CC BY
36
DOI: 10.21870/0131-3878-2019-28-1-92-102 УДК 621.039.58:614.876
Об использовании дозовых коэффициентов в программных комплексах оценки и прогнозирования радиационной обстановки
при аварийных ситуациях
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 ФМБЦ им. А.И. Бурназяна ФМБА России, Москва
Данная работа посвящена вопросам применения дозовых коэффициентов для оценки уровней радиационного воздействия на население на основе данных о содержании радионуклидов в окружающей среде. Основное внимание уделено расчёту дозовых величин, используемых в критериях и требованиях по обеспечению радиационной безопасности при аварийных ситуациях российских норм радиационной безопасности (НРБ-99/2009) и международных основных норм безопасности МАГАТЭ 2014 г. В работе кратко охарактеризована методологическая база Международной комиссии по радиологической защите, используемая для получения дозовых коэффициентов. Указаны основные доступные данные по дозовым коэффициентам. Рассмотрены процедуры расчёта поглощённых, эквивалентных и эффективных доз внутреннего и внешнего облучения за различные периоды времени, а также ОБЭ-взвешенных поглощённых доз, использующихся в формулировках критериев норм безопасности МАГАТЭ при остром облучении, на основе данных о поглощённых дозах. При использовании данных по дозовым коэффициентам возникают проблемы, связанные с отсутствием в явном виде дозовых коэффициентов для некоторых органов и тканей, применением различных систем обозначения радионуклидов и учётом вклада в дозу облучения дочерних продуктов распада. Возможные пути решения данных проблем также представлены в работе.
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, аварийное реагирование, радиоактивные аэрозоли.
Введение
Неотъемлемой частью задач, решаемых программными комплексами оценки и прогнозирования радиационной обстановки в случае аварийных ситуаций, является оценка доз облучения, которая проводится на основе расчётных данных о загрязнении окружающей среды. Как правило, для этих целей используются дозовые коэффициенты, позволяющие осуществлять расчёт доз для различных путей облучения населения на основе данных об активности радионуклидов в воздухе и почве. Такие коэффициенты рассчитываются независимо в соответствии с современными методологическими рекомендациями Международной комиссии по радиологической защите (МКРЗ), с учётом последних стандартизованных данных по радиационным характеристикам радионуклидов и фантомам, современных моделей внутреннего облучения и параметров метаболизма. Учитывая трудоёмкость работы по расчёту дозовых коэффициентов, следует отметить, что в настоящий момент отсутствует единый полный источник данных по дозовым коэффициентам, а также единая методология использования данных различных источников. Вопросы выбора данных по дозовым коэффициентам были подробно рассмотрены в предыдущих работах авторов. В настоящей работе уделено внимание проблеме оценки дозовых величин, используемых в качестве критериев по обеспечению радиационной безопасности
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 аварийных ситуациях в документах СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)» [1] и «Нормы безопасности МАГАТЭ. Радиационная защита и безопасность источников излучения: Международные основные нормы безопасности» (МОНБ-2014) [2]. К таким величинам относятся: поглощённая, эквивалентная, эффективная дозы, а также ОБЭ-взвешенная поглощённая доза, используемая в МОНБ-2014 применительно к детерминированным эффектам. Рассмотрены особенности практического использования дозовых коэффициентов из различных источников, а также вопрос учёта вклада дочерних радионуклидов при оценках доз с помощью дозовых коэффициентов.
Материалы и методы Методическая база и основные источники данных
На международном уровне методической основой для расчёта дозовых коэффициентов являются публикации МКРЗ. В последние годы вышел целый ряд документов, которые привели к необходимости обновления дозовых коэффициентов радионуклидов с учётом новых методических рекомендаций и количественных данных.
Применительно к задачам расчёта доз облучения в программных комплексах оценки и прогнозирования радиационной обстановки в аварийных условиях к наиболее важным документам относятся:
Публикация 103 МКРЗ [3]. Вышла в 2007 г. взамен Публикации 60 [4]. Публикацией 103 изменён порядок расчёта величины эффективной дозы, а именно расширен список органов и тканей, входящих в определение эффективной дозы, и частично изменены значения взвешивающих коэффициентов для органов, тканей и видов излучений, а также регламентированы референтные фантомы взрослого условного мужчины и условной женщины.
