Приложение I.
Приложение I 
СИСТЕМА Q ДЛЯ РАСЧЕТА И ПРИМЕНЕНИЯ ЗНАЧЕНИЙ A и A
1 2
(Цитируется по приложению I руководства МАГАТЭ TS-G-1.1)
ВВЕДЕНИЕ
I.1. Система Q была разработана Х.Ф. Макдональдом и
Е.П. Голдфинчем из Центрального электроэнергетического управления
компании Соединенного Королевства в рамках Соглашения об
исследованиях с Международным агентством по атомной энергии.
Система Q определяет через значения A и A "количественные"
1 2
пределы для допустимого содержания радионуклида в упаковке типа A.
Эти пределы также используются в Правилах для различных целей,
таких как определение пределов утечки активности из упаковок типа
B, пределов содержания для упаковок с материалами с низкой
удельной активностью и освобожденных упаковок, а также пределов
содержания радиоактивных материалов особого вида (нерассеиваемых)
и не особого вида (рассеиваемых). Символ "Q" в названии системы
обозначает количество.
I.2. Сводный отчет о первоначальных результатах разработки
системы Q был опубликован в 1986 г. как документ IAEA-TECDOC-375
под названием "International Studies on Certain Aspects of the
Safe Transport of Radioactive Materials, 1980 - 1985". Затем была
выполнена дальнейшая доработка системы Q специальной рабочей
группой МАГАТЭ в 1982 г. Это послужило основой для значений A и
1
A в Правилах издания 1985 г. В дополнение К. Эккерман из Отдела
2
здравоохранения и безопасности Окриджской национальной лаборатории
(ORNL) США провел верификацию значений Q на средства Министерства
транспорта США, а К. Шоу из Национального комитета по радиационной
защите (NRPB) Соединенного Королевства разработал силами своей
организации годовые пределы значений поступления (ALI)
радионуклидов, не включенных в Публикацию 30 МКРЗ.
I.3. В преддверии издания Правил в 1996 г. в систему Q были
внедрены последние рекомендации и данные МКРЗ в виде коэффициентов
для дозы на единицу поступления (дозовые коэффициенты) [I.8],
усилиями Л. Болонь (ANPA, Италия), К. Эккермана (ORNL, США) и
С. Хьюза (NRPB, Великобритания). Их результаты послужили основой
для усовершенствования значений A и A . Существенная часть этой
1 2
работы состоит в повторном исследовании дозиметрических моделей,
используемых при определении пределов содержимого для упаковки
типа A. Повторное исследование ранних моделей, в свою очередь,
привело к дальнейшему развитию системы Q, выразившемуся в
усовершенствовании метода расчета значений A и A .
1 2
Усовершенствованный метод определения значений A и A и
1 2
вытекающие из него результаты представлены в этом приложении.
Значительная часть информации и обсуждений, содержащихся в
приложении, касаются истории вопроса, но их сохранение в тексте
представляется важным для полного понимания данных рекомендаций.
ПРЕДПОСЫЛКИ
I.4. Различные пределы для контроля выхода радиоактивности из транспортных упаковок, предписанные в Правилах, основаны на пределах содержания активности для упаковок типа A. Упаковки типа A предназначены для экономичной перевозки большого количества грузов низкой активности с достижением в то же время высокого уровня безопасности. Пределы содержимого установлены так, чтобы избежать неприемлемых радиологических последствий в случае серьезного повреждения упаковки типа A и исключать необходимость утверждения конструкции упаковки компетентным органом, за исключением упаковок, содержащих делящиеся материалы.
I.5. Активность, превышающая пределы для упаковок типа A, подпадает в Правилах под действие требований к упаковкам типа B, для которых действительно требуется утверждение компетентного органа. Требования к упаковкам типа B сформулированы так, чтобы уменьшить до очень низкого уровня вероятность значительного выхода радиоактивного из таких упаковок в результате тяжелой аварии.
I.6. Первоначально классификация перевозимых радионуклидов
состояла из семи групп, каждая из которых имела свои пределы
содержания в упаковке типа A для радиоактивных материалов особого
вида и для всех остальных видов радиоактивных материалов. Особый
вид радиоактивных материалов был определен как не рассеивающийся в
условиях специальных испытаний. В издании Правил 1973 г. система
классификации по группам была преобразована в систему A /A , в
1 2
которой для каждого нуклида определен предел содержания в упаковке
типа A как значение A Кюри при транспортировании в особом виде и
1
A Кюри для радиоактивных материалов, не относящихся к особому
2
виду.
I.7. Дозиметрические основы системы A /A базировались на ряде
1 2
отчасти прагматичных допущений. При выводе значения A
1
используется доза 3 бэр (30 мЗв) на все тело, хотя в расчете
значения A облучение ограничено 3 P на расстоянии 3 м за 3 ч.
1
Кроме того, при определении A предполагалось, что поступление
2
-6
внутрь организма 10 A в результате "средней" аварии приводит к
2
облучению в размере половины предела годового поступления (ALI)
для радиационного персонала. Средняя авария была определена
условно как авария, приводящая к полной потере защиты и выходу
-3 -3
10 от содержимого упаковки таким образом, что 10 от этого
вышедшего содержимого впоследствии поступает в организм
находящегося рядом человека. Описанная здесь система Q учитывает
более широкий спектр путей облучения, чем более ранняя система
A /A , но опирается на те же предположения, что и первоначальный
1 2
ее вариант, определенный в Правилах издания 1985 г. Многие из
сделанных предположений сходны с теми, которые делались или
подразумевались в Правилах МАГАТЭ издания 1973 г., однако в
ситуациях, предполагающих поступление радиоактивных материалов,
использованы новые данные и концепции, рекомендованные в последнее
время МКРЗ [I.8, I.9]. В частности, сделаны прагматические
предположения в отношении степени повреждения упаковки и выхода
содержимого, как обсуждается ниже, без привлечения понятия
"средняя" авария.
ОСНОВЫ СИСТЕМЫ Q
I.8. В рамках системы Q рассматривается ряд путей облучения,
каждый из которых может привести к облучению (внутреннему или
внешнему) людей вблизи упаковки типа A, попавшей в серьезную
транспортную аварию. Пути облучения схематически представлены на
рис. I.1 (здесь и далее рисунки не приводятся) и ведут к пяти
значениям предела содержимого Q , Q , Q , Q и Q , для дозы
A B C D E
внешнего гамма-облучения, дозы внешнего бета-облучения,
ингаляционной дозы, дозы облучения кожи от загрязнения и
внутренних органов при пероральном поступлении, дозы из-за
нахождения в облаке соответственно. Пределы содержания для альфа-
излучателей и излучателей нейтронов материалов особого вида, а
также для трития рассматриваются отдельно.
I.9. Пределы содержимого для упаковки типа A определены для
отдельных радионуклидов так же, как в Правилах МАГАТЭ издания
1985 г. Значение A для материалов особого вида определяется как
1
меньшее из двух значений Q и Q , а значение A для радиоактивных
A B 2
материалов, не относящихся к особому виду, является наименьшим из
A и остальных значений Q. Конкретные предположения для
1
определения путей облучения, используемые при определении каждого
индивидуального значения Q, обсуждаются ниже, однако все они
основаны на следующих радиологических критериях:
(a) Эффективная или ожидаемая эффективная доза для лица, находящегося вблизи транспортной упаковки при аварии, не должна превышать дозу 50 мЗв.
(b) Эквивалентная или ожидаемая эквивалентная доза, полученная отдельными органами, включая кожу человека, вовлеченного в аварию, не должна превышать 0,5 Зв, или в особом случае для хрусталика глаза - 0,15 Зв.
(c) Маловероятно, что человек будет находиться на расстоянии 1 м от поврежденной упаковки в течение времени больше чем 30 мин.
I.10. В системе Основных норм безопасности (BSS) [I.10]
система Q относится к области потенциального облучения.
Потенциальное облучение - это такое облучение, которое не
ожидается с полной определенностью, но может быть результатом
аварии на источнике вследствие какого-либо события или
последовательности событий вероятностного характера, включая
отказы оборудования и ошибки при эксплуатации. К потенциальному
облучению пределы доз, установленные в BSS, не применяются (см.
перечень II, табл. II-3 в BSS). В Правилах МАГАТЭ издания 1985 г.
опорная доза 50 мЗв, используемая при определении значений A /A
1 2
для эффективной дозы или ожидаемой эффективной эквивалентной дозы
облучения человека, находящегося вблизи транспортной упаковки,
после аварии, была связана с годовым пределом дозы для персонала.
Как утверждалось ранее, эта связь с годовым пределом дозы для
персонала для потенциального облучения не применяется. В
пересмотренной системе Q контрольная (опорная) доза 50 мЗв была
оставлена на том основании, что исторически реальные аварии с
упаковками типа A приводили к очень малому облучению. При выборе
справочной дозы важно также учесть вероятность облучения человека
в результате транспортной аварии; такие облучения могут, вообще
говоря, рассматриваться как облучения, имеющие место один раз за
всю жизнь человека. Ясно, что большинство людей никогда не
подвергнутся облучению.
I.11. Эффективная доза облучения для человека, находящегося вблизи транспортной упаковки после аварии, не должна превышать 50 мЗв. Для расчета предполагается, что индивидуум находится на расстоянии 1 м от поврежденной упаковки и остается в этом месте в течение 30 мин. Эффективная доза определена в BSS как сумма эквивалентных доз для тканей, каждая из которых умножается на соответствующий весовой коэффициент. Весовые коэффициенты для тканей равны используемым в радиационной защите и данным в Публикации 60 МКРЗ [I.8].
