11.4. Вказівки до виконання розрахункових завдань

Завдання 1. Вихідні дані: водогосподарська дільниця -Південний Буг, устя. Об’єм стічних вод до проведення водоохоронних заходів 1 типу 40 млн.м³ , 2 типу 10 млн. м³ . Об’єм стічних вод після проведення водоохоронних заходів 1 типу 45 млн.м³ , 2 типу 5 млн. м³

Рішення

Визначаємо річну оцінку збитку до і після проведення природоохоронних заходів за співвідношенням:

де γ=7500 грн/ум.т.

Поправку σ_k обираємо згідно з заданою водогосподарською дільницею. Для устя Південного Бугу σ_k=2,6. Подальший розрахунок виконуємо у таблицях 11.5 і 11.6. Річна маса домішки у стічних водах до і після проведення водоохоронних заходів визначається за співвідношенням:

Таблиця 11.3 – Варіанти розрахункового завдання 2.

Варіант	1	2	3	4	5
Орган (тканина)	Червоний кістковий мозок	Статеві залози	Товста кишка	Легені	Шлунок
Варіант	6	7	8	9	10
Орган (тканина)	Молочні залози	Печінка	Стравохід	Щитопо-дібна залоза	Шкіра

Таблиця 11.4 –Результати вимірювання потужності експозиційної (еквівалентної) дози зовнішнього гамма-випромінювання у заказнику загальнодержавного значення „Савранський ліс” і на прилеглій території

NN	Потужність експозиційної дози гамма-випромінювання, мкР/год.
	листопад			травень
1	11	17	14	22	25	24
1*	20	24	30	-	-	-
2	9	17	18	22	23	20
3	10	8	14	18	17	18
4	12	14	10	18	20	18
	29	32	36	–	–	–
	28	30	29	–	–	–
6	18	14	16	–	–	–
7	22	28	28	–	–	–
8	17	18	17	–	–	–
9	25	27	27	–	–	–
10	17	18	16	18	17	19
11	17	18	17	–	–	–
12	17	17	18	–	–	–
13	17	18	16	–	–	–
14	20	22	22	–	–	–
15	13	12	10	25	26	24
15*	30	34	39	–	–	-
16	23	29	34	–	–	–
17	20	18	26	–	–	–
18	8	11	11	–	–	–
19	20	24	25	–	–	–
20	25	27	27	–	–	–

Відносна агресивність домішки визначається за співвідношенням

Приведена маса домішки визначається за співвідношенням

Сумарна приведена маса домішки до проведення водоохоронних заходів

Збиток від забруднення до проведення водоохоронних заходів дорівнює

Сумарна приведена маса домішки після проведення водоохоронних заходів

Збиток від забруднення після проведення водоохоронних заходів дорівнює

Відвернений збиток від забруднення в результаті водоохоронних заходів

Завдання 2. Для оцінки впливу іонізуючого випромінювання на живі організми та людей використовують поняття поглиненої дози іонізуючого випромінювання. Простий спосіб розрахунку поглинених доз при зовнішньому опроміненні за даними зовнішньої дозиметрії фону гамма випромінювання на території пересування, роботи і відпочинку людей передбачає оцінку середніх значень потужності поглиненої дози гамма-випромінювання на території перебування і часу проживання. Для цього використовують формулу

де Р – потужність поглиненої дози випромінювання, Гр/год; Т – час, год.

