ПРИМЕНЕНИЕ РАСЧЕТНОГО МЕТОДА ДЛЯ ГИГИЕНИЧЕСКОЙ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ УРОВНЕЙ ВНЕШНЕГО γ-ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ Текст научной статьи по специальности «Строительство и архитектура»

УДК 614.73:614.78]-07

В. И. Карпов

ПРИМЕНЕНИЕ РАСЧЕТНОГО МЕТОДА ДЛЯ ГИГИЕНИЧЕСКОЙ ОЦЕНКИ И ПРОГНОЗИРОВАНИЯ УРОВНЕЙ ВНЕШНЕГОу-ОБЛ УЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ

Ленинградский научно-исследовательский институт радиационной гигиены Министерства здравоохранения РСФСР

Контроль и прогнозирование уровней облучения населения, связанных с так называемым технологически усиленным радиационным фоном (Gessel и Prichard), является одной из важных задач радиационной гигиены.

За последние годы накоплено большое количество материала относительно концентрации естественных радионуклидов в большинстве строительных материалов (Э. М. Крисюк и В. И. Пархоменко). Предложен способ нормирования активности строительных материалов, включенный в отечественные Нормы радиационной безопасности (НРБ-76). В ряде городов страны проведена у-съем-ка территорий и зданий, что позволило изучить структуру дозовой нагрузки населения, характерную для конкретного периода исследования (В. Г. Катаев; Е. А. Киселевская и соавт.). Вместе с тем до настоящего времени не разработано достаточно корректного и удобного для практического применения метода получения количественных данных по величине и динамике уровней облучения населения за счет строительных материалов, на основе которого можно было бы получить необходимую радиационно-гигиеническую характеристику городов и других населенных пунктов страны.

В настоящей работе предлагается способ оценки значений среднегодовой эквивалентной дозы внешнего облучения населения в расчете на 1 человека Р (мбэр/год) и величины коллективной дозы S (чел-бэр) с использованием как данных натурных измерений или расчетов доз у-излучения в зданиях РА (мкР/ч), так и усредненных значений уличного фона данного населенного пункта Р* (мкР/ч). Приводимые ниже соотношения не включают величины дозы, формируемой космическим излучением, которая может быть добавлена в качестве слагаемого, зависящего от географической широты и высоты местности (Е. И. Воробьев и соавт.).

Модифицируя известное соотношение, приведенное в докладе Научного Комитета по действию атомной радиации ООН (1977 г.), величину Р можно определить по формуле

(1)

Р = a pi - q) РУ + q £ (f(Р* + Р?) л,],

где а — коэффициент перехода от экспозиционной дозы (мкР/ч) к эффективной поглощенной (мбэр/год); <7 — так называемый фактор занятости, определяющий относительную продолжительность пребывания людей в здании; I — индекс группы

здании по типу строительного материала капитальных стен; fi — коэффициент экранирования уличного у-фона строительными конструкциями; nt = =Nt/N — доля населения, находящегося в зданиях из группы i (п — полное число жителей данного города).

С учетом поглощения у-излучения соответствующего спектрального состава различными органами человеческого тела (О' Brien и Sanna) и относительного риска облучения этих органов коэффициент а получается равным 5,52 (мбэр/год/мкР/ч). В соответствии с существующими оценками средней продолжительности пребывания людей в здании в про-мышленно развитых странах (Yeates и соавт.) величина q может быть принята равной 0,8.

На основе использования предложенной нами ранее методики расчета Рд в зависимости от вида и радиоактивности строительного материала и внутренней планировки (геометрии) помещений (В. И. Карпов), а также с учетом данных компетентных организаций о перспективном строительстве зданий различного типа и прогнозируемой чис-^ ленности населения, появляется реальная возможность определить динамику дозовой нагрузки населения. Принимая величину уличного у-фона неизменной и учитывая численные значения коэффициентов в формуле (1), а также временную зависимость, характеризующую количество населения и уровни радиации в зданиях, типичных для данного момента (года) t, находим величину среднегодовой индивидуальной дозы:

Р(<)= 1.1 Р*+ 4.42 2 [/,(*)Р*+Pf]»((t). (2)

Соответствующая величина коллективной дозы, т. е. суммарной годовой дозы у-облучения всех людей, проживающих в городе, может быть определена как

S (0 = 1.1 P*tf(0 H- 4.42 2 [/i (0 Pr + P?(0] N, (0. (3)

<

где Nt (f) — количество населения, проживающего в зданиях, характеризующихся средней дозой облучения Pf (/).

