однако значения приведены только для эффективной дозы, АМАД=1 мкм и критической группы населения.
Для оценок доз внешнего облучения МКРЗ рекомендует использовать коэффициенты конверсии (Публикация № 116 МКРЗ), приведённые на единицу флюенса моноэнергетического излучения для 6-ти стандартных геометрий облучения. Указанные геометрии облучения характерны, прежде всего, для профессионального облучения, использование этих коэффициентов в рассматриваемых программных комплексах представляется неэффективным. НРБ-99/2009 также содержат коэффициенты конверсии, но на основе более ранних публикаций МРКЗ, при этом данные ограничиваются коэффициентами по эффективным дозам и эквивалентным дозам для ограниченного числа органов и тканей. Отсутствие необходимых данных по дозовым коэффициентам частично позволяют компенсировать данные ORNL [19, 32, 33], полученные на основе [18, 20]. Эти данные не являются рекомендованными справочными значениями («reference values»), однако, широко применяются на практике для оценок доз, в том числе и МАГАТЭ [35, 36].
Таким образом, на основе проведённого анализа и с учётом сложившейся практики использования дозовых коэффициентов [22, 37, 38] в программных комплексах по прогнозирова-
нию радиационной обстановки авторами работы предлагается использовать следующие источники данных по дозовым коэффициентам.
Публикация № 119 МКРЗ [16, 20] - дозовые коэффициенты для эквивалентных и эффективных доз внутреннего облучения.
Данные ORNL [33, 34] - дозовые коэффициенты по поглощённым дозам внутреннего облучения за различные периоды времени. Вклад в дозу компонентов излучения с низкой и высокой ЛПЭ приводится раздельно, что позволяет использовать эти данные для оценки ОБЭ-взвешенных поглощённых доз внутреннего облучения, применяя процедуру взвешивания со значениями ОБЭ, характеризующими детерминированные эффекты и указанными в [2]. Кроме того, [33] содержит необходимую информацию для оценки доз облучения при ингаляционном поступлении монодисперсных частиц (0,0001^200 мкм), а также в случае произвольного распределения частиц по размерам.
Данные ORNL [18, 19] - дозовые коэффициенты по эквивалентным и эффективным дозам внешнего облучения от радионуклидов, распределённых в воздухе, воде и почве (в ORNL готовится к выходу итоговый документ [21], который заменит [18]).
Отметим также некоторые аспекты использования перечисленных выше материалов. Так как эквивалентные и поглощённые дозы от фотонов и электронов численно совпадают, данные [18, 19] могут быть использованы для оценок поглощённых и ОБЭ-взвешенных поглощённых доз внешнего облучения. При отсутствии в [18, 19] необходимых моделей источников, как правило, применяется упрощённый подход для оценки доз на основе расчёта поглощённой дозы в биологической ткани [23, 27]. При оценке доз внутреннего облучения населения за счёт ингаляции для стандартных атмосферных выбросов предлагается использовать дозовые коэффициенты для АМАД=1 мкм в соответствии с [1-3], а также руководствоваться рекомендациями [1, 2] по выбору типа растворимости в зависимости от физико-химической формы веществ.
Литература
1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. СанПиН 2.6.1.2523-09. М.: Минздрав России, 2009. 225 с.
2. Международное агентство по атомной энергии. Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности. Общие требования безопасности, часть 3. GSR Part 3. Вена: МАГАТЭ, 2015.
3. Публикация 103 Международной комиссии по радиационной защите (МКРЗ). Пер с англ. /Под общей ред. М.Ф. Киселёва и Н.К. Шандалы. М.: ООО ПКФ «Алана», 2009.
4. ICRP, 1991. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60 //Ann. ICRP. 1991. V. 21, N 1-3. 215 p.
5. Snyder W.S., Ford M.R., Warner G.G., Fisher H.L. Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) Pamphlet N 5 //J. Nucl. Med. 1969. V. 10, Suppl. 3. P. 7-52.
6. Cristy M., Eckerman K.F. Specific absorbed fractions of energy at various ages from internal photon sources. I. Methods, ORNL/TM-8381/V1. Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory, 1987.