Таблиця 11.5 – Розрахунок приведеної маси річного викиду домішки до проведення водоохоронних заходів

N	Домішка	Концентрація у стоках і маса річного викиду					Загальна маса річного викиду	ГДКр/х	Аi	Приведена маса річного скиду Mi=Aimi
		Тип 1			Тип 2
		42 млн.м3/рік			8 млн.м3/рік
		Ci,г/ м3	mi, т/рікi	Ci, г/ м3		mi, т/рікi
1	Суспендовані речовини	300	12600	200		1600	14200	20	0,05	710
2	БСК	200	8400	800		6400	14800	3	0,33	4884
3	СПАР	6	252	4		32	284	0,5	2	568
4	Нафта	0,7	29,4	-		-	29,4	0,05	20	588
5	Мастила	3	126	-		-	126	0,01	100	12600
6	Азот загальний	35	1470	-		-	1470	10	0,1	147
7	Сульфати	50	2100	146		1168	3268	500	0,002	6,536
8	Хлориди	40	1680	-			1680	350	0,003	5,04
9	Залізо	0,6	25,2	-			25,2	0,5	2	50,4
10	Мідь	0,01	0,42				0,42	0,01	100	42
11	Цинк	0,05	2,1				2,1	0,01	100	210
12	Формальдегід	-		38		304	304	0,1	10	3040
13	Ацетофенол			30		240	240	0,1	10	2400
14	Ацетонітрил			50		400	400	0,7	1,4	560
15	Бутиловий спирт			28		224	224	0,03	33,3	7459,2
16	Ізопрен			1,5		12	12	0,0005	200	2400
17	Діметілдіоксан			3		24	24	0,0005	200	4800

Таблиця 11.6 – Розрахунок приведеної маси річного викиду домішки після проведення водоохоронних заходів

N	Примесь	Концентрація у стоках і маса річного викиду					Загальна маса річного викиду	ГДКр/х	Аi	Приведена маса річного скиду Mi=Aimi
		Тип 1			Тип 2
		43 млн.м3/рік			7 млн.м3/рік
		Ci,г/ м3	mi, т/рікi	Ci, г/ м3		mi, т/рікi
1	Суспендовані речовини	130	5590	160		1120	6710	20	0,05	335,5
2	БСК	90	3870	100		700	4570	3	0,33	1508,1
3	СПАР	3	129	2		14	143	0,5	2	286
4	Нафта	0,2	8,6	-		-	8,6	0,05	20	172
5	Мастила	1	43	-		-	43	0,01	100	4300
6	Азот загальний	10	430	-		-	430	10	0,1	43
7	Сульфати	20	860	30		210	1070	500	0,002	2,14
8	Хлориди	16	688	-		-	688	350	0,003	2,064
9	Залізо	-	-	-		-	-	0,5	2	-
10	Мідь	-	-	-		-	-	0,01	100	-
11	Цинк	-	-	-		-	-	0,01	100	-
12	Формальдегід	-	-	15		105	105	0,1	10	1050
13	Ацетофенол	-		10		70	70	0,1	10	700
14	Ацетонітрил	-		12		84	84	0,7	1,4	117,6
15	Бутиловий спирт	-		14		98	98	0,03	33,3	3263,4
16	Ізопрен	-		0,2		1,4	1,4	0,0005	200	280
17	Діметілдіоксан	-		0,3		2,1	2,1	0,0005	200	420

У випадках аварійних ситуацій (Чорнобильська аварія) джерелами зовнішнього випромінювання є хмари радіоактивних аерозолів і частинок, будинки, споруди і ґрунт після осадження на них радіонуклідів. Будинки і споруди на території перебування людей можуть частково екранувати і знижувати поглинену дозу при зовнішньому випромінюванні. За таких умов прийнято використовувати коефіцієнт екранування будинками (приміщення – К_е що є співвідношенням потужності поглинених доз випромінювання усередині приміщення і поза ним. У розрахунках середніх показників рекомендується використовувати значення К_е = 0,4.

У завданні визначаються дози, які отримує населення через 20 років після аварійної ситуації. Тому коефіцієнт екранування не враховується у розрахунках.

Для оцінки відмінностей в біологічному ефекті різних видів (гама-, бета-, альфа-) іонізуючого випромінювання уведене поняття відносної біологічної ефективності (ВБЕ) цих видів випромінювання

,

де D_r - поглинена доза рентгенівського чи гама випромінювання, що спричинила будь-який ефект, D_x – поглинена доза будь-якого іншого виду випромінювання, що спричинила такий самий ефект.