Величина параметров, входящих в соотношения (2) и (3), зависит от местных условий развития конкретного города. Частные решения, в том числе и для\^_ прогностических оценок уровней внешнего у-облучения, могут быть найдены подбором соответствующих аппроксимирующих функций, определяе-

F

Таблица 1

Распределение населения города П. и уровни облучения в зданиях различного типа (Ру = 4,6 мкР/ч)

Материал капитальных стен зданий (<) * Количество населения, тыс. V а к а о. ч' а. -Г я Мг№ основных типовых проектов

1

Дерево 64 — 4,1 Не типовой

Красный кирпич 81,5 7,5 8,2 528-КП,447

Бетон 63 5,8 6,5 335,111-75

Силикатный кирпич 22,5 6,0 6,7 528-КП,447

мых на основе результатов натурных измерений и расчетов доз, с привлечением данных архитектурно-планировочных и строительных организаций, а также статистических бюро.

Для оценки возможности использования разработанных расчетных методик определения Рд и получения реальной динамики изменения уровней 7-облучения населения за счет строительства зданий, были построены зависимости Р (t) и 5 (t) по ряду городов страны как для фактического состояния на 1978 г., так и основанного на этих данных прогноза до 2000 г. включительно.

Характерные значения_ параметров, необходимых для расчета величин Р и 5 для города с населением около 250 тыс. человек приведены в табл. 1.

^Коэффициенты экранирования наружного фона /г приняты равными 0,9 для деревянных и 0,15 — для каменных зданий (Stranden; Eadie).

Результирующие значения Р и S, полученные на основании данных табл. 1, составили соответственно 33,6 мбэр/год и 7,8-10 3 чел-бэр.

Полученные значения Рд (см. табл. 1) и данные о распределении населения города П. по зданиям позволили рассчитать величины Р (/) и S (t) (табл. 2).

Результаты показали, что при переходе к строительству каменных домов, рост коллективной дозы облучения заметно опережает рост населения города. Так, если за период с 1927 по 1978 г. население увеличилось в 8,2 раза, то соответствующее увеличение коллективной дозы облучения составило 12,2 раза. Интересным является факт, что

Таблица 2

Динамика изменения среднегодовой индивидуальной и кол- ' лективной дозы облучения населения города П.

Фактическая величина Прогноз

Показатель 1927 г. 1945 Г. i960 г. 1970 г. 1978 г. 1990 г. 2000 г.

м р, мбэр/год S, чел-бэр-103 23,4 0,6 23,6 1.0 27,8 4,0 31,4 5,9 33,6 7,8 35,9 10,9 35,7 £4,3

величина среднегодовой индивидуальной дозы, возросшая за последние 50 лет более чем на 40 %, стремится в ближайшие 10—12 лет к насыщению, что для данного города отражает тенденцию увеличения количества населения, проживающего в зданиях из бетона, в которых Рл ниже, чем в домах из красного кирпича.

Следует отметить, что приведенные значения Р (t) и 5 (t) характерны для городов с уровнем уличного фона, не превосходящим мощности дозы в каменных зданиях. Такая ситуация является наиболее типичной, так как кларковая радиоактивность почв, на которых построено подавляющее большинство городов, составляет 2,6 пКи/г (радиевый эквивалент концентрации), что соответствует мощности дозы на открытой местности Ру= =5,7[мкР/ч, а средняя концентрация естественных радионуклидов в отечественных строительных материалах равна 2,7 пКи/г, что соответствует мощности дозы в здании Яд=8,3 мкР/ч. Используя применяемый обычно для радиационной характеристики зданий (Stranden) фактор К=РД/Ру («фактор "'здания»), получаем для указанных кларковых величин К=1,46. Соответствующие значения К для групп каменных зданий, представленные в табл. 1, составляют 1,63; 1,26 и 1,30 для домов из красного кирпича, бетона и силикатного кирпича соответственно, что с учетом процента проживающего населения дает К=1,45, т.е. практически совпадающий с кларковым.

Вместе с тем для отдельных городов страны известны значения Ру порядка 20 мкР/ч и более (В. Г. Катаев). Из приведенных выше соотношений следует, что индустриальные методы строительства могут привести как к еще большему увеличению среднегодовой дозы облучения населения, так и к ее снижению. При этом возрастание Р (t) можно ожидать, если сырьевая база строительных материалов находится в пределах геологической области данного города. При использовании привозных материалов с менее высокой концентрацией радиоактивных элементов значения среднегодовой дозы облучения населения могут значительно уменьшиться с соответствующим уменьшением темпа роста коллективной дозы.

На основе использования формулы (2) можно определить относительное (по сравнению с излучением уличного фона) изменение среднегодовой индивидуальной дозы облучения в зависимости от доли населения, проживающего в каменных домах (nt) и величины «фактора здания» К (табл. 3). Значение пг=1 соответствует городу исключительно с каменными зданиями.