7. ICRP, 2009. Adult reference computational phantoms. ICRP Publication 110 //Ann. ICRP. 2009. V. 32, N 2. 166 p.
8. ICRP, 2008. Nuclear decay data for dosimetric calculations. ICRP Publication 107 //Ann. ICRP. 2008. V. 38, N 3. 120 p.
9. ICRP, 1983. Radionuclide transformations - energy and intensity of emissions. ICRP Publication 38 //Ann. ICRP. 1983. V. 11-13. 1200 p.
10. ICRP, 2016. Proceedings of the Third International Symposium on the System of Radiological Protection //Ann. ICRP. 2016. V. 45, N 1S. 332 p.
11. International Commission on Radiological Protection (ICRP). Available at: http://www.icrp.org.
12. ICRP, 2015. Occupational intakes of radionuclides: Part 1. ICRP Publication 130 //Ann. ICRP. 2015. V. 44, N 2. 188 p.
13. ICRP, 2016. Occupational intakes of radionuclides: Part 2. ICRP Publication 134 //Ann. ICRP. 2016. V. 45, N 3/4. 352 p.
14. ICRP, 2017. Occupational intakes of radionuclides: Part 3. ICRP Publication 137 //Ann. ICRP. 2017. V. 46, N 3/4. 487 p.
15. ICRP, 2010. Conversion coefficients for radiological protection quantities for external radiation exposures. ICRP Publication 116 //Ann. ICRP. 2010. V. 40, N 2-5. 258 p.
16. ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119 //Ann. ICRP. 2012. V. 41. 130 p.
17. ICRP, 1996. Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation. ICRP Publication 74 //Ann. ICRP. 1996. V. 26, N 3-4. 220 p.
18. Eckerman K.F., Jeffrey C. Federal Guidance Report 12. External exposure to radionuclides in air, water, and soil. EPA-402-R-93-081. Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory; Washington, DC: US Environmental Protection Agency, 1993.
19. Eckerman K.F., Sjoreen A.L. Radiological toolbox user's manual. NUREG/CR-7166, ORNL/TM-2013/16. Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory, 2013.
20. Eckerman K.F., Leggett R.W., Nelson C.B., Puskin J.S., Richardson A.C.B. Federal Guidance Report 13. Cancer risk coefficients for environmental exposure to radionuclides: CD Supplement. EPA 402-C-99-
001. Oak Ridge: Oak Ridge National Laboratory; Washington, DC: US Environmental Protection Agency, 1999.
21. ORNL. Center for Radiation Protection Knowledge. Available at: https://www.ornl.gov/ crpk/FGR15.
22. Нострадамус. Компьютерная система прогнозирования и анализа радиационной обстановки на ранней стадии аварии на АЭС. Инструкция пользователя. ИБРАЭ РАН, инв. № 3429. М., 2001.
23. Методические указания по расчёту радиационной обстановки в окружающей среде и ожидаемого облучения населения при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу (МПА-98). М.: Минатом России, 1998.
24. Богатов С.А., Киселев А.А., Шведов А.М. Методические подходы для оценок радиационной обстановки, ожидаемого облучения и эффективности контрмер при кратковременных выбросах радиоактивных веществ в атмосферу в модели ПРОЛОГ: Препринт ИБРАЭ № IBRAE-2011-02. M., 2011.
25. Gamma-ray attenuation coefficients and buildup factors for engineering materials. American National Standard, ANSI/ANS-6.4.3-1991, 1991.
26. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник. 4-е изд., пере-раб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1995. 496 с.
27. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1986. 224 с.
28. ICRP, 1994. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 68 //Ann ICRP. 1994. V. 24, N 4. 110 p.
29. ICRP, 1995. Age-dependent doses to the members of the public from intake of radionuclides. Part 5 Compilation of ingestion and inhalation coefficients. ICRP Publication 72 //Ann. ICRP. 1995. V. 26, N 1. 100 p.