Публикация 107 МКРЗ [5]. Вышла в 2008 г. взамен Публикации 38 [6]. В Публикации 107 представлены уточнённые данные по радиационным характеристикам для 1252 радионуклидов. Утверждается, что Публикация 107 МКРЗ полностью обеспечивает современные потребности исследований в области ядерной медицины, радиационной безопасности и защиты от излучений, медицинской физики и радиационной гигиены.
Публикация 110 МКРЗ [7]. Вышла в 2009 г. Содержит детальное описание воксел-фантомов для возрастной категории «взрослые», рекомендованных к использованию Публикацией 103, в частности для расчёта дозовых коэффициентов. Воксел-фантомы представляют собой расчётные антропометрические фантомы на основе медицинских томографических изображений, для описания анатомии используются малые трёхмерные объёмные элементы - вокселы.
В МКРЗ проводится работа по расчёту дозовых коэффициентов с учётом последних публикаций, часть обновлённых данных уже опубликована [8, 9]. Однако, учитывая необходимость расчёта дозовых коэффициентов для различных путей и источников облучения, трудоёмкость подготовки исходных данных и процедур расчёта, такая работа займёт значительное время. В настоящее время можно рекомендовать следующие источники дозовых коэффициентов для программных кодов.
Внешнее облучение. Наиболее полным источником данных по дозовым коэффициентам радионуклидов в настоящий момент времени по-прежнему являются данные ОРЫЬ (Окриджс-кой национальной лаборатории) [10, 11], представляющие 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 с использовани-
ем радиационных характеристик радионуклидов Публикации 38 МКРЗ. Ожидается публикация нового документа (Federal Guidance Report N 15) [12], который выйдет взамен [10]. Документ будет включать обновленные дозовые коэффициенты по внешнему облучению от загрязнённого воздуха, воды и почвы, для 1252 радионуклидов, рассчитанные на основе Публикаций 103, 107 МКРЗ. Ожидается, что 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 мужчин и женщин.
Внутреннее облучение. Для расчёта доз внутреннего облучения на персонал доступны Публикации 130 и 134 МКРЗ [8, 9]. Публикации вышли в 2015 и 2016 гг. и содержат дозовые коэффициенты для ингаляционного и перорального пути поступлении радионуклидов. Указанные данные получены на основе современной методической базы: Публикации 103 МКРЗ, обновлённых данных по радиационным характеристикам нуклидов [5] и новых фантомов возрастной категории «взрослые» [7]. Аналогичные данные по дозовым коэффициентам для населения в настоящее время отсутствуют, для их получения требуется проведение дальнейших работ, связанных, в частности, с разработкой новых фантомов различных возрастов [13].
Таким образом, наиболее полным сборником данных по дозовым коэффициентам внутреннего облучения остаётся Публикация 119 МКРЗ [14], содержащая дозовые коэффициенты для населения и персонала для ингаляционного и перорального поступления радионуклидов. Данная публикация была выпущена в 2012 г. и представляет собой компиляцию, составленную из материалов Публикаций 68, 72 и 74 МКРЗ с некоторыми исправлениями и дополнениями. Дозовые коэффициенты получены на основе рекомендаций Публикации 60 МКРЗ и данных Публикации 38 МКРЗ.
Существует расширенная версия данных Публикации 119 МКРЗ по внутреннему облучению, представленная в виде электронной базы дозовых коэффициентов ICRPdose [15]. Электронная версия включает дозовые коэффициенты для различных возрастных групп населения, периодов интегрирования ожидаемых доз в диапазоне 1 сутки - 70 лет, 10-ти значений актив-ностного медианного аэродинамического диаметра (АМАД) аэрозолей в диапазоне 0,001-10 мкм, различных типов лёгочного поглощения и факторов переноса в кишечнике.
Представляют интерес также дозовые коэффициенты по внутреннему облучению, полученные ORNL на основе методик [16]. К отличительным особенностям указанных баз данных относятся широкие возможности по учёту полидисперсного состава частиц [17], а также наличие данных по поглощённым дозам на органы и ткани за различные периоды времени [17, 18], включая данные для излучения с низкой и высокой ЛПЭ.