Еквівалентну дозу випромінювання визначають за співвідношенням

,

де D_e – еквівалентна доза випромінювання , Зв; D_П – поглинена доза, Гр.

Зовнішньому впливу та інкорпорованим в організмі радіонуклідам властивий різний ступінь ефекту з боку різних органів і систем організму. Йдеться про відносну значущість тих чи інших органів у забезпеченні життєдіяльності організму людини. У наслідок неоднакової сприйнятності різних органів и тканин до променевого впливу було введено поняття ефективної еквівалентної дози іонізуючого випромінювання - D_ee :

де – тканинний коефіцієнт (таблиця 11.7)

Очікувану піввікову еквівалентну дозу зовнішнього випромінювання, одержану за рік у сучасних умовах середньостатистичним мешканцем села, прилеглого до заказнику „Савранський ліс”, за співвідношенням

Таблиця 11.7 – Тканинні коефіцієнти для визначення ефективної еквівалентної дози вибіркового впливу

Орган (тканина)		Орган (тканина)
Статеві залози	0,20	Печінка	0,05
Червоний кістковий мозок	0,12	Стравохід	0,05
Товста кишка	0,12	Щитоподібна залоза	0,05
Легені	0,12	Шкіра	0,01
Шлунок	0,12	Поверхня кісток	0,01
Сечовий міхур	0,05	Інші органи	0,05
Молочні залози	0,05

.

де Р_е – вимірювана потужність еквівалентної дози гамма-випромінювання, мкЗв/год

Результати розрахунку для умов теперішнього часу і за екстраполяцією на післяаварійні (5-кратне перевищення фону) умови наведені у таблицях 11.8 та 11.9.

Визначимо інгаляційну еквівалентну дозу для умов польових робіт. Для розрахунку і оцінки еквівалентної дози використовують прийняті Міжнародною комісією радіаційного захисту (МКРЗ) таблиці дозових цін різних радіонуклідів – поглинених доз унаслідок потрапляння певного радіонукліда активністю 1Бк в організм людини при диханні чи проковтуванні.

Розрахунок і оцінка інгаляційної еквівалентної дози випромінювання потребують знання активності радіонуклідів у вдихуваному повітрі Потрібно також знати об’єм споживаного людиною повітря в різних ситуаціях: на роботі, під час відпочинку тощо (таблиця 11.10).

Знаючи активність певного радіонукліда у вдихуваному повітрі протягом року, його річне надходження інгаляційним шляхом в організм дорослих і дітей можна обчислити за формулою

,

де ДЦ – дозова ціна певного (і-го) радіонукліда; РН_і – його річне надходження в організм людини і надходження в органи дихання. У теперішній час у повітрі із радіонуклідів Чорнобильського походження залишаються практично лише ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs і ТУЕ, до того ж основними дозоутворюючими радіонуклідами для інгаляційної дози є трансуранові елементи – ²³⁹Pu та ін.

Таблиця 11.8 – Результати визначення еквівалентної дози зовнішнього випромінювання, одержаної за рік у сучасних умовах середньостатистичним мешканцем села, прилеглого до заказнику „Савранський ліс”

NN	Середня потужність еквівалентної дози гамма-випромінювання, мкЗв/год.	Середній час перебування за рік, год/доб.	Еквівалентна доза гамма-випромінювання, мкЗв
1	0,188	1	68,6
1*	0,2466	0,5	45,0
2	0,181	1	68,6
3	0,1466	0,25	13,4
4	0,153	4	223,4
5	0,310	0,25	28,3
6	0,1951	2	142,5
15*	0,3433	7	877,1
16	0,2866	8	836,9
Усього за рік			2303,7

*⁾ для людини летальна доза зовнішнього випромінювання становить 10 Гр; гранично допустима еквівалентна доза випромінювання , накопичена протягом 30 років становить 0,6 Зв, потужність дози у разі загального опромінення для населення становить 0,005 Зв/рік [2]