30. The ICRP database of dose coefficients: workers and members of the public. CD 1 Ver. 2.01. New York: ICRP, Elsevier Science, 2001.
31. ICRP, 1994. Human respiratory tract model for radiological protection. ICRP Publication 66 //Ann. ICRP. 1994. V. 24, N 1-3. 488 p.
32. ICRP, 1995. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides. Part 4 Inhalation dose coefficients. ICRP Publication 71 //Ann. ICRP. 1995. V. 25, N 3-4. 415 p.
33. Eckerman K.F., Leggett R.W. User guide to DCFPAK 3.0. Oak Ridge: Environmental Sciences Division, Oak Ridge National Laboratory, 2013.
34. Eckerman K.F. AcuteDose code. Version 1.2. ORNL, 2012.
35. Dangerous quantities of radioactive material (D-values), emergency preparedness and response. EPR-D-VALUES 2006. Vienna: IAEA, 2006.
36. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments. IAEA-TECDOC-1432. Vienna: IAEA, 2005.
37. Бакин Р.И., Киселёв А.А., Шведов А.М., Шикин А.В. О вычислительных ошибках при расчёте длинных цепочек радиоактивного распада //Атомная энергия. 2017. Т. 123, № 6. С. 334-338.
38. Методические рекомендации по расчёту нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ из организованных источников в атмосферный воздух применительно для организаций Госкорпорации «Росатом». М., 2014.
Availability of constants data for estimating radiation doses to the general population.
Review
Arutunyan R.V., Bakin R.I., Kiselev A.A., Krasnoperov S.N., Shvedov A.M., Shikin A.V., Shinkarev S.M.1
Nuclear Safety Institute of the RAS, Moscow; 1 State Research Center - A. Burnasyan Federal Medical Biophysical Center of FMBA RF, Moscow
One of tasks to be solved when estimating radiation situation and forecasting its development is modeling distribution of radionuclides in the environment and calculating radiation doses to the general public using dose coefficients. However unified database of dose coefficients and unified approach to the data use are unavailable. The authors set a goal to analyze available sources of dose coefficients for estimating absorbed, RBE-weighted absorbed, equivalent and effective doses of internal and external radiation exposure. Special attention they have paid to the dosimetry terms used for the description of criteria in the national and international documents on radiological safety. The authors analyzed methodological basis and database of dose coefficients used for calculating doses of external exposure. Collections of dose coefficients for estimation of doses of internal radiation exposure given in publications of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) are analyzed as well. The Oak Ridge National Laboratory (ORNL) possesses the most universal collection of models, data files, computer codes, and help files. ORNL data can be used for estimating doses of exposure to various environmental radiation sources, presenting in the air, the water and the soil. The authors have considered the specific allowance for polydisperse composition of aerosols and data used for estimation of absorbed and RBE-weighted absorbed doses in different time intervals after contamination with radionuclides. Having analyzed the databases and taking into account gained experience in the use of dose coefficients in software packages for prediction of radiation situation development the authors advise researchers to use dose coefficients available in the ICRP Publication 119 and in the ORNL for estimating equivalent and effective doses of internal radiation exposure (ICRP) and for estimating time-dependent absorbed doses of internal radiation exposure (ONRL).
Key words: radiation dose, dose coefficient, external exposure, internal exposure, intervention levels, absorbed dose, RBE weighted absorbed dose, equivalent dose, effective dose, radiation safety standards, population, emergency response, radioactive aerosols.
References
1. Normy radiacionnoj bezopasnosti NRB-99/2009 [Radiation Safety Standard NRB-99/2009]. SanPiN 2.6.1.2523-09. Moscow, Russian Ministry of Health, 2009. 225 p. (In Russian).
2. Radiation protection and safety of radiation sources: International Basic Safety Standards. IAEA Safety Standards Series. General Safety Requirements Part 3. IAEA, Vienna, 2014.