Результаты и обсуждение
Оценки дозовых величин, используемых в качестве критериев в нормативных документах
Уровни вмешательства НРБ-99/2009. Для обеспечения защиты населения от облучения в случае радиационных аварий российскими НРБ-99/2009 [1] установлены уровни вмешательства (разд. 6 и Приложение 5), сформулированные в терминах поглощённых, эквивалентных и эффективных доз, полученных за различные периоды времени.
Эквивалентную дозу на орган или ткань T, обусловленную внешним источником s с радионуклидом i в течение периода времени Л, можно рассчитать следующим образом:
+ Л
и; .(л) = ь;. г AS(t)dt, (1)
t0
где ь; . - дозовый коэффициент по эквивалентной дозе на орган или ткань Т для радионуклида / при внешнем облучении от источника в; а;(t) - концентрация /-го радионуклида в источнике в как функция времени I, ^ - момент времени, соответствующий началу облучения. В случае, если источником внешнего облучения является загрязнённая поверхность земли или содержащиеся в воздухе радионуклиды, A;(t) задаётся в виде активности на единицу загрязнённой поверхности или объёмной активности в воздухе соответственно. Оценки поглощённых доз на орган или ткань и эффективных доз при внешнем облучении производятся аналогичным образом на основе значений соответствующих дозовых коэффициентов.
Когда рассматривается вклад только тех видов излучения, для которых установленные МКРЗ взвешивающие коэффициенты wR приняты равными 1, оценки эквивалентных доз оказываются численно равными поглощённым дозам. Так как данные ORNL по внешнему облучению получены в предположении облучения фотонами и электронами (нейтронное излучение не учитывалось), дозовые коэффициенты по эквивалентным дозам из [10, 11] совпадают с дозовыми коэффициентами по поглощённым дозам.
Ожидаемую эквивалентную дозу на орган или ткань Т при внутреннем поступлении радионуклида / за период А можно оценить с помощью выражения:
Ит.( л ) = /. „ . • ь'пь( Л ) + /. . • ь'пя( Л ) , (2)
Т ,1х ' тпЬ ,' Т ,' 1 ' тя,1 Т ,' 1 ' ' V /
где 11пЬ/1, 1/пд// - поступление радионуклида / (поступившая в организм активность) ингаляционным и пероральным путём; ь'тпь (Л) , ь'тпя. (Л) - дозовые коэффициенты при ингаляционном и
пероральном поступлении в организм радионуклида / для периода интегрирования А (доза от единичного поступления активности в организм человека за период А после поступления).
Выражение (2) справедливо для поглощённой дозы на орган или ткань и эффективной
дозы при замене Л^Ь (л) , ьТ"Я (л) на дозовые коэффициенты для данных величин.
Для оценки доз внутреннего облучения с помощью (2) необходимо наличие рассчитанных дозовых коэффициентов для различных периодов интегрирования. Если для определяемой дозы внутреннего облучения не задан период интегрирования, рекомендуется вычислять ожидаемую дозу за период 50 лет для персонала и до достижения возраста 70-ти лет для различных возрастных групп населения [1, 2]. Такой выбор приводит к консервативным оценкам ожидаемых доз за более короткий период времени.
Также следует отметить, что использование для оценок поглощённых доз значения эквивалентных доз на органы или ткани может привести к существенному завышению доз для аль-фа-излучающих радионуклидов вследствие отличия относительной биологической эффективности альфа-частиц от значений для фотонов и электронов (для альфа-частиц юд=20 [2-4]).
Для расчёта поглощённых, эквивалентных и эффективных доз внутреннего облучения c помощью (2) доступны данные по дозовым коэффициентам МКРЗ [14, 15] и ORNL [16-18].
В НРБ-99/2009 (Приложения 1 и 2) также приведены дозовые коэффициенты по внутреннему облучению, однако они ограничены значениями только для эффективных доз, аэрозольных частиц с АМАД=1 мкм (при ингаляции) и критических групп населения. Этого объёма дан-
ных недостаточно для проведения оценок доз с целью сравнения с критериями и требованиями раздела 6 и Приложения 5 НРБ-99/2009, так как требуются оценки поглощённых и эквивалентных доз на органы и ткани, в соответствии с п. 6.7 необходимы результаты оценок доз для возрастных категорий «взрослые» и «дети».