Таблиця 11.9 – Результати визначення еквівалентної дози зовнішнього випромінювання, одержаної за рік в післяаварійних умовах середньостатистичним мешканцем села, прилеглого до заказнику „Савранський ліс” *⁾

NN	Середня потужність еквівалентної дози зовнішнього гамма-випромінювання, мкЗв/год.	Середній час перебування за рік, год/доб.		Еквівалентна доза зовнішнього гамма-випромінювання, мкЗв
1	0,94	1		343
1*	1,233	0,5		225
2	0,905	1		343
3	0,733	0,25		67
4	0,765	4		558,5
5	1,55	0,25		141,5
6	0,9755	2		356,2
15*	1,7165	7		4385,5
16	1,433	8		4184,4
Усього за рік			11518,5**)

^**) розрахункова очікувана еквівалентна доза зовнішнього випромінювання, одержана за рік вдвічі перевершує гранично допустиму

Таблиця 11.10 – Середня добова кількість повітря, вдихуваного дорослими і дітьми за різних умов

Умови	Кількість вдихуваного повітря, м3/добу
	чоловік	жінка	дитина до 10 років	дитиною до 1 року	новонароджений
Спокій	3,6 (8)	2,9 (8)	2,3 (8)	1,3 (14)	0,69 (23)
Незначне навантаження	9,6 (8)	9,1 (8)	6,24 (8)	2,5 (10)	0,09 (1)
Професійна діяльність	9,6 (8)	9,1 (8)	6,24 (8)
Усього за добу	23	21	15	3,8	0,8
За рік життя	9200	8400	6000	1520

* У дужках наведено час у годинах

Таблиця 11.11. – Дозові ціни різних радіонуклідів залежно від шляхів потрапляння їх в організм (за 60-тою публікацією МКРЗ)

Радіонуклід	Дозова ціна, Зв/Бк
	у разі проковтування	при диханні
90Sr 95Zr 131I 134Cs 136Cs 137Cs 141Ce 144Ce 238Pu 239Pu 240Pu 241Pu 242Pu	4 · 10-9 1 · 10-9 2 · 10-8 2 · 10-8 3 · 10-9 2 · 10-8 1 · 10-9 1 · 10-8 5 · 10-7 7 · 10-7 5 · 10-7 1 · 10-8 5 · 10-7	3 · 10-7 4 · 10-9 2.5 · 10-8 1 · 10-8 2 · 10-9 1 · 10-8 2 · 10-9 4 · 10-8 7 · 10-5 7 · 10-5 7 · 10-5 1 · 10-9 7 · 10-5

Тому саме ці елементи враховуються при розрахунку інгаляційної еквівалентної дози. Внеском інших радіонуклідів в інгаляційну дозу можна нехтувати за їх незначністю.

Для оцінюваної території південного сліду можна прийняти рівень ТУЕ на поверхні ґрунту 0,740 Бк/м², ⁹⁰Sr – 8000 Бк/м². ¹³⁷Сs – 37000 Бк/м².

Визначимо інгаляційну еквівалентну дозу для умов польових робіт. Коефіцієнт вітрового підіймання за співвідношенням (9) становить у цьому випадку 10^-2. Середній вміст радіонуклідів в повітрі (С_п) можна обчислити за співвідношенням

С_ТУЕ= 0,740 Бк/м² ∙ 10^-2 м^-1 = 0,0074 Бк/м³,

= 8000 Бк/м² ∙ 10^-2 м^-1 = 80 Бк/м³,

= 37000 Бк/м² ∙ 10^-2 м^-1 = 370 Бк/м³,

Річне споживання повітря дорослими людьми становить 9200м³ для чоловіків та 8400 для жінок. Тоді річне надходження радіонукліда до організму з повітря становить:

для чоловіків: РН_ТУЕ = 0,0074 Бк/м³ 9200 м³/рік = 68,080 Бк/рік,

РН = 80 Бк/м³ 9200 м³/рік = 736000 Бк/рік,

РН = 370 Бк/м³ 9200 м³/рік =3404000 Бк/рік;

для жінок: РН_ТУЕ = 0,0074 Бк/м³ 8400 м³/рік = 62,16 Бк/рік,

РН = 80 Бк/м³ 8400 м³/рік = 672000 Бк/рік,

РН = 370 Бк/м³ 8400 м³/рік = 3108000 Бк/рік.