I.12. Кроме того, время облучения 30 мин. на расстоянии 1 м представляет собой осторожное предположение об аварийном облучении лиц, изначально присутствующих при аварии. Предполагается, что последующие восстановительные операции осуществляются под надзором и контролем в отношении защиты от ионизирующих излучений. Это считается более реалистичным, чем ранние предположения облучения в течение 3 ч на расстоянии 3 м. В сочетании с вышеуказанными дозовыми пределами это приводит к ограничению мощности дозы гамма-излучения от поврежденной упаковки на все тело величиной 0,1 Зв/ч на расстоянии 1 м.
ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ И ДОПУЩЕНИЯ
I.13. В данном разделе детально описаны дозиметрические модели и допущения, лежащие в основе вывода пяти основных значений Q. Очерчены конкретные учитываемые пути облучения, обсуждаются соображения, касающиеся методов вывода.
Q - доза внешнего фотонного облучения
A
I.14. Значение Q для радионуклида определяется через
A
рассмотрение дозы внешнего гамма- или рентгеновского облучения
всего тела человека вблизи поврежденной упаковки типа A после
аварии. Предполагается, что защита упаковки полностью разрушена
при аварии и соответствующая мощность дозы на расстоянии 1 м от
края (или поверхности) незащищенного радиоактивного материала
ограничивается значением 0,1 Зв/ч. Кроме того, предполагается, что
поврежденная упаковка может рассматриваться как точечный источник.
I.15. В предыдущей системе Q, согласно Публикации 38 МКРЗ
[I.11], значение Q рассчитывалось по средней энергии фотонов на
A
один распад. Кроме того, переход от экспозиционной дозы на
открытом воздухе к эффективной дозе осуществлялся с коэффициентом
6,7 мЗв/Р для фотонов с энергией в диапазоне между 50 кэВ и 5 МэВ.
I.16. В пересмотренной системе Q значение Q рассчитывалось с
A
использованием полного спектра рентгеновского и гамма-излучения
радионуклидов, как указано в Публикации 38 МКРЗ. Зависящая от
энергии взаимосвязь между эффективной дозой и экспозиционной дозой
на открытом воздухе принимается в соответствии с Публикацией 51
МКРЗ [I.12] для изотропной геометрии излучения.
I.17. Значения Q определяются формулой:
A
D / t
Q = -------- C,
A DRC
гамма
где:
D - контрольная доза 0,05 Зв;
t - время облучения 0,5 ч;
DRC - коэффициент эффективной мощности дозы для
гамма
радионуклида;
C - переводной коэффициент, определяющий размерность Q .
A
I.18. Таким образом, значения Q определяются из:
A
-13
10
Q (ТББ) = -----,
A .
e
pt
.
где: e - коэффициент эффективной мощности дозы для
pt
-1 -1
радионуклида на расстоянии 1 м, Зв х Бк х ч .
I.19. Коэффициенты эффективной дозы и эффективной мощности
дозы можно найти в табл. II.2 приложения II.
I.20. В этом уравнении величина C была установлена равной
-12
10 ТБк/Бк.
I.21. Коэффициент эффективной мощности дозы был рассчитан из:
мю -мю d
. C e en i
e = ------ SUM (-) Y E (----) e B(E , d),
pt 2 i X E i i ро E i
4пи d i i
где:
e
(-) - соотношение между эффективной дозой и облучением в
X E
i
-1
воздухе, Зв x Р ;
Y - выход фотонов энергии E на один распад радионуклида,
i i
-1
Бк х с ;
E - энергия фотона, МэВ;
i
мю
en
(----) - массовый коэффициент поглощения энергии в воздухе
ро E
i
-1
для фотонов энергии E , кв. см x г ;
i
-мю - линейный коэффициент затухания в воздухе для фотонов
i
-1
энергии E , см ;
i
B(E , d) - воздушная керма фактор накопления фотонов энергии
i
E , на расстоянии d;
i
C - постоянная величина, определяемая вышеуказанными
размерностями.
e
I.22. Расстояние d взято равным 1 м. Значение (-) получено
X E
i
интерполяцией данных из Публикации 51 МКРЗ [I.12]. Этот подход
верен для фотонов с энергией в диапазоне от 5 кэВ до 10 МэВ.
e
Значение (-) зависит от предположений относительно углового
X E
i
распределения поля излучения (геометрии излучения). Однако в
численном отношении разница между различными геометриями излучения
невелика, например, отношение круглого параллельного луча к
изотропному полю обычно меньше 1,3.
Q - доза внешнего облучения бета-излучателями
B
I.23. Значение Q определяется на основе рассмотрения дозы
B
бета-излучения, полученной кожей человека, облученного в
результате аварии с упаковкой типа A, содержащей РМ особого вида.
Как и в предыдущем случае, предполагается полное разрушение
транспортной упаковки при аварии, но концепция остаточного фактора
защиты для бета-излучателей (связанная с такими материалами, как
защита окна для бета-излучения, обломки упаковки и т.п.),
введенная в Правила издания 1985 г., остается в силе. Это
предполагает применение очень консервативного коэффициента защиты,
равного 3 для бета-излучателей с максимальной энергией >= 2 МэВ, а
в рамках системы Q эта практика была расширена и применена для
целого ряда коэффициентов защиты, зависящих от энергии
бета-излучения, на основе поглотителя приблизительной толщиной
-2
150 мг x см .
I.24. В пересмотренной системе Q значение Q рассчитывается с
B
использованием полного спектра бета-излучения для радионуклидов
согласно Публикации 38 МКРЗ. Спектральные данные для интересующего
нуклида используются с данными из [I.14, I.15] по мощности дозы на
кожу на единицу активности моноэнергетического источника
электронов. Самоэкранирование упаковки считается гладкой функцией
максимальной энергии бета-спектра (рис. I.2). Значение Q
B
определяется по формуле:
D / t
Q = ------- C,
B DRC
бета
где:
D - контрольная доза 0,05 Зв;
t - время облучения 0,5 ч;
DRC - коэффициент эффективной мощности дозы для
бета
радионуклида;
C - переводной коэффициент, определяющий размерность Q .
B
I.25. Таким образом, Q рассчитывается по формуле:
B
-12
1 x 10
Q (ТБк) = ---------,
B .
e
бета
.
где: e - коэффициент эффективной мощности дозы на кожу для
бета
бета-излучения на расстоянии 1 м от самоэкранированного материала,
-1 -1
Зв x Бк x ч .
Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти в табл. II.2
приложения II.
-12
I.26. В этом уравнении значение C было принято равным 10
ТБк/Бк.
I.27. Коэффициент мощности дозы определяется как:
. 1
e = --------- J C,
бета SF air
бета
max
где:
SF - коэффициент защиты, рассчитанный при максимальной
бета
max
энергии бета-спектра;
-1 -1
J - доза на расстоянии 1 м на распад, МэВ x г x Бк x
air
-1
с ;
C - переводной коэффициент.
Параметр J рассчитывается как:
air
E
n max
J = --------- интеграл N(E) j(r/r , E) (E/r ) dE,
air 2 0 E E
4пи ро r
где:
n - количество бета-частиц, излучаемых на один распад;
N(E) - количество электронов, излучаемых с энергией в
-1 -1
диапазоне от E до E + dE, (Бк x с );
j(r/r , E) - безразмерное распределение дозы, представляющее
E
долю излученной энергии, поглощаемой в сферической оболочке с
радиусами r/r и r/r + d(r/r ), согласно таблицам Кросса [I.14,
E E E
I.15].
I.28. Следует отметить, что хотя предел дозы для хрусталика
глаза ниже, чем для кожи (0,15 Зв по сравнению с 0,5 Зв), расчет
доз в глубине ткани от бета-источников и, в частности, при
-2
поглощении на глубине 300 мг х см чувствительных клеток эпителия
хрусталика глаза показывает, что при максимальных энергиях
бета-излучения до примерно 4 МэВ ограничительной всегда является
доза на кожу. Таким образом, специальное рассмотрение дозы на
хрусталик глаза не требуется.
I.29. И, наконец, при определении значений Q следует упомянуть
о трактовке позитронного аннигиляционного излучения и
конверсионных электронов. Последние рассматриваются как
моноэнергетические бета-частицы с весовыми коэффициентами,
соответствующими их выходу. В случае аннигиляционного излучения
этот фактор не должен учитываться при расчетах бета-дозы на кожу,
поскольку он вносит вклад величиной всего несколько процентов в
локальную дозу для базального слоя. Однако гамма-излучение 0,51
МэВ включено в энергию фотонов на распад, используемую при
определении Q , как обсуждалось выше.
A
Q - доза внутреннего облучения ингаляционным путем
C
I.30. Значение Q для радионуклида, перевозимого не в особом
C
виде, определяется исходя из ингаляционной дозы, полученной
человеком, подвергшимся облучению от радиоактивных материалов,
вышедших из поврежденной упаковки типа A при аварии. Соответствие
с дозовым пределом, указанным ранее, было обеспечено путем
ограничения поступления радиоактивного материала в условиях аварии
величиной ПГП (предел годового поступления), (ALI),
рекомендованного МКРЗ [I.19]. Концепция "средней" аварии,
применявшаяся в Правилах МАГАТЭ издания 1973 г., более не
используется, поскольку ее определение вызвало большие споры, а
именно, в отношении того, что средняя авария - это авария,
-3
приводящая к выходу 10 содержимого упаковки в совокупности с
дозиметрической моделью, предполагающей, что при этой аварии
-3 -3
выходит 10 содержимого упаковки и что 10 от этого выхода
поступает в организм человека.