Критерии и требования МОНБ-2014. В документе МАГАТЭ М0НБ-2014 [2] в табл. A-1 приведены общие критерии для мер реагирования в случае аварийных ситуаций с целью снижения риска стохастических эффектов, где нормируются величины эквивалентной и эффективной доз. Процедура расчёта данных величин обсуждалась выше.
Для формулировки критериев по мерам реагирования в случае острого облучения (табл. М.1), когда возможно возникновения тяжёлых детерминированных эффектов, в М0НБ-2014 используется величина ОБЭ-взвешенной поглощённой дозы. ОБЭ-взвешенная поглощённая доза ЛйТ связана с поглощённой дозой выражением [2]:
А°т = Х • *ВЕТЯ , (3)
R
где ИБЕТИ - относительная биологическая эффективность для излучения типа И, приводящего к возникновению серьёзного детерминированного эффекта в ткани или органе Т. Значения ИБЕТд для конкретных тканей и органов, видов излучения и эффектов воздействия на здоровье (тяжёлых детерминированных эффектов), рекомендованные для расчёта ЛйТ, приведены в М0НБ-2014. Следует отметить, что значения ИБЕТИ отличаются от весовых множителей wR. ИБЕТИ отражает степень риска возникновения детерминированных эффектов, значимых с точки зрения аварийной готовности и реагирования, в то время как wR характеризует относительную биологическую эффективность излучения при индуцировании стохастических эффектов [2].
Расчёт ОБЭ-взвешенных поглощённых доз внутреннего облучения может быть выполнен при наличии данных о поглощённых дозах для различных видов излучения (например, используя дозовые коэффициенты по поглощённым дозам для излучения с низкой и высокой ЛПЭ) с последующим применением процедуры взвешивания согласно (3). Как уже отмечалось, МКРЗ не предоставляет дозовых коэффициентов по поглощённым дозам. При этом данные ORNL [17, 18] по внутреннему облучению позволяют оценить ОБЭ-поглощённую дозу за различный период времени с помощью выражений (2) (с заменой ь'п" (А) , ь'т"я. (л) на дозовые коэффициенты для поглощённых доз) и (3) на основе поглощённых доз для компонент излучения с низкой и высокой ЛПЭ.
Оценки ОБЭ-поглощённых доз внешнего облучения можно получить с использованием выражений (1) и (3) на основе поглощённых доз от фотонов и электронов, рассчитанных с помощью дозовых коэффициентов ORNL [10, 11].
Особенности использования дозовых коэффициентов из различных
источников
Указанные в данной работе источники данных по дозовым коэффициентам имеют определённые особенности, важные с точки зрения их использования в программных комплексах прогнозирования радиационной обстановки при радиационных авариях и оценки дозовых величин, используемых в критериях документов [1, 2] для принятия решений в случае аварийных ситуаций.
Далее рассмотрены вопросы расчёта доз на органы и ткани, для которых в явном виде не представлены дозовые коэффициенты, и особенности обозначений радионуклидов в различных источниках.
Коэффициенты по эквивалентным дозам на верхний и нижний отделы толстого кишечника приводятся раздельно. Эквивалентная доза на толстый кишечник НТК может быть рассчитана как средневзвешенное по массе эквивалентных доз на верхний НВТК и нижний ННТК отделы [3, 15, 19]. Считая, что отношение масс верхнего и нижнего отделов не зависит от возраста, НТК для всех возрастных групп рассчитывается как сумма [15, 19]:
Нтк = 0,57 Нвтк + 0,43 Ннтк. (4)
В случае если дозовый коэффициент для лёгких не представлен в явном виде (как в программе AcuteDose Code [18]), он может быть получен по дозовым коэффициентам для отделов дыхательного тракта, руководствуясь выражением [20, 21]:
H = H ■ A + H ■ A + H ■ A + H ■ A (5)
H lungs = H BB ABB + H bb Abb + H AI AAI + H LNTH ALNTH , (5)
где Hiungs - эквивалентная доза на лёгкие; HBB, Hbb, HM - эквивалентная доза на бронхиальный, бронхиолярный и альвеолярно-интерстициальный отделы; H,„ - эквивалентная доза на лим-
LNTH
фатическую ткань лёгких; ABB=0,333; Abb=0,333; Aai=0,333; A,„ =0,001 - рекомендованные
LNTH
значения взвешивающих коэффициентов, учитывающих различную радиочувствительность отделов дыхательной системы [21]. HBB рассчитывается как арифметическое среднее доз на слой базальных и секреторных клеток бронхиального отдела. Доза на пищевод может быть приближённо оценена как доза на вилочковую железу (тимус) [15, 16].