Середня інгаляційна складова еквівалентної дози випромінювання при цьому становить:

для чоловіків: D_інгТУЕ=ДЦ_ТУЕ ·РН_ТУ=68 Бк/рік (7∙10^-5 Зв/Бк)=

=0,00476 Зв/рік,

D_інг =736000·3·10^-7=0,22 Зв/рік,

D_інг =3404000·1·10^-8=0,034 Зв/рік;

для жінок: D_інгТУЕ =62,16 ∙ (7∙10^-5 Зв/Бк)=0,00435 Зв/рік,

D_інг =672000·3·10^-7=0,2016 Зв/рік,

D_інг =3108000·1·10^-8=0,03108 Зв/рік;

Визначимо еквівалентну дозу випромінювання внаслідок уживання забруднених продуктів харчування. Дози для конкретних осіб можуть бути розраховані за активністю ¹³⁷Сs, що надходить в організм із продуктами харчування: Розрахунок еквівалентної дози ґрунтується на середніх оцінках активності радіонуклідів у продуктах харчування людини ї у воді, за якими з огляду на раціон оцінюють річні надходження радіонуклідів в організм. Обчислюють дозу випромінювання за формулою

D_х = ДЦ_і ∙ РН_і ,

де D_х – індивідуальна харчова доза від певного і-го радіонукліда; ДЦ_і – дозова ціна і-го радіонукліда в разі проковтування ; РН_і - сумарне річне надходження радіонукліда в організм людини з продуктами харчування.

Таблиця 11.12 – Річна питома (об’ємна) активність радіонуклідів, зумовлена їх надходженням в організм із продуктами харчування і водою для жителів України

Продукт харчування	Раціон, кг (л)	ТДР 91, Кі/кг(л)		Річна об’ємна активність, Кі/кг(л)*
		137Сs	90Sr	137Сs	90Sr
Молоко М’ясо Риба Овочі Хліб Вода Усього	400 70 16 124 130 550 -	1,0 · 10-8 2,0 · 10-8 2,0 · 10-8 1,6 · 10-8 1,0 · 10-8 5,0 · 10-10	1,0 · 10-9 - - 1,0 · 10 -9 1,0 · 10 -9 1,0 · 10-9	400 · 10-8 140 · 10-8 32 · 10-8 198,4·10-8 1,3 · 10-8 2,7 · 10-8 928 · 10-8	40 · 10-8 - - 12,4 · 10-8 13 · 10-8 0,6 · 10-8 66 · 10-8

*1 Кі =3,7·10 ¹⁰ Бк

Як і в разі оцінки інгаляційної еквівалентної дози, підсумовують еквівалентні дози від усіх радіонуклідів, що виявляються в продуктах харчування. Для оцінки рекомендується використовувати тимчасово допустимі рівні активності радіонуклідів у продуктах харчування (ТДР 91), що дотепер діють на території України. Середній раціон харчування можна визначити за офіційними даними статистики, що, безперечно, не відповідають реальними умовами. Проте для орієнтованих розрахунків ці дані можна використовувати. Результати розрахунку річного надходження радіонуклідів із продуктами харчування за їхнього активністю наведено в таблиці 11.