I.31. В рамках системы Q рассматривается ряд сценариев аварий,
включая тот, который первоначально предложен для определения Q ,
C
охватывающих аварии, происходящие как в помещении, так и на
открытом воздухе, и возможные воздействия пожаров. В Правилах
-3
МАГАТЭ 1973 г. издания предполагалось, что 10 содержимого
-3
упаковки может выйти в результате средней аварии, и что 10 от
этого вышедшего материала может поступить в организм человека,
вовлеченного в аварию. В результате получается итоговое
-6
поступление 10 содержимого упаковки, и эта величина оставлена в
системе Q. Однако теперь она трактуется как величина,
представляющая ряд возможных долей выхода и коэффициентов
поступления (поглощения), при этом удобно рассматривать
коэффициенты поглощения как функцию этих двух параметров
независимо.
I.32. Диапазон выхода содержимого, принимаемый сейчас в
-3 -2
системе Q, а именно 10 - 10 , охватывает диапазон,
представленный более ранним предположением в Правилах МАГАТЭ
издания 1973 г., и изначальное предложение для данной системы. В
основе этого лежит подразумеваемое допущение, также содержащееся в
Правилах издания 1985 г., о том, что вероятность "крупной аварии",
способной вызвать выход большей части содержимого упаковки, мала.
В большой степени такой подход вызван фактами поведения упаковок
типа A в условиях тяжелой аварии.
I.33. Данные о вдыхаемых аэрозольных составляющих, образуемых в условиях аварии, в целом немногочисленны и имеются только для ограниченного ряда материалов. Например, для образцов урана и плутония в условиях повышенной скорости окисления в воздухе в присутствии двуокиси углерода доля вдыхаемых аэрозолей была определена как приблизительно равная 1%. Однако ниже этого уровня доля аэрозолей имеет широкие вариации в зависимости от температуры и локальных потоков в атмосфере в данном месте. Для жидкостей очевидно возможны большие доли выхода содержимого, но здесь многочисленные барьеры, обеспечиваемые материалами упаковки типа A, включая абсорбенты и двойную систему герметизации, остаются эффективными даже после аварий с тяжелыми ударными или раздавливающими воздействиями [I.22]. В самом деле, в описанном примере с источником I-131, который был полностью раздавлен в автодорожной аварии, после удаления обломков упаковки на дороге осталось менее 2% содержимого упаковки [I.24].
I.34. Потенциально наиболее тяжелыми аварийными условиями для множества упаковок типа A представляет сочетание тяжелого механического повреждения с пожаром. Однако даже и в этой ситуации роль обломков в удержании выхода радиоактивного материала может быть значительной, как это, по-видимому, произошло в авиакатастрофе самолета DC8 в 1979 г. в Афинах [I.21, I.22].
I.35. Зачастую при пожаре образуются относительно большие частицы материала, которые имеют тенденцию минимизировать любое поступление путем ингаляции и в то же время обеспечивают значительную поверхность для поглощения летучих компонентов и особенно паров жидкостей. Дополнительный ослабляющий фактор - усиленное локальное рассеяние, связанное с наличием конвективных потоков воздуха, вызванных горением, что также приводит к уменьшению поглощения за счет ингаляции.
I.36. На основе соображений, подобных приведенным здесь, для
определения пределов содержимого упаковок типа A в Правилах
признана подходящей доля выхода содержимого в диапазоне
-3 -2
10 - 10 .
I.37. Диапазон коэффициента поступления (поглощения)
-4 -3
10 - 10 , используемый сейчас в системе Q, основан на
рассмотрении ряда возможных аварийных ситуаций, происходящих как в
помещении, так и на открытом воздухе. В первоначальных положениях
системы Q рассматривалось облучение в помещении склада или
помещении для обработки груза объемом 300 куб. м при
четырехкратном обмене воздуха в помещении в час. Предполагая
-4
интенсивность дыхания взрослого человека 3,3 x 10 куб. м/с,
-3
коэффициент поглощения получается равным приблизительно 10 за
время облучения 30 мин. Альтернативный сценарий аварии
предполагает облучение в транспортном средстве объемом 50 куб. м
при десятикратном воздухообмене в час, как первоначально было
принято при определении пределов утечки в нормальных условиях
перевозки из упаковки типа B в Правилах МАГАТЭ издания 1985 г.
Предполагая ту же интенсивность дыхания и время облучения, что и
-3
ранее, коэффициент поглощения получается равным 2,4 x 10 , т.е.
имеющим тот же порядок величины, что и выше.
I.38. Для аварий, происходящих на открытом воздухе, наиболее
консервативным предположением для атмосферного рассеяния вышедшего
из упаковки материала является расположение точечного источника на
уровне земли. Табулированные коэффициенты разбавления для этой
ситуации на расстоянии 100 м по ветру изменяются в диапазоне от
-4 -2
7 x 10 до 1,7 x 10 с/куб. м [I.25], что соответствует
-7 -6
коэффициенту поглощения в интервале от 2,3 x 10 до 5,6 x 10
для интенсивности дыхания взрослого человека, указанной ранее. Эти
величины относятся к кратковременным выходам активности и
охватывают диапазон погодных условий от крайне неустойчивых до
крайне устойчивых; соответствующее значение для средних условий
-7
равно 3,3 x 10 , т.е. находится ближе к нижней границе указанного
диапазона.
I.39. Экстраполяция использованных моделей расчета
коэффициента разбавления в атмосфере на меньшие расстояния по
направлению ветра ненадежна, но уменьшение расстояния от
облучающего объекта на порядок, т.е. до 10 м, увеличит приведенный
выше коэффициент поглощения приблизительно в 30 раз. Это
показывает, что если расстояние по ветру уменьшается до нескольких
метров, то коэффициент поглощения приближается к величинам в
-4 -3
диапазоне 10 - 10 , использованным в системе Q. Однако в этих
обстоятельствах вступают в силу другие факторы, уменьшающие
поглощение активности, и они даже могут стать доминирующими.
Дополнительная турбулентность, ожидаемая при пожаре, упоминалась
ранее. Можно предположить в результате турбулентности аналогичное
уменьшение концентрации аэрозольных частиц, являющееся следствием
потока воздуха вблизи вовлеченного в аварию перевозочного средства
или вследствие влияния рядом расположенных зданий.
I.40. Таким образом, подводя итог, видно, что коэффициенты
-4 -3
поступления в диапазоне 10 - 10 приемлемы для определения
пределов содержимого упаковок типа A. С учетом долей выхода
содержимого, рассмотренных ранее, суммарный коэффициент
-6
поступления составляет 10 , как и в Правилах издания 1985 г.
Однако в рамках системы Q эта величина представляет комбинацию
-3 -2
выхода содержимого обычно в диапазоне 10 - 10 от содержимого
упаковки в виде вдыхаемого аэрозоля в сочетании с коэффициентом
поступления вышедшего из упаковки материала в пределах
-4 -3
10 - 10 . Вместе с предельными дозами, рассмотренными ранее,
это приводит к выражению для предела содержимого по условиям
облучения ингаляционным путем в виде:
D
Q = -------------- C,
C -6
1 x 10 DC
inh
где:
D - контрольная доза 0,05 Зв;
-6
1 x 10 - часть содержимого упаковки, поступающая
ингаляционным путем;
DC - дозовый коэффициент для ингаляции;
inh
C - переводной коэффициент, определяющий размерность Q .
C
Таким образом, величину Q можно рассчитать из:
C
-8
5 x 10
Q (ТБк) = --------,
С e
inh
где e - эффективный дозовый коэффициент для ингаляции
inh
радионуклида, Зв/Бк.
Значения e можно найти в табл. II и III в Серии по
inh
безопасности N 115. Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти
в табл. II.2 приложения II.
I.41. В этом уравнении значение C было принято равным
-12
10 ТБк/Бк.
I.42. Диапазоны выхода из упаковки и поступления,
рассмотренные выше, отчасти определяются химической формой
материалов и размером аэрозольных частиц. Учет химической формы
главным образом влияет на дозу, приходящуюся на единицу
поступления. Доля поступления, полученная выше, соответствует
величине, использованной в более ранней системе Q. При расчете Q
C
предполагались наиболее ограничивающая химическая форма и
эффективные дозовые коэффициенты для аэрозолей с эквивалентным
диаметром 1 мкм [I.9, I.10]. Величина эквивалентного диаметра
1 мкм, использованная в более ранней системе Q, оставлена, даже не
смотря на то, что другие величины эквивалентного диаметра могут
дать более консервативные дозовые коэффициенты для некоторых
радионуклидов.
I.43. Для урана величины Q представляются применительно к
C
типам поглощения в легких (первоначально названными классами
очистки легких), определенным для большинства химических форм
урана. Такое более детальное определение Q принято вследствие
C
чувствительности мощности дозы на единицу поступления к типу
поступления и вследствие того факта, что химическая форма
перевозимого урана в целом известна.
Q - дозы от загрязнения кожи и перорального поступления
D
I.44. Значения Q для бета-излучателей определяются на основе
D
рассмотрения дозы бета-излучения, получаемой кожей человека,
загрязненной радиоактивным материалом не особого вида вследствие
обращения с поврежденной упаковкой типа A. Модель, предложенная в
рамках системы Q, предполагает, что 1% содержимого упаковки
равномерно распределен на площади 1 кв. м; предполагается, что
результат обращения с обломками упаковки - загрязнение рук до 10%
от этого уровня. Далее предполагается, что облученный человек не
носит перчатки, но осознает возможность загрязнения или моет руки
спустя 5 ч.