Учитывая изложенное в [2, 22], для определения доз облучения всего тела, фигурирующих в критериях вмешательства НРБ-99/2009, авторами данной работы применяется подход, в соответствии с которым в качестве дозы на всё тело принимается максимальное из значений доз на органы: красный костный мозг, лёгкие, тонкий кишечник, гонады и щитовидная железа.
Для обозначения метастабильных состояний МКРЗ применяются нестандартные буквенные обозначения, например, Eu-150l, Eu-150s, Sb-120a, Sb-120b. Кроме того, обозначения, принятые в Публикации 38 МКРЗ, базе ICRPdose и Публикации 107 МКРЗ, различаются. При использовании в составе баз константного обеспечения программных комплексов различных источников данных установить соответствие между обозначениями нуклидов можно по значению периода полураспада и с помощью табл. 2.3 Публикации 119 МКРЗ.
Учёт дочерних продуктов распада при оценке доз с помощью дозовых коэффициентов
Дозовые коэффициенты по внутреннему облучению [14-16] учитывают вклады дочерних продуктов распада, образующихся в теле человека после поступления материнского нуклида. Дозовые коэффициенты по внешнему облучению [11, 12] приведены без учёта дочерних нуклидов. Исходя из этого, оценка дозы внешнего облучения с помощью формулы (1) должна включать в себя суммирование доз от материнского и всех дочерних продуктов распада.
Одним из упрощённых способов учёта вклада дочерних продуктов распада является свертка в «эффективные» нуклиды, предполагая, что дочерние радионуклиды находятся в рав-
новесии с материнским. Однако, такой способ не всегда применим. Более универсальным подходом является использование специализированных программных модулей, рассчитывающих активности и число распадов (интегралы от активности по времени) радионуклидов в цепочках радиоактивного распада на любой момент времени. В частности, с целью применения в программных кодах оценки и прогнозирования радиационной обстановки в ИБРАЭ РАН был разработан программный модуль Chainlib [23], использующий прецизионные алгоритмы расчёта цепочек радиоактивного распада и последние данные МКРЗ [5]. Chainlib был протестирован на всех радиоактивных цепочках Публикации 107 МКРЗ. Применение прецизионных алгоритмов расчёта цепочек распада представляется особенно актуальным при решении задач с мелким временным шагом расчёта и задач, где требуется определение количественных характеристик отдельных (маркерных) радионуклидов с высокой точностью. Chainlib также содержит специальные алгоритмы расчёта интегралов от активности, что необходимо, в частности, для оценки дозы внешнего облучения с помощью (1).
Выводы
Для оценки доз облучения в программных комплексах прогнозирования радиационной обстановки при выбросах радиоактивности в атмосферу возникает необходимость использования дозовых коэффициентов. Расчёт дозовых характеристик с целью сравнения с уровнями вмешательства, установленными российскими НРБ-99/2009, подразумевает использование дозовых коэффициентов по поглощённым, эквивалентным и эффективным дозам для внутреннего и внешнего путей облучения. Дозовые коэффициенты для расчёта поглощённых и эквивалентных доз на органы и ткани, а также эффективных доз внешнего облучения можно найти в материалах ORNL [11, 12], используемых, в частности, МАГАТЭ [22, 24]. В случае внутреннего облучения необходимы данные по поглощённым и эквивалентным дозам за различные периоды времени после поступления активности в организм человека. На настоящий момент времени основными источниками данных для расчёта эквивалентных и эффективных доз внутреннего облучения остаются Публикация 119 МКРЗ [14] и база данных МКРЗ ICRPDose [15]. Данные по ожидаемым поглощённым дозам с различными периодами интегрирования могут быть получены с помощью программы ORNL AcuteDose Code [18]. Для определения доз облучения всего тела, фигурирующих в критериях вмешательства НРБ-99/2009, авторами данной работы принят консервативный подход, в соответствии с которым в качестве дозы на всё тело принимается максимальное из значений доз на органы: красный костный мозг, лёгкие, тонкий кишечник, гонады и щитовидная железа.