3. The 2007 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 103. Ann. ICRP, 2007, vol. 37, no. 2-4. 332 p.
4. ICRP, 1991. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Ann. ICRP, 1991, vol. 21, no. 1-3. 215 p.
5. Snyder W.S., Ford M.R., Warner G.G., Fisher H.L. Medical Internal Radiation Dose Committee (MIRD) Pamphlet N 5. J. Nucl. Med., 1969, vol. 10, suppl. 3, pp. 7-52.
6. Cristy M., Eckerman K.F. Specific absorbed fractions of energy at various ages from internal photon sources. I. Methods, ORNL/TM-8381/V1. Oak Ridge, Oak Ridge National Laboratory, 1987.
7. ICRP, 2009. Adult reference computational phantoms. ICRP Publication 110. Ann. ICRP, 2009, vol. 32, no. 2. 166 p.
Arutunyan R.V.* - Deputy Director, D. Sc., Phys.-Math., Prof.; Bakin R.I. - Head of Lab.; Kiselev A.A. - Researcher, C. Sc., Tech.; Krasnoperov S.N. - Head of Dep.; Shvedov A.M. - Researcher; Shikin A.V. - Senior Researcher. IBRAE RAN. Shinkarev S.M. - Head of Dep., D. Sc., Tech. SRC-FMBC.
"Contacts: 52 Bolshaya Tulskaya str., Moscow, Russia, 115191. Tel.: +7 (495) 955-22-09; e-mail: arut@ibrae.ac.ru.
8. ICRP, 2008. Nuclear decay data for dosimetric calculations. ICRP Publication 107. Ann. ICRP, 2008, vol. 38, no. 3. 120 p.
9. ICRP, 1983. Radionuclide transformations - energy and intensity of emissions. ICRP Publication 38. Ann. ICRP, 1983, vol. 11-13. 1200 p.
10. ICRP, 2016. Proceedings of the Third International Symposium on the System of Radiological Protection. Ann. ICRP, 2016, vol. 45, no. 1S. 332 p.
11. International Commission on Radiological Protection (ICRP). Available at: http://www.icrp.org.
12. ICRP, 2015. Occupational intakes of radionuclides: Part 1. ICRP Publication 130. Ann. ICRP, 2015, vol. 44, no. 2. 188 p.
13. ICRP, 2016. Occupational intakes of radionuclides: Part 2. ICRP Publication 134. Ann. ICRP, 2016, vol. 45, no. 3/4. 352 p.
14. ICRP, 2017. Occupational intakes of radionuclides: Part 3. ICRP Publication 137. Ann. ICRP, 2017, vol. 46, no. 3/4. 487 p.
15. ICRP, 2010. Conversion coefficients for radiological protection quantities for external radiation exposures. ICRP Publication 116. Ann. ICRP, 2010, vol. 40, no. 2-5. 258 p.
16. ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP, 2012, vol. 41. 130 p.
17. ICRP, 1996. Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation. ICRP Publication 74. Ann. ICRP, 1996, vol. 26, no. 3-4. 220 p.
18. Eckerman K.F., Jeffrey C. Federal Guidance Report 12. External exposure to radionuclides in air, water, and soil. EPA-402-R-93-081. Oak Ridge, Oak Ridge National Laboratory; Washington, DC, US Environmental Protection Agency, 1993.
19. Eckerman K.F., Sjoreen A.L. Radiological toolbox user's manual. NUREG/CR-7166, ORNL/TM-2013/16. Oak Ridge, Oak Ridge National Laboratory, 2013.
20. Eckerman K.F., Leggett R.W., Nelson C.B., Puskin J.S., Richardson A.C.B. Federal Guidance Report 13. Cancer risk coefficients for environmental exposure to radionuclides: CD Supplement. EPA 402-C-99-001. Oak Ridge, Oak Ridge National Laboratory; Washington, DC, US Environmental Protection Agency, 1999.
21. ORNL. Center for Radiation Protection Knowledge. Available at: https://www.ornl.gov/ crpk/FGR15.
22. Nostradamus. Komp'juternaja sistema prognozirovanija i analiza radiacionnoj obstanovki na rannej stadii avarii na AJeS [A computer system for the prediction and analysis of the radiation situation at an early stage of an accident at a nuclear power plant]. User's Manual. Moscow, IBRAE RAS, 2001. (In Russian).