I.45. Взятые по отдельности, эти предположения выглядят
несколько произвольно, но в целом они представляют разумную основу
для оценки уровня загрязнения кожи, которое может возникнуть в
-3
условиях аварии. Он равен 10 x Q /кв. м при пределе мощности
D
дозы для кожи, равном 0,1 Зв/ч при времени облучения 5 ч. В
Правилах издания 1985 г. преобразование в дозу основано на
максимальной энергии спектра бета-излучения в представлении в виде
гистограммы.
I.46. Сейчас значения Q были рассчитаны с использованием
D
спектра бета-излучения и дискретных эмиссий электронов для
радионуклидов, как табулировано МКРЗ [I.11, I.12]. Данные по
эмиссии для интересующего нуклида были использованы вместе с
данными Кросса и др. [I.27] по мощности дозы на кожу от
моноэнергетических электронов, излучаемых с поверхности кожи.
Величина Q определяется из:
D
D
Q = ------------------ C,
D -3
10 x DRC x t
skin
где:
D - контрольная доза 0,5 Зв;
-3
10 - доля содержимого упаковки, распределенная на единице
-2
поверхности кожи (м );
DRC - коэффициент мощности дозы для загрязнения кожи;
skin
4
t - время облучения 1,8 x 10 с (5 ч);
C - переводной коэффициент, определяющий размерность Q .
D
I.47. Так Q можно определить из:
D
-2
2,8 x 10
Q (ТБк) = ----------,
D .
h
skin
.
где h - доза на кожу на единицу активности на единицу
skin
-1 -1
площади кожи, Зв x с x ТБк x кв. м.
Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти в табл. II.2
приложения II.
I.48. В этом уравнении значение C было приравнено к 1.
I.49. Следует отметить, что для ряда радионуклидов значения Q
D
имеют более ограничивающий характер, чем в более ранней системе Q.
Эти меньшие значения Q , главным образом связаны с радионуклидами,
D
излучающими внутренние конверсионные электроны.
I.50. Модели, используемые здесь при определении значений Q ,
D
могут также быть использованы для оценки возможного поступления
радиоактивного материала пероральным путем. Предполагая, что
пероральным путем в организм может поступать все загрязнение с
-3
поверхности кожи площадью 10 кв. м (10 кв. см) в течение 24 ч,
-6
результирующее поступление составит 10 x Q , сравнимое с
D
-6
полученным ранее поступлением 10 x Q за счет ингаляции.
C
Поскольку доза на единицу поступления при ингаляции обычно имеет
тот же порядок или превышает дозу от поступления пероральным путем
[I.9], в рамках системы Q для внутреннего загрязнения
бета-излучателями обычно является ограничивающим ингаляционный
путь. В случаях, когда это неприменимо, почти без исключений,
Q << Q , и подробное рассмотрение перорального пути облучения не
D C
требуется.
Q - доза вследствие погружения в облако
E
газообразных изотопов
I.51. Значение Q для газообразных изотопов, не поступающих в
E
организм человека, определяется по дозе облучения от погружения в
облако, образовавшееся при аварии в ходе перевозки радиоактивных
материалов не особого вида, как в сжатом, так и несжатом
состоянии. Предполагается быстрый выход 100%-ного содержимого
упаковки в помещении склада или помещении для обработки груза с
размерами 3 м x 10 м x 10 м и четырехкратным обменом воздуха в
течение 1 ч. Это приводит к начальной концентрации в воздухе
-3
Q /300 (м ), которая экспоненциально уменьшается с постоянной
E
-1
распада 4 ч в результате вентиляции в течение последующих
30 мин. облучения, что дает средний уровень концентрации
-3 -3
1,44 x 10 Q (м ). Концентрация, ведущая к пределам дозы
E
указанным ранее, за тот же период равна 4000 x DAC (Бк/куб. м),
где DAC - условная допустимая концентрация в воздухе,
рекомендованная МКРЗ для профессионального облучения в течение
40 ч в неделю и 50 недель в году в помещении объемом 500 куб. м.
Использование критерия по радиационной защите DAC, более не
является подходящим, и поэтому в настоящих расчетах используется
коэффициент эффективной дозы для погружения в полубесконечное
облако, взятый из Руководящего федерального отчета N 12 Агентства
по охране окружающей среды США (U.S.E.P.A. Federal Guidance Report
N 12), как показано в табл. I.1.
Таблица I.1
ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ПОГРУЖЕНИЯ В ОБЛАКО
┌────────────────────────────────────────────────────────────────┐ │ Дозовые коэффициенты h для погружения │ │ sub │ │ -1 -1 │ │ в облако, Зв x Бк x с x куб. м │ ├───────────────────────────────┬────────────────────────────────┤ │ Нуклид │ h │ │ │ sub │ ├───────────────────────────────┼────────────────────────────────┤ │Ar-37 │0 │ │ │ -16 │ │Ar-39 │1,15 x 10 │ │ │ -14 │ │Ar-41 │6,14 x 10 │ │Ar-42 │Нет значения │ │ │ -16 │ │Kr-81 │2,44 x 10 │ │ │ -16 │ │Kr-85 │2,40 x 10 │ │ │ -15 │ │Kr-85m │6,87 x 10 │ │ │ -14 │ │Kr-87 │3,97 x 10 │ │ │ -15 │ │Xe-122 │2,19 x 10 │ │ │ -14 │ │Xe-123 │2,82 x 10 │ │ │ -14 │ │Xe-127 │1,12 x 10 │ │ │ -16 │ │Xe-131m │3,49 x 10 │ │ │ -15 │ │Xe-133 │1,33 x 10 │ │ │ -14 │ │Xe-135 │1,10 x 10 │ │ │ -17 │ │Rn-218 │3,40 x 10 │ │ │ -15 │ │Rn-219 │2,46 x 10 │ │ │ -17 │ │Rn-220 │1,72 x 10 │ │ │ -17 │ │Rn-222 │1,77 x 10 │ └───────────────────────────────┴────────────────────────────────┘
Величина Q определяется выражением:
E
D
Q = ------------ x C,
E d x DRC
f subm
где:
D - контрольная доза 0,05 Зв (или 0,5 Зв, где Q ограничено
E
облучением кожи);
d - концентрация в воздухе, интегрированная по времени;
f
DRC - коэффициент эффективной дозы для погружения в
subm
-1 -1
облако, Зв x Бк x с x куб. м (или коэффициент дозы на кожу для
погружения не приведен);
C - переводной коэффициент, определяющий размерность Q .
E
-3
В этом уравнении значение d принято равным 2,6 Бк x с x м
f
-12
на Бк, вышедший в определенное помещение, а коэффициент C - 10
ТБк/Бк.
I.52. Так Q можно рассчитать из:
E
-14
1,9 x 10
Q (ТБк) = -----------,
E h
sub
где h - коэффициент эффективной дозы для погружения в
sub
-1 -1
облако, Зв x Бк x с x куб. м.
Коэффициенты дозы и мощности дозы можно найти в табл. II.2
приложения II.
ОСОБЫЕ СООБРАЖЕНИЯ
I.53. Дозиметрические модели, описанные в предыдущем разделе,
применимы к подавляющему большинству интересующих радионуклидов и
могут использоваться для определения их значений Q и
соответствующих величин A и A . Однако в ограниченном числе
1 2
случаев эти модели неприменимы или нуждаются в доработке. В данном
разделе обсуждаются особые соображения применительно к таким
обстоятельствам.
Рассмотрение материнских и дочерних радионуклидов
I.54. В прежней системе Q предполагалось максимальное время
перевозки 50 сут., и поэтому предполагалось, что продукты
радиоактивного распада с периодом полураспада меньше 10 сут.
находятся в равновесии с их более долгоживущими материнскими
радионуклидами. В таких случаях значения Q рассчитывались для
материнских и дочерних радионуклидов, и ограничивающее значение
использовалось при определении A и A материнского радионуклида.
1 2
В случаях, когда дочерний радионуклид имеет период полураспада
либо более 10 сут., либо больше чем у материнского нуклида,
рассматривалась смесь дочерних и материнских радионуклидов.
I.55. Критерий периода полураспада 10 сут. остался. Предполагается, что дочерние радионуклиды с периодом полураспада менее 10 сут. находятся в вековом равновесии с более долгоживущим материнским радионуклидом; однако вклад дочерних радионуклидов в каждую величину Q суммируется с вкладом материнского нуклида. Это дает средства расчета для вторичных радионуклидов с ветвящимися фракциями менее единицы; например, Ba-137m образуется в 0,946 распадах его материнского нуклида Cs-137. Если период полураспада материнского нуклида менее 10 сут., а период полураспада дочернего нуклида более 10 сут., то грузоотправитель должен применять правило смешения. Например, упаковка, содержащая Ca-47 (4,53 сут.) была рассчитана в переходном равновесии со своим дочерним радионуклидом Sc-47 (3,351 сут.). Упаковка, содержащая Ge-77 (11,3 ч), будет рассчитана грузоотправителем как смесь Ge-77 и его дочернего нуклида As-77 (38,8 ч).