В Международных нормах безопасности МАГАТЭ [2] для формулировки критериев по мерам реагирования в случае острого облучения применяется ОБЭ-взвешенная поглощённая доза. В соответствии с [2] расчёт ОБЭ-взвешенных доз осуществляется на основе данных по поглощённым дозам и значений ОБЭ, характерных для детерминированных эффектов и указанных в [2]. Так как значения ОБЭ зависят от типа излучения, требуются дозовые коэффициенты по поглощённым дозам для различных видов излучения. В связи с этим, для оценок ОБЭ-взвешенных поглощённых доз могут быть использованы дозовые коэффициенты по поглощённым дозам, приведённые раздельно для излучения с низкой и высокой ЛПЭ (например, [18]).
Также в работе были рассмотрены вопросы расчёта доз облучения на органы и ткани, для которых в доступных источниках в явном виде отсутствуют данные по дозовым коэффициентам. Так, доза на толстый кишечник может быть получена на основе доз для верхнего и нижнего отделов, дозовый коэффициент по внутреннему облучению лёгких может быть рассчитан с помощью дозовых коэффициентов для различных отделов дыхательной системы.
Для корректного расчёта доз внешнего облучения необходим учёт вклада в дозу дочерних продуктов распада. В том числе, для этих целей авторами работы используется расчётный модуль Chainlib, созданный на основе данных Публикации 107 МКРЗ и позволяющий выполнять прецизионные расчёты сложных цепочек радиоактивного распада.
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, ч. 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. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60 //Ann. ICRP. 1991. V. 21, N 1-3. 215 p.
5. ICRP, 2008. Nuclear decay data for dosimetric calculations. ICRP Publication 107 //Ann. ICRP. 2008. V. 38, N 3. 120 p.
6. ICRP, 1983. Radionuclide transformations - energy and intensity of emissions. ICRP Publication 38 //Ann. ICRP. 1983. V. 11-13. 1200 p.
7. ICRP, 2009. Adult reference computational phantoms. ICRP Publication 110. ICRP Publication 110 //Ann. ICRP. 2009. V. 32, N 2. 166 p.
8. ICRP, 2015. Occupational intakes of radionuclides: Part 1. ICRP Publication 130 //Ann. ICRP. 2015. V. 44, N 2. 188 p.
9. ICRP, 2016. Occupational intakes of radionuclides: Part 2. ICRP Publication 134 //Ann. ICRP. 2016. V. 45, N 3/4. 352 p.
10. 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.
11. 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.
12. ORNL. Center for Radiation Protection Knowledge. Available at: https://www.ornl.gov/crpk/FGR15.
13. Proceedings of the Third International Symposium on the System of Radiological Protection //Ann. ICRP. 2016. V. 45, N 1S. 332 p.
14. ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119 //Ann. ICRP. 2012. V. 41. 130 p.
15. The ICRP database of dose coefficients: workers and members of the public. CD1 Ver. 2.01. New York: ICRP, Elsevier Science, 2001.
16. 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.
17. Eckerman K.F., Leggett R.W. User guide to DCFPAK 3.0. Oak Ridge: Environmental Sciences Division, Oak Ridge National Laboratory, 2013.
18. Eckerman K.F. AcuteDose code. Version 1.2. ORNL, 2012.
19. 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.
20. ICRP, 1994. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 68 //Ann. ICRP. 1994. V. 24, N 4. 110 p.
21. ICRP, 1994. Human respiratory tract model for radiological protection. ICRP Publication 66 //Ann. ICRP. 1994. V. 24, N 1-3. 488 p.
22. Dangerous quantities of radioactive material (D-values), emergency preparedness and response. EPR-D-VALUES 2006. Vienna: IAEA, 2006.
23. 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.
24. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments. IAEA-TECDOC-1432. Vienna: IAEA, 2005.