23. Metodicheskie ukazanija po raschetu radiacionnoj obstanovki v okruzhajushhej srede i ozhidaemogo obluchenija naselenija pri kratkovremennyh vybrosah radioaktivnyh veshhestv v atmosferu (MPA-98) [Methodological guidelines for the calculation of the radiation situation in the environment and the expected exposure of the population with short-term releases of radioactive substances into the atmosphere]. Moscow, Minatom of Russian Federation, 1998. (In Russian).
24. Bogatov S.A., Kiselev A.A., Shvedov A.M. Metodicheskie podhody dlja ocenok radiacionnoj obstanovki, ozhidaemogo obluchenija i jeffektivnosti kontrmer pri kratkovremennyh vybrosah radioaktivnyh veshhestv v atmosferu v modeli PROLOG [Methodological approaches for assessing the radiation situation, the expected exposure and the effectiveness of countermeasures for short-term releases of radioactive substances into the atmosphere in PROLOG]. IBRAE Preprint №IBRAE-2011-02. Moscow, 2011. (In Russian).
25. Gamma-ray attenuation coefficients and buildup factors for engineering materials. American National Standard, ANSI/ANS-6.4.3-1991, 1991.
26. Mashkovich V.P., Kudrjavceva A.V. Zashhita ot ionizirujushhih izluchenij: Spravochnik [Protection against ionizing radiation: Handbook]. Moscow, Energoatomizdat, 1995. 496 p. (In Russian).
27. Gusev N.G., Beljaev V.A. Radioaktivnye vybrosy v biosfere: Spravochnik [Radioactive emissions in the biosphere: Handbook]. Moscow, Energoatomizdat, 1986. 224 p. (In Russian).
28. ICRP, 1994. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 68. Ann. ICRP, 1994, vol. 24, no. 4. 110 p.
29. ICRP, 1995. Age-dependent doses to the members of the public from intake of radionuclides. Part 5 Compilation of ingestion and inhalation coefficients. ICRP Publication 72. Ann. ICRP, 1995, vol. 26, no. 1. 100 p.
30. The ICRP database of dose coefficients: workers and members of the public. CD 1 Ver. 2.01. New York, ICRP, Elsevier Science, 2001.
31. ICRP, 1994. Human respiratory tract model for radiological protection. Publication 66. Ann. ICRP, 1994, vol. 24, no. 1-3. 488 p.
32. ICRP, 1995. Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides. Part 4 Inhalation dose coefficients. ICRP Publication 71. Ann. ICRP, 1995, vol. 25, no. 3-4. 415 p.
33. Eckerman K.F., Leggett R.W. User guide to DCFPAK 3.0. Oak Ridge, Environmental Sciences Division, Oak Ridge National Laboratory, 2013.
34. Eckerman K.F. Acute dose code. Version 1.2. ORNL, 2012.
35. Dangerous quantities of radioactive material (D-values), emergency preparedness and response. EPR-D-VALUES 2006. Vienna, IAEA, 2006.
36. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments. IAEA-TECDOC-1432. Vienna, IAEA, 2005.
37. Bakin R.I., Kiselev A.A., Shvedov A.M., Shikin A.V. O vychislitel'nyh oshibkah pri raschete dlinnyh cepochek radioaktivnogo raspada [On computational errors in the calculation of long radioactive decay chains]. Аtomnaya energiya - Atomic Energy, 2017, vol. 123, no. 6, pp. 334-338. (In Russian).
38. Metodicheskie rekomendacii po raschetu normativov predel'no dopustimyh vybrosov radioaktivnyh veshhestv iz organizovannyh istochnikov v atmosfernyj vozduh primenitel'no dlja organizacij Goskorporacii «Rosatom» [Methodological recommendations on the calculation of standards for maximum allowable emissions of radioactive substances from organized sources into the atmosphere with reference to organizations of the State Corporation Rosatom]. Moscow, 2014. (In Russian).