I.56. Иногда долгоживущий дочерний радионуклид образуется при
распаде короткоживущего материнского радионуклида. В таких случаях
возможный вклад дочернего радионуклида в облучение не может быть
оценен без знания времени перевозки и накопления дочерних
нуклидов. Необходимо определить время перевозки и накопление
дочерних нуклидов для упаковки и устанавливать значения A /A ,
1 2
используя правило для смеси. В качестве примера рассмотрим Те-131m
(30 час.), распадающийся на Те-131 (25 мин.); последний, в свою
очередь, распадается на I-131 (8,04 сут.). Грузоотправитель должен
применить правило для смеси к этой упаковке с активностью I-131,
определенной исходя из времени перевозки и накопления дочерних
нуклидов. Приведенная выше трактовка цепей распада в некоторых
случаях отличается от табл. I перечня I Основных норм безопасности
(BSS). В этой таблице наличие векового равновесия предполагается
для всех цепочек распада. Цепочки распада, для которых вклад
дочерних нуклидов включается в определение величины Q материнского
нуклида, приведены в табл. I.3.
Альфа-излучатели
I.57. Для альфа-излучателей обычно не нужно рассчитывать
значения Q или Q для материалов особого вида из-за их
A B
относительно слабого гамма- и бета-излучения. В Правилах МАГАТЭ
издания 1973 г. верхний предел альфа-излучателей особого вида был
3
произвольно установлен равным 10 x A . Для этой процедуры нет
2
дозиметрического обоснования, и признавая это, а также с учетом
хорошей статистики перевозок РМ особого вида и с учетом уменьшения
во многих случаях значений Q для альфа-излучателей в результате
C
применения последних рекомендаций МКРЗ принято десятикратное
3
увеличение произвольного коэффициента 10 , приведенного выше.
Соответственно для альфа-излучателей особого вида дополнительная
4
величина Q, а именно Q = 10 x Q , определена и включена, где
F C
необходимо, в колонку Q таблиц для значений Q.
A
I.58. Радионуклид считается альфа-излучателем, если более чем
-3
в 10 распадах он излучает альфа-частицы или при его распаде
образуется альфа-излучатель. Например, Np-235, который распадается
-5
с излучением альфа-частиц в 1,4 x 10 распадах, не является
альфа-излучателем для целей рассмотрения материалов особого вида.
Аналогично Pb-212 - это альфа-излучатель, поскольку его дочерний
нуклид Bi-212 подвержен альфа-распаду. В целом пределы материалов
особого вида для альфа-излучателей увеличились с увеличением Q .
C
I.59. В отношении перорального поступления альфа-излучателей
применимы аргументы, аналогичные использованным в случае
бета-излучателей при рассмотрении Q , и путь облучения за счет
D
ингаляции всегда накладывает большие ограничения, чем пероральный
путь; поэтому последний не рассматривается подробно.
Нейтронные излучатели
I.60. Для нейтронных излучателей в системе Q изначально
предполагалось, что ситуации с источниками (альфа, n) или (гамма,
n) либо со спонтанным источником нейтронов Cf-252, для которых
доза от нейтронного излучения вносит значительный вклад в
рассмотренные ранее пути внешнего или внутреннего облучения,
неизвестны. Однако в случае источника Cf-252, дозой от нейтронов
пренебрегать нельзя. Данные, приведенные в Публикации 21 МКРЗ
[I.29] для нейтронного и гамма-излучения, указывают мощность дозы
3
2,54 x 10 бэр/ч на расстоянии 1 м от источника Cf-252 массой 1 г.
В сочетании с указанным выше пределом мощности дозы 10 бэр/ч на
указанном расстоянии, для Cf-252 это дает величину Q , равную
A
0,095 ТБк. Двукратное увеличение, согласно весовому коэффициенту
для нейтронного излучения, рекомендованному МКРЗ [I.8], дает
-2
текущее значение для Q 4,7 x 10 . Это является более
A
ограничивающим, чем значение 28 ТБк для Q , полученного на основе
F
пересмотренного выражения для альфа-излучателей особого вида.
Нейтронная компонента в дозе внешнего облучения от источника
Cf-252 доминирует, и аналогичные соображения применимы к двум
другим потенциальным спонтанным делящимся источникам Cm-248 и
Cf-254. Значение Q для этих радионуклидов было оценено, исходя из
A
того же коэффициента пересчета мощности дозы на единицу
активности, что и в случае рассмотренного выше источника Cf-252 с
допущением для них соответствующей мощности нейтронного излучения
относительно мощности источника Cf-252.
Тормозное излучение
I.61. В целях защиты от возможного влияния тормозного
излучения величины A и A , приведенные в таблицах Правил МАГАТЭ
1 2
издания 1973 г., были ограничены сверху пределом 1000 Ки. В рамках
системы Q это ограничение осталось на уровне 40 ТБк. Оно было
принято как произвольная величина отсечки без особой связи с
тормозным излучением или иными дозиметрическими соображениями. Это
осталось неизмененным.
I.62. Предварительная оценка тормозного излучения с
соответствующими предположениями для Q и Q показывает, что цифра
A B
40 ТБк разумна. Однако явное включение тормозного излучения в
систему Q может ограничить A и A для некоторых нуклидов на
1 2
уровне 20 ТБк, что в 2 раза меньше. Такой анализ служит поддержкой
для использования произвольной величины отсечки.
Тритий и его соединения
I.63. При разработке системы Q признано, что жидкости,
содержащие тритий, должны рассматриваться отдельно. Использовалась
модель с разлитием большого количества воды, содержащей тритий, на
ограниченной площади в результате пожара. На основе этих
предположений в Правилах издания 1985 г. значение A для жидкостей
2
с тритием установлено равным 40 ТБк при дополнительном условии,
что концентрация должна быть меньше 1 ТБк/л. Внесение изменений в
Правила издания 1996 г. не рассматривалось как необходимое.
Радон и его дочерние продукты
I.64. Как отмечалось ранее, величина Q рассчитывается для
E
благородных газов, которые не поступают в организм и дочерние
нуклиды которых либо стабильные, либо представляют собой другие
благородные газы. В нескольких случаях это условие не выполняется,
и следует учитывать иные дозиметрические пути, помимо внешнего
облучения от погружения в радиоактивное облако. Единственным
случаем, представляющим практический интерес в Правилах, является
Rn-222, для которого доза на легкие вследствие ингаляции
короткоживущих дочерних нуклидов специально рассмотрена МКРЗ
[I.31].
I.65. Здесь при определении значений Q для Rn-222 учтены
дочерние радионуклиды, перечисленные в табл. I.3. Соответствующее
значение Q согласно расчету в Правилах издания 1985 г. равно
C
3,6 ТБк; однако допущение о 100%-ном выходе радона вместо
-3 -2
10 - 10 доли для аэрозолей, предусмотренное в модели Q ,
C
-3 -2
приводит к снижению значения Q до 3,6 x 10 - 3,6 x 10 ТБк.
C
Кроме того, если рассматривать Rn-222 с его дочерними нуклидами
-3
как благородный газ, то это дает значение Q = 4,2 x 10 ТБк, что
E
ближе к нижнему пределу диапазона значений Q , и это все еще
C
служит пределом для упаковки типа A в случае материалов не особого
вида, приведенным для Rn-222 в таблице величин Q. Дозиметрия
радона продолжается, и эти значения могут быть пересмотрены в
будущем.
ПРИМЕНЕНИЕ
Материалы с низкой удельной активностью
с "неограниченными" значениями A или A
1 2
I.66. В Правилах МАГАТЭ издания 1973 г. выделена категория
материалов, удельная активность которых столь мала, что
представляется немыслимым их поступление в организм, которое
привело бы к значительному увеличению радиационной опасности, а
именно материалы с НУА. Они были определены, исходя из того, что
крайне маловероятно, чтобы индивидуум оставался в загрязненной
атмосфере столь долго, чтобы вдохнуть более 10 мг материала. В
этих условиях, если удельная активность материала такова, что
поглощение такой массы эквивалентно предполагаемому поглощению
-6
активности 10 A для человека, вовлеченного в аварию с упаковкой
2
типа A, то этот материал не должен представлять опасность при
транспортировании большую, чем количество радиоактивного
материала, транспортируемое в упаковках типа A. Эта гипотетическая
модель оставлена в системе Q и приводит к критерию для НУА,
-4
равному 10 x Q / г; таким образом, значения Q для тех
C
радионуклидов, удельная активность которых ниже указанного уровня,
обозначены как "неограниченные". Если этот критерий выполняется,
то эффективная доза, связанная с поступлением (поглощением) 10 мг
нуклида, меньше, чем дозовый критерий 50 мЗв. Природный уран и
торий, обедненный уран и другие материалы, такие как U-238, Th-232
и U-235, удовлетворяют вышеуказанному критерию. Расчеты с
использованием новейших дозовых коэффициентов, приведенных в
Основных нормах безопасности [I.10] и в изданиях МКРЗ [I.9],
показывают, что необлученный уран, обогащенный до < 20%, также
удовлетворяет этому критерию, если основываться на смесях
изотопов, приведенных в документе ASTM (Американское общество по
испытаниям и материалам) С996-90. Величины A и A для облученного
1 2
переработанного урана следует рассчитывать на основе уравнения для
смесей, принимая во внимание радионуклиды урана и продукты
деления.
I.67. В представленных выше рассуждениях исключены соображения
по поводу химической токсичности, для которой МКРЗ [I.33]
рекомендовала предел дневного поглощения 2,5 мг.
I.68. Дальнейшее рассмотрение материалов НУА в контексте
модели загрязнения кожи, использованной при определении величины
Q , касается массы материала, которая может оставаться на коже в
D
течение значительного периода времени. Согласованная точка зрения
совещания Специальной рабочей группы сводилась к тому, что обычное
присутствие 1 - 10 мг/кв. см загрязнения на руках легко
обнаруживается и быстро стирается или смывается, вне зависимости
от возможной активности. Решено, что верхний предел этого
диапазона может служить порогом для массы материала, остающейся на
коже, и вместе с рассмотренной ранее моделью загрязнения кожи для
-5
Q это дает предел 10 x Q /г для материалов НУА. На этой
D D
основе величины Q для радионуклидов, соответствующих данному
D
критерию, в таблице величин Q также обозначены как
"неограниченные".