The use of dose coefficients in the software engineering platform for estimation and prediction of radiation situation following radiation emergency
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 - Burnasyan Federal Medical Biophysical Center of Federal Medical Biological Agency, Moscow
The software engineering platform was developed for analysis of radiological situation, assessment of radiation risks, development of recommendations on the protection of the affected the public and territories, as well as to plan response to the emergency. To estimate the risks to the population affected by radiation due to radiation emergency radionuclide-specific dose coefficients are used. The paper reviews the practical use of dose coefficients developed on the basis of information on radionuclides content in the environment, for the assessment of radiation exposure of the public and the environment in the event of radiological emergency. Assessment of radiation doses following radiological emergency used in national and international radiation safety standards, requirements and criteria for radiation safety in the event of radiological emergency is in the center of attention. The paper provides description of ICRP methodology for calculating dose coefficients and available dose coefficients databases. The paper also provides procedures for calculating absorbed, equivalent and effective doses of internal and external intakes if radionuclides in accordance with the length of time the exposure lasted. RBE weighted absorbed doses, used in IAEA criteria for acute doses, were calculated with the use of absorbed doses values. The authors examine problems of the use of dose coefficients because of the lack of explicit forms of dose coefficients for some organs and tissues, the use of different systems of radionuclides identification, as well as the problems related to accounting of radionuclides daughters' contribution to the dose. Ways to solve the problem are discussed in the paper.
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, emergency response, radioactive aerosols.
References
1. 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. ICRP, 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. 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60. Ann. ICRP, 1991, vol. 21, no. 1-3, 215 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. Burnasyan FMBC of FMBA.
*Contacts: 52 Bolshaya Tulskaya str., Moscow, Russia, 115191. Tel.: +7 (495) 955-22-09; e-mail: arut@ibrae.ac.ru.
5. ICRP, 2008. Nuclear decay data for dosimetric calculations. ICRP Publication 107. Ann. ICRP, 2008, vol. 38, no. 3. 120 p.
6. ICRP, 1983. Radionuclide transformations - energy and intensity of emissions. ICRP Publication 38. Ann. ICRP, 1983, vol. 11-13. 1200 p.
7. ICRP, 2009. Adult reference computational phantoms. ICRP Publication 110. Ann. ICRP, 2009, vol. 32, no. 2. 166 p.
8. ICRP, 2015. Occupational intakes of radionuclides: Part 1. ICRP Publication 130. Ann. ICRP, 2015, vol. 44, no. 2. 188 p.
9. ICRP, 2016. Occupational intakes of radionuclides: Part 2. ICRP Publication 134. Ann. ICRP, 2016, vol. 45, no. 3/4. 352 p.
10. 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.
11. 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.
12. ORNL. Center for Radiation Protection Knowledge. Available at: https://www.ornl.gov/ crpk/FGR15.
13. Proceedings of the Third International Symposium on the System of Radiological Protection. Ann. ICRP, 2016, vol. 45, no. 1S. 332 p.
14. ICRP, 2012. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60. ICRP Publication 119. Ann. ICRP, 2012, vol. 41. 130 p.
15. The ICRP database of dose coefficients: workers and members of the public. CD1 Ver. 2.01. New York, ICRP, Elsevier Science, 2001.
16. 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.
17. Eckerman K.F., Leggett R.W. User guide to DCFPAK 3.0. Oak Ridge, Environmental Sciences Division, Oak Ridge National Laboratory, 2013.
18. Eckerman K.F. Acute dose code. Version 1.2. ORNL, 2012.
19. 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.
20. ICRP, 1994. Dose coefficients for intakes of radionuclides by workers. ICRP Publication 68. Ann. ICRP, 1994, vol. 24, no. 4. 110 p.
21. ICRP, 1994. Human respiratory tract model for radiological protection. Publication 66. Ann. ICRP, 1994, vol. 24, no. 1-3. 488 p.
22. Dangerous quantities of radioactive material (D-values), emergency preparedness and response. EPR-D-VALUES 2006. Vienna, IAEA, 2006.
23. 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).
24. Development of extended framework for emergency response criteria. Interim report for comments. IAEA-TECDOC-1432. Vienna, IAEA, 2005.