За даними табл. 11.11 та 11.12 можна легко визначити річне надходження ¹³⁷Сs і ⁹⁰Sr із продуктами харчування за їхньою активністю, а на підставі цих показників – річні дозові навантаження:

D_х (¹³⁷Сs) = 343, 3 ∙ 10³ Бк ∙ 2 ∙ 10^-8 Зв/Бк = 0,68 ∙ 10^-2 Зв/рік;

D_х (⁹⁰Sr) = 976, 8 ∙ 10³ Бк ∙ 4 ∙ 10^-9 Зв/Бк = 0,01 ∙ 10^-2 Зв/рік.

Таким чином, сумарна еквівалентна доза випромінювання від двох основних дозоутворювальних радіонуклідів становить близько 0,69∙10^-2 Зв/рік.

Підсумовуючи всі три шляхи (зовнішнє опромінювання, інгаляційне потрапляння при виконанні польових робіт, та потрапляння з продуктами харчування) формування еквівалентної дози, можна приблизно обчислити середню індивідуальну річну піввікову еквівалентну дозу випромінювання для сільського населення, яка становить:

Для чоловіків: D_с = 0,0069 + 0,25876 + 0,01= 0,27566 Зв/рік.

Для жінок: D_с = 0,0069 + 0,20906 + 0,01= 0,22596 Зв/рік.

Ефективна еквівалентна доза випромінювання на кістковий мозок та легені становить D_ee=0,27566·0,12= 0,033 Зв/рік для чоловіків і 0,027 Зв/рік для жінок.

Розрахункова середня індивідуальна еквівалентна доза для сільського населення формується в основному за рахунок інгаляційної дози створюваної ⁹⁰Sr (найважливішим радіонуклідом на південному сліді) при виконанні польових робіт. Згідно до літературних джерел, гранично допустима доза, накопичена протягом 30 років життя , становить близько 0,6 Зв, а гранично допустима потужність дози у разі загального опромінення для населення розрахована на дорослого, дитину та ембріон, становить 0,005 Зв/рік і має „запас міцності” у 100 разів.

За умови початкової щільності радіоактивного забруднення (південний слід)

=37 – 284 кБк/м² (1 – 7,67 Кі/км²),

= 8 – 32 кБк/м² (0,21-0,84 Кі/км²)

визначаємо комітментну (на середню тривалість життя) дозу опромінювання за співвідношенням

де К – коефіцієнт, залежний від типу ґрунту. Для піщаного грунту К=0,8 бер/(Кі/км²).

Визначаємо D_k=0,8·(1+0,21)= 9,68 мЗв.

D_k=0,8·(7,67+0,84)= 68,08 мЗв.

Визначаємо втрату середньої тривалості життя

СТЖ_діб=а D_k,

де а = 500 діб/Зв коефіцієнт, який відповідає вище означеному припущенню МКРЗ.

СТЖ_діб = 500·0,00968=4,84 (діб),

СТЖ_діб=500 D_k=500·0,068=34,04 (діб),

Згідно до одержаних результатів, середня втрата тривалості життя за таких умов становить від 4,84 до 34,04 діб, а величина ризику R =СТЖ/25000 – відповідно 1,936·10^-4 – 1,36·10^-3. Найменше значення ризику на порядок перевищує ризик екстремальних ситуацій за чинниками середовища проживання, а найбільше значення – на порядок перевищує ризик здоров’ю від куріння (5·10^-4 ), який, згідно до [2], вважається соціально прийнятним.

Визначення СТЖ та величини ризику на основі одержаної вище розрахункової середньої індивідуальної річної піввікової еквівалентної дози дає більш високі значення цих показників:

для чоловіків

СТЖ=500· 0,27566 =137 діб

для жінок

СТЖ= 500 ·0,22596=113 діб

Величина ризику становить R=137/25000=5,5·10^-3 для чоловіків та 4,5·10^-3 для жінок, що відповідає небезпечним умовам (ІІІ категорія, 10^-3 >R> 10^-2). Але скорочення життя на 0,4-0,5% важко виявити на фоні інших коливань цього показника.