Скорости утечки в нормальных условиях перевозки
I.69. При определении максимально допустимой скорости утечки
для упаковок типа B в нормальных условиях перевозки в Правилах
МАГАТЭ 1973 г. издания в качестве наиболее неблагоприятных условий
принималось, что работник проводят 20% своего рабочего времени в
закрытом транспортном средстве объемом 50 куб. м при десятикратном
воздухообмене в час. Считалось, что транспортное средство содержит
упаковку типа B, имеющую утечку активности со скоростью r (Бк/ч),
и предполагалось консервативно, что результирующая концентрация
активности в воздухе всегда находится в равновесии. На этой основе
годовое поступление активности за счет ингаляции I человеком,
а
работающим 2000 ч в год со средней интенсивностью дыхания
1,25 куб. м/ч, было рассчитано как:
r
I = ------- x 1,25 x 2000 x 0,2
а 50 x 10
или
I = r.
а
I.70. Таким образом, максимальное годовое поступление
активности равно активности, вышедшей за 1 ч. Это поступление было
приравнено к исторически сложившейся максимально допустимой
квартальной дозе профессионального облучения (30 мЗв на все тело,
гонады и красный костный мозг, 150 мЗв - на кожу, щитовидную
железу и кости и 80 мЗв на другие отдельные органы), которая из
-6
определения A соответствовала поступлению A x 10 .
2 -6 2
Следовательно, r <= A x 10 в ч.
2
I.71. В этих выкладках предполагается, что все вышедшие материалы оказываются взвешенными в воздухе и могут вдыхаться, тем самым для многих материалов оценка может быть очень завышена. Кроме того, предполагается наличие равновесных условий в течение всего времени. Эти факторы совместно с принципом, что утечка из упаковок типа B должна быть минимальной, определили, что облучение транспортных работников будет составлять лишь малую долю предела МКРЗ для радиационных рабочих. Кроме того, данный уровень консерватизма был сочтен адекватным, чтобы охватывать маловероятные ситуации нескольких упаковок с протечками в одном транспортном средстве.
I.72. В Правилах МАГАТЭ издания 1985 г. максимально допустимая
скорость утечки из упаковок типа B в нормальных условиях перевозки
не изменилась, хотя некоторые параметры, используемые в
приведенных выше выкладках, были обновлены. В частности, в
тогдашних рекомендациях МКРЗ [I.16] квартальные пределы заменены
годовыми дозами или пределами поступления для радиационных
рабочих. Это, в свою очередь, внедрено в усовершенствованный
метод, известный как система Q для значений A и A как пределов
1 2
содержимого упаковок типа A.
I.73. Дозовый критерий 50 мЗв, используемый в системе Q, таков, что в рамках Основных норм безопасности (BSS) система находится в области потенциального облучения. При определении допустимых пределов утечки в обычных условиях перевозки для упаковок типа B необходимо учитывать самые новейшие дозовые пределы для работников, равные 20 мЗв в год, осредненные за 5 лет [I.8]. Более ранние модели предполагают крайне пессимистичную модель облучения в течение 2000 ч в год. Оставляя эту величину вместе с облучением в помещении 30 м x 10 м x 10 м при четырехкратном воздухообмене в час и интенсивности дыхания взрослого человека 1,25 куб. м /ч, допустимую скорость утечки r для эффективной дозы 20 мЗв можно рассчитать следующим образом:
-6
20 x 10 A
2 3000 x 4
r = ------------ x ----------- в час,
50 2000 x 1,25
-6
r = 1,9 x 10 A в час.
2
I.74. Принятые размеры помещения больше тех, которые предполагаются для резкого выхода активности в рамках системы Q. Однако предполагаемое время облучения очень пессимистично. Облучение в течение 200 ч в значительно меньшем помещении объемом 300 куб. м может приводить к той же прогнозируемой эффективной дозе. Для случайного облучения на открытом воздухе человека, находящегося вблизи упаковки типа B с протечкой, максимальная доза вследствие ингаляции может быть много меньше.
-6
I.75. Таким образом, существующий предел 10 A в ч остался
2
и, как показано, консервативен. Как следует из опыта, упаковки
при нормальной перевозке редко имеют скорость утечки, близкую к
предельно допустимой. Такая утечка из упаковок, содержащих
жидкости, может приводить к очень серьезному загрязнению
поверхности вблизи уплотнений и была бы легко обнаружена в
результате радиационного контроля в ходе перевозки или при приемке
груза грузополучателем.
Скорости утечки для аварийных условий
I.76. Аварии такой степени тяжести, которая моделируется в
испытаниях упаковок типа B, определенных Правилами, крайне
маловероятны в условиях ограниченного пространства помещений либо,
если такая авария произошла, условия потребуют немедленную
эвакуацию всех людей, находящихся поблизости. Следовательно,
сценарий облучения, представляющий интерес в данном контексте -
это авария, происходящая на открытом воздухе. В такой ситуации
радиационные последствия максимально допустимого выхода активности
величиной A за неделю от упаковки типа B можно выразить как
2
предел эквивалентной дозы облучения лиц, непрерывно находящихся с
подветренной стороны от поврежденной упаковки в течение времени
выхода активности.
I.77. На практике маловероятно, что аварийный выход будет иметь место в течение всей недели. В большинстве ситуаций аварийная бригада прибывает на место аварии и предпринимает эффективные восстановительные действия по ограничению выхода в течение нескольких часов. На этой основе максимальная эффективная доза от ингаляции для лиц, находящихся на расстоянии 50 - 200 м по ветру от поврежденной упаковки типа B, при средних погодных условиях равна 1 - 10 мЗв, и увеличивается приблизительно в 5 раз при менее вероятных в целом и преобладающих стабильных метеорологических условиях (см., например, рис. 3 из [I.35]). Эффекты локальной герметизации и турбулентности в атмосфере вблизи радиоактивного источника плюс возможные эффекты поднимающегося шлейфа, если имеет место пожар, будут стремиться уменьшать пространственную неравномерность доз на расстояниях от источника, превышающих несколько десятков метров, и приближать ее к нижней границе диапазона доз, указанного выше. Пренебрежение возможными дозами для лиц, находящихся в нескольких десятках метров от источника, считается обоснованным отчасти, за счет консервативного предположения непрерывного облучения с подветренной стороны от источника в течение всего периода выхода активности и, отчасти, тем фактом, что аварийный персонал в этой зоне должен работать при наличии дозиметрического контроля и наблюдения.
I.78. Особое положение для Kr-85, которое введено в Правилах
МАГАТЭ издания 1973 г., и было сохранено в Правилах МАГАТЭ издания
1985 г., основано на учете радиационных последствий выхода этого
радионуклида. Допустимый выход величиной 10 A первоначально
2
получен на основе сравнения потенциальной дозы облучения всего
тела или любого критического органа человека, облученного на
расстоянии примерно 20 м от источника Kr-85 и других
негазообразных радионуклидов. В частности, было отмечено, что
модель ингаляционного пути облучения, использованная при
определении значений A неприемлема для разреженного газа, который
2
в значительной степени не проникает в ткани тела. Эта критика
остается в силе и для Правил МАГАТЭ издания 1996 г. (а значит и в
НП-053-04), где в рамках системы Q значение A для Kr-85 равно
2
значению Q для дозы от погружения в облако для кожи лиц,
E
облученных в помещении после быстрого выхода содержимого упаковки
типа A при аварии. Можно показать, что даже допустимый выход
величиной 10 A для Kr-85 крайне консервативен по сравнению с
2
эквивалентными значениями A для других негазообразных
2
радионуклидов. Для выхода величиной A , подверженного разбавлению
2
в степени d , максимальная результирующая эффективная доза за счет
f
ингаляции D определяется по выражению:
inh
-4 50
D = A x d x 3,3 x 10 x --------- (мЗв),
inh 2 f -6
A x 10
2
-4
где 3,3 x 10 - средняя интенсивность дыхания взрослого
-6
человека (куб. м/с), а поступление A x 10 уравнено с дозой
2
50 мЗв.
На этой же основе выход 10 A для Kr-85 (100 ТБк) приводит к
2
дозе от погружения в облако, определяемой по выражению:
-1
D = 100 x d x 2,4 x 10 (мЗв),
subm f
-1
где 2,4 x 10 - коэффициент дозы от погружения в облако,
-1 -1
мЗв x куб. м x ТБк x с .
I.79. Из приведенных выше выражений D / D равно
inh subm
приблизительно 680. Таким образом, предел выхода активности из
упаковки типа B для Kr-85 представляется более, чем на два порядка
величины консервативнее по сравнению с другими негазообразными
радионуклидами.
ТАБЛИЦЫ ЗНАЧЕНИЙ Q
I.80. Полный перечень значений Q, определенных на основе
моделей, описанных в предыдущих разделах, представлен в табл. I.2.
Туда также включены соответствующие значения A и A пределов
1 2
содержимого упаковок типа A для РМ особого вида и радиоактивных
материалов, не относящихся к особому виду, соответственно.
Значения Q в табл. I.2 округлены до двух значащих цифр, а значения
A и A - до одной; в последнем случае также применен условный
1 2
(произвольный) предел 40 ТБк.