Из приведенных в табл. 3 данных видно, что при изменении фактора К от 0,5 до 3 соответствующее изменение величины среднегодовой индивидуальной дозы облучения населения составляет 0,72— 2,72 от величины уличного фона Ру. Характерно, что при К=0,85 фактически отсутствует превы-

Таблица 3

Коэффициенты прироста относительной среднегодовой ин днвидуальной дозы облучения городского населения

К

"I

0.5 0,85 1.5 3

1 0,75 1 1,52 2,72

0,5 0,82 0,96 1,22 1.82

0,25 0,87 0,94 1,07 1,37

шение результирующей дозы над фоном даже при полном переселении в каменные дома.

Таким образом, и в случае высокого у-фона местности использование приведенных соотношений и данных по динамике рассредоточения населения в зданиях разного типа позволяет получать реальные оценки величины и динамики дозовой нагрузки населения за счет у-излучения строительных материалов.

Надежность приведенных в настоящей работе результатов наряду с корректностью измерений и расчетов мощности доз определяется также и достоверностью данных о распределении населения по зданиям со специфическими радиационными характеристиками, особенно при сборе информации для прогностических -оценок уровней облучения населения. Если учесть разброс в значениях параметров, входящих в соотношения (2 и 3), и неизбежные ошибки при усреднении результатов по дозовым характеристикам зданий из разных строительных материалов, то суммарная ошибка наших вычислений окажется в пределах ±25%. Повсе-

местный переход к типовому проектированию с ограниченным числом проектов (серий) строящихся зданий (см. табл. 1) и соответствующей унификацией планировок помещений, материала и типоразмеров строительных конструкций приведет к уменьшению ошибки даже при прогнозировании уровней облучения населения от строительных материалов.

Следует отметить, что использование величины* 0,8 в качестве «фактора занятости», предусматривающего пребывание населения в жилых зданиях примерно 19 ч/сут, является дискуссионным. Указанная величина приведена в докладе Научного Комитета по действию атомной радиации ООН (1977) без учета характера здания (жилое или общественное). Вероятно, доля времени пребывания различных групп населения в разных типах зданий будет различной (В. Г. Катаев; СагсПпаПе и соавт.) и для жилых зданий может быть ниже, чем <7=0,8. Однако, учитывая необходимость унификации подходов к оценке дозы облучения населения от строительных материалов и, в частности, в связи с необходимостью адекватного сопоставления наших результатов с данными других авторов, которые «фактор занятости» принимают равным 0,8, в настоящей работе при оценке среднегодовых величин мы также использовали указанное значение. Таким образом, введено определенное допущение, что уровни внешнего у-облучения в служебных и культурно-бытовых зданиях, построенных в том или ином населенном пункте в основному из тех же строительных материалов, будут примерно такими же, как и в жилых зданиях. В процессе дальнейшей работы величину предполагается уточнить.

ЛИТЕРАТУРА

Воробьев Е. И., Ильин Л. А., Книжников В. А. и др.—

Атомная энергия, 1977, т. 43, № 5, с. 374—376. Карпов В. И. — В кн.: Радиационная гигиена. Л., 1978,

вып. 7, с. 20—24. Катаев В. Г. — Гиг. и сан., 1975, № 4, с. 48—53. Киселевская Е. А., Катаев В. Г., Ильин Б. Н. — В кн.: Радиационная гигиена. Л., 1975, вып. 5, с. 83—85. Крисюк Э. М ., Пархоменко В. И. —Там же, с.75—81.

Cardinalle А., Fritlelli L., Lembo G. — Hlth Phys., 1971,

v. 20, р. 285—296. Gessel Т., Prichard H. — Hlth Phys., 1975, v. 28, p. 361. O'Brien K., Sanna R. — Ibid., 1976, v. 30, p. 71—78. Stranden E. — Phys. norveg., 1976, v. 8, p. 167—183. Yeates D., Goldin A., Moeller D. — Nucl. Safety, 1972, v. 13, p. 275—286.

Поступила 6/1 II 1979 r.

УДК 614.771:1547.562.2 + 647.21 11-074

В. И. Марымов, Л. И. Сергиенко (Волгоград) МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ФЕНОЛА И МЕТАНОЛА В ПОЧВЕ

При определении фенола в почве используется способность простейших одно атомных фенолов перегоняться с водяным паром из снльнокислой среды. В полученном отгоне фенол определяют бро-мированием и йодометрическим титрованием. Метод выявления метанола в почве заключается в следующем. Вначале его отгоняют из почвы в сильно-

кислой среде, как и альдегиды, затем отгон кипятят в течение 30 мин с 10 % раствором AgN03 в щелочной среде. При этом альдегиды, присутствую^ щие в отгоне, окисляются до соответствующих кислот, после чего проводят вторичную отгонку метанола. Дистиллят, содержащий метиловый спирт, обрабатывают перманганатом калия в кислой сре-