Таблица I.2
ПРЕДЕЛЫ СОДЕРЖИМОГО УПАКОВКИ ТИПА A:
Q , Q , Q , И Т.Д.
A B C
Значения и пределы для материалов особого вида (A )
1
и не особого вида (A )
2
┌─────────┬──────┬───────────┬───────────┬───────────┬───────────┬───────────┬───────────┐ │Радио- │a - │Q или Q , │ Q , │ Q , │ Q или Q ,│ A , │ A , │ │нуклид │приве-│ A F │ B │ C │ D E │ 1 │ 2 │ │ │дено │ ТБк │ ТБк │ ТБк │ ТБк │ ТБк │ ТБк │ │ │Q │ │ │ │ │ │ │ │ │ F │ │ │ │ │ │ │ │ │вместо│ │ │ │ │ │ │ │ │Q │ │ │ │ │ │ │ │ │ A │ │ │ │ │ │ │ ├─────────┼──────┼───────────┼───────────┼───────────┼───────────┼───────────┼───────────┤ │ │ │ +00│ -01│ -03│ -01│ -01 │ -03 │ │Ac-225 │ │4,9 x 10 │8,5 x 10 │6,3 x 10 │3,0 x 10 │8 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ +02│ -05│ +01│ -01 │ -05 │ │Ac-227 │a │9,3 x 10 │1,3 x 10 │9,3 x 10 │3,7 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Ac-228 │ │1,2 x 10 │5,6 x 10 │2,0 x 10 │5,2 x 10 │6 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Ag-105 │ │2,0 x 10 │1,0 x 10 │6,3 x 10 │2,5 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Ag-108m │ │6,5 x 10 │5,9 x 10 │1,4 x 10 │6,0 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -01│ +01│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Ag-110m │ │4,2 x 10 │1,9 x 10 │4,2 x 10 │2,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Ag-111 │ │4,1 x 10 │1,9 x 10 │2,9 x 10 │6,2 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Al-26 │ │4,3 x 10 │1,4 x 10 │2,8 x 10 │7,1 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +02│ +01 │ -03 │ │Am-241 │a │1,3 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │3,8 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +01│ -03│ -01│ +01 │ +03 │ │Am-242m │a │1,4 x 10 │5,0 x 10 │1,4 x 10 │8,4 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ -03│ -01│ +00 │ -03 │ │Am-243 │ │5,0 x 10 │2,6 x 10 │1,3 x 10 │4,1 x 10 │5 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ │ +03│ +01 │ +01 │ │Ar-37 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │- │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ │ +01│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Ar-39 │ │- │7,3 x 10 │- │1,8 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ │ -01│ -01 │ -01 │ │Ar-41 │ │8,8 x 10 │3,1 x 10 │- │3,1 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │As-72 │ │6,1 x 10 │2,8 x 10 │5,4 x 10 │6,5 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │As-73 │ │9,5 x 10 │1,0 x 10 │5,4 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │As-74 │ │1,4 x 10 │1,7 x 10 │2,4 x 10 │9,4 x 10 │1 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │As-76 │ │2,5 x 10 │2,5 x 10 │6,8 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +01│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │As-77 │ │1,3 x 10 │1,8 x 10 │1,3 x 10 │6,5 x 10 │2 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -01│ +02│ +01 │ -01 │ │At-211 │ │2,5 x 10 │1,0 x 10 │5,1 x 10 │4,4 x 10 │2 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Au-193 │ │7,0 x 10 │1,0 x 10 │4,2 x 10 │1,8 x 10 │7 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Au-194 │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │2,0 x 10 │6,1 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Au-195 │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │3,1 x 10 │5,5 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Au-198 │ │2,6 x 10 │1,1 x 10 │6,0 x 10 │6,1 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Au-199 │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │6,7 x 10 │6,4 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Ba-131 │ │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,9 x 10 │2,2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Ba-133 │ │2,6 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Ba-133m │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │2,6 x 10 │6,2 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ba-140 │ │6,3 x 10 │4,5 x 10 │2,4 x 10 │3,1 x 10 │5 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ +03│ +01 │ +01 │ │Be-7 │ │2,1 x 10 │1,0 x 10 │9,4 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ │ +01│ +00│ -01│ +01 │ -01 │ │Be-10 │ │- │5,8 x 10 │1,5 x 10 │5,8 x 10 │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +01│ -01 │ -01 │ │Bi-205 │ │6,9 x 10 │1,0 x 10 │5,4 x 10 │1,1 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +00│ -01 │ -01 │ │Bi-206 │ │3,4 x 10 │1,0 x 10 │2,9 x 10 │1,1 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Bi-207 │ │7,1 x 10 │1,0 x 10 │9,4 x 10 │5,0 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ │ +00│ -01│ -01│ +00 │ -01 │ │Bi-210 │ │- │1,3 x 10 │6,0 x 10 │6,2 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -02│ -01│ -01 │ -02 │ │Bi-210m │ │4,3 x 10 │6,2 x 10 │1,6 x 10 │4,9 x 10 │6 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Bi-212 │ │1,0 x 10 │6,5 x 10 │1,7 x 10 │5,8 x 10 │7 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ +00│ +00 │ -04 │ │Bk-247 │a │7,7 x 10 │1,0 x 10 │7,7 x 10 │1,4 x 10 │8 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ -01│ +01│ +01 │ -01 │ │Bk-249 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │1,2 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Br-76 │ │4,4 x 10 │6,3 x 10 │1,2 x 10 │9,9 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +01│ +00 │ +00 │ │Br-77 │ │3,4 x 10 │1,0 x 10 │5,7 x 10 │2,3 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ -01│ -01 │ -10 │ │Br-82 │ │4,1 x 10 │1,0 x 10 │7,8 x 10 │7,7 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +03│ -01│ +00 │ -01 │ │C-11 │ │1,0 x 10 │2,0 x 10 │1,0 x 10 │5,8 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ │ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │C-14 │ │- │1,0 x 10 │8,6 x 10 │3,2 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ │ │ │ │ │Ca-41 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +3 │ +3 │ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Ca-45 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,9 x 10 │1,2 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Ca-47 │ │2,7 x 10 │3,7 x 10 │2,0 x 10 │3,3 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ +00│ +01 │ +00 │ │Cd-109 │ │2,9 x 10 │1,0 x 10 │6,2 x 10 │1,9 x 10 │3 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ │ +01│ -01│ -01│ +01 │ -01 │ │Cd-113m │ │- │9,1 x 10 │4,5 x 10 │6,9 x 10 │4 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Cd-115 │ │3,9 x 10 │3,3 x 10 │4,3 x 10 │3,9 x 10 │3 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Cd-115m │ │5,0 x 10 │5,2 x 10 │6,8 x 10 │6,1 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Ce-139 │ │6,8 x 10 │1,0 x 10 │2,8 x 10 │2,2 x 10 │7 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +02│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Ce-141 │ │1,6 x 10 │3,2 x 10 │1,4 x 10 │5,8 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ce-143 │ │3,7 x 10 │8,9 x 10 │6,2 x 10 │6,0 x 10 │9 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Ce-144 │ │2,2 x 10 │2,5 x 10 │1,0 x 10 │3,8 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +03│ +01 │ -03 │ │Cf-248 │a │6,1 x 10 │1,0 x 10 │6,1 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ +00│ +00 │ -04 │ │Cf-249 │ │3,2 x 10 │1,0 x 10 │7,6 x 10 │4,6 x 10 │3 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +03│ +01 │ -03 │ │Cf-250 │a │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ -01│ +00 │ -04 │ │Cf-251 │a │7,5 x 10 │1,0 x 10 │7,5 x 10 │5,2 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -02│ +03│ -03│ +02│ -02 │ -03 │ │Cf-252 │ │4,7 x 10 │1,0 x 10 │2,8 x 10 │5,2 x 10 │5 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ +00│ +01 │ -02 │ │Cf-253 │a │4,2 x 10 │1,0 x 10 │4,2 x 10 │1,2 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -03│ +03│ -03│ +03│ -03 │ -03 │ │Cf-254 │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +03│ +01│ +00│ -01│ +01 │ -01 │ │Cl-36 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │7,2 x 10 │6,3 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +03│ -01│ -01 │ -01 │ │Cl-38 │ │8,1 x 10 │2,2 x 10 │1,0 x 10 │5,6 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ +03│ +01 │ -02 │ │Cm-240 │a │1,7 x 10 │1,0 x 10 │1,7 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Cm-241 │ │2,2 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │1,5 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ +03│ +01 │ -02 │ │Cm-242 │a │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -03│ -01│ +00 │ -03 │ │Cm-243 │ │8,6 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │8,3 x 10 │9 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +03│ +01 │ -03 │ │Cm-244 │a │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ +00│ +00 │ -04 │ │Cm-245 │a │9,1 x 10 │1,0 x 10 │9,1 x 10 │2,7 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ +03│ +00 │ -04 │ │Cm-246 │a │9,1 x 10 │1,0 x 10 │9,1 x 10 │1,0 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ -04│ │ +00 │ -03 │ │Cm-247 │ │3,2 x 10 │1,6 x 10 │9,8 x 10 │Неогранич. │3 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -02│ +03│ -04│ │ -02 │ -04 │ │Cm-248 │ │1,8 x 10 │1,0 x 10 │2,5 x 10 │Неогранич. │2 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Co-55 │ │5,4 x 10 │9,7 x 10 │9,1 x 10 │7,7 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ +01│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Co-56 │ │3,3 x 10 │1,5 x 10 │7,8 x 10 │2,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +01│ +01 │ +01 │ │Co-57 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │5,3 x 10 │1,3 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Co-58 │ │1,1 x 10 │7,8 x 10 │2,5 x 10 │3,8 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Co-58m │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +02│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Co-60 │ │4,5 x 10 │7,3 x 10 │1,7 x 10 │9,7 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Cr-51 │ │3,4 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +01│ +00 │ +00 │ │Cs-129 │ │3,6 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3,7 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Cs-131 │ │3,1 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +01│ +00 │ +00 │ │Cs-132 │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │2,1 x 10 │2,5 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Cs-134 │ │6,9 x 10 │3,6 x 10 │7,4 x 10 │9,2 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ -01│ +01 │ -01 │ │Cs-134m │ │3,7 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │6,3 x 10 │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ +00│ +01 │ +00 │ │Cs-135 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │1,5 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +02│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Cs-136 │ │5,1 x 10 │8,3 x 10 │3,8 x 10 │7,0 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Cs-137 │ │1,8 x 10 │8,2 x 10 │1,0 x 10 │6,3 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Cu-64 │ │5,6 x 10 │1,1 x 10 │4,2 x 10 │1,1 x 10 │6 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +02│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Cu-67 │ │1,0 x 10 │4,1 x 10 │8,6 x 10 │6,9 x 10 │1 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ +03│ +01 │ +01 │ │Dy-159 │ │2,0 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Dy-165 │ │4,1 x 10 │9,4 x 10 │8,2 x 10 │3,4 x 10 │9 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Dy-166 │ │3,4 x 10 │8,6 x 10 │2,0 x 10 │3,4 x 10 │9 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +01│ +01│ +01 │ +00 │ │Er-169 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │5,1 x 10 │9,5 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Er-171 │ │2,9 x 10 │8,3 x 10 │2,3 x 10 │5,1 x 10 │8 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Eu-147 │ │2,2 x 10 │1,0 x 10 │5,0 x 10 │3,8 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +03│ +01│ +01│ -01│ │Eu-148 │ │5,1 x 10 │5,1 x 10 │1,0 x 10 │1,9 x 10 │1,9 x 10 │5,1 x 10 │ │ │ │ +01│ +01│ +03│ +02│ +01│ +01 │ │Eu-149 │ │2,0 x 10 │1,5 x 10 │1,0 x 10 │1,9 x 10 │7,4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Eu-150 │ │7,2 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │7,1 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │(34 г) │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +01 │ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Eu-150m │ │23 x 10 │1,5 x 10 │2,6 x 10 │6,9 x 10 │2 x 10 │7 x 10 │ │(13 ч) │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ -01│ +02│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Eu-152 │ │9,6 x 10 │1,7 x 10 │1,3 x 10 │1,3 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Eu-152m │ │3,7 x 10 │8,1 x 10 │2,3 x 10 │7,8 x 10 │8 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Eu-154 │ │9,0 x 10 │1,6 x 10 │1,0 x 10 │5,5 x 10 │9 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ +00│ +01 │ +00 │ │Eu-155 │ │1,9 x 10 │1,0 x 10 │7,7 x 10 │3,2 x 10 │2 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Eu-156 │ │8,8 x 10 │7,4 x 10 │1,5 x 10 │6,7 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │F-18 │ │1,0 x 10 │2,8 x 10 │8,3 x 10 │5,8 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Fe-52 │ │4,1 x 10 │3,2 x 10 │7,6 x 10 │3,7 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Fe-55 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │6,5 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Fe-59 │ │9,4 x 10 │4,4 x 10 │1,4 x 10 │8,9 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -01│ +00│ +01 │ -01 │ │Fe-60 │ │2,0 x 10 │1,0 x 10 │2,1 x 10 │3,7 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Ga-67 │ │7,4 x 10 │1,0 x 10 │2,2 x 10 │3,2 x 10 │7 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Ga-68 │ │1,1 x 10 │4,6 x 10 │9,8 x 10 │6,6 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ga-72 │ │4,3 x 10 │3,7 x 10 │9,1 x 10 │6,2 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +02│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Gd-146 │ │5,3 x 10 │2,9 x 10 │7,3 x 10 │1,0 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ │ -03│ │ +01 │ -03 │ │Gd-148 │a │2,0 x 10 │- │2,0 x 10 │- │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Gd-153 │ │9,5 x 10 │1,0 x 10 │2,4 x 10 │8,9 x 10 │1 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Gd-159 │ │2,1 x 10 │3,1 x 10 │1,9 x 10 │6,4 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Ge-68 │ │1,1 x 10 │4,6 x 10 │3,8 x 10 │6,6 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Ge-71 │ │5,2 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Ge-77 │ │1,1 x 10 │3,3 x 10 │1,4 x 10 │6,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ +00│ -01 │ -01 │ │Hf-172 │ │5,8 x 10 │1,0 x 10 │1,5 x 10 │1,7 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Hf-175 │ │2,9 x 10 │1,0 x 10 │4,5 x 10 │4,7 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Hf-181 │ │1,9 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │5,0 x 10 │2 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ │ │ │ │ │Hf-182 │ │4,6 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Hg-194 │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │6,1 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Hg-195m │ │3,1 x 10 │1,0 x 10 │5,3 x 10 │7,3 x 10 │3 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +01│ +01 │ +01 │ │Hg-197 │ │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │1,6 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ -01│ +01 │ -01 │ │Hg-197m │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │8,1 x 10 │3,5 x 10 │1 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Hg-203 │ │4,6 x 10 │1,0 x 10 │6,7 x 10 │1,1 x 10 │5 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ho-166 │ │3,8 x 10 │4,4 x 10 │7,6 x 10 │5,8 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ -01│ +00│ -01 │ -01 │ │Ho-166m │ │6,2 x 10 │1,0 x 10 │4,5 x 10 │1,3 x 10 │6 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │I-123 │ │6,3 x 10 │1,0 x 10 │2,3 x 10 │2,9 x 10 │6 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │I-124 │ │1,1 x 10 │6,0 x 10 │3,8 x 10 │2,5 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ +03│ +01 │ +00 │ │I-125 │ │1,6 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │I-126 │ │2,3 x 10 │6,4 x 10 │1,7 x 10 │1,3 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ │ │ │ │ │I-129 │ │2,9 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +01│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │I-131 │ │2,8 x 10 │2,0 x 10 │2,3 x 10 │6,9 x 10 │3 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │I-132 │ │4,8 x 10 │4,4 x 10 │1,8 x 10 │6,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │I-133 │ │1,8 x 10 │7,3 x 10 │1,1 x 10 │6,2 x 10 │7 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │I-134 │ │4,2 x 10 │3,2 x 10 │6,9 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │I-135 │ │8,2 x 10 │6,2 x 10 │5,2 x 10 │6,2 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │In-111 │ │2,8 x 10 │1,0 x 10 │2,2 x 10 │3,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +00│ +00 │ +00 │ │In-113m │ │4,1 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ -01│ +01 │ -01 │ │In-114m │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │5,4 x 10 │4,8 x 10 │1 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │In-115m │ │6,5 x 10 │1,0 x 10 │8,3 x 10 │1,0 x 10 │7 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +01│ +01 │ +01 │ │Ir-189 │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │9,1 x 10 │1,8 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ir-190 │ │7,5 x 10 │1,0 x 10 │2,2 x 10 │7,5 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Ir-192 │ │1,3 x 10 │4,6 x 10 │8,1 x 10 │6,1 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ir-194 │ │1,2 x 10 │3,3 x 10 │8,9 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ │ │ -01 │ -01 │ │K-40 │ │7,3 x 10 │9,4 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │K-42 │ │4,2 x 10 │2,2 x 10 │3,8 x 10 │5,7 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │K-43 │ │1,1 x 10 │7,3 x 10 │3,3 x 10 │6,2 x 10 │7 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Kr-81 │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │- │7,9 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +02│ +01│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Kr-85 │ │4,8 x 10 │1,4 x 10 │- │1,4 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ │ +00│ +00 │ +00 │ │Kr-85m │ │7,5 x 10 │7,6 x 10 │- │2,8 x 10 │8 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ │ -01│ -01 │ -01 │ │Kr-87 │ │1,5 x 10 │2,1 x 10 │- │4,8 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +00│ +03│ +01 │ +00 │ │La-137 │ │3,0 x 10 │1,0 x 10 │5,7 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │La-140 │ │4,9 x 10 │3,7 x 10 │4,5 x 10 │6,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +00│ -01 │ -01 │ │Lu-172 │ │5,9 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │2,2 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Lu-173 │ │8,0 x 10 │1,0 x 10 │2,2 x 10 │1,7 x 10 │8 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Lu-174 │ │8,5 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │2,9 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +01│ +01 │ +01 │ │Lu-174m │ │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │3,7 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Lu-177 │ │3,3 x 10 │1,0 x 10 │4,2 x 10 │7,3 x 10 │3 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Mg-28 │ │3,7 x 10 │2,5 x 10 │2,6 x 10 │3,2 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +02│ +01│ +00│ -01 │ -01 │ │Mn-52 │ │3,2 x 10 │7,3 x 10 │3,6 x 10 │1,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ │ │ │ │ │Mn-53 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +03│ +00 │ +00 │ │Mn-54 │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │1,0 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Mn-56 │ │6,7 x 10 │3,0 x 10 │3,8 x 10 │6,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Mo-93 │ │8,6 x 10 │1,0 x 10 │2,3 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Mo-99 │ │6,2 x 10 │1,3 x 10 │5,1 x 10 │5,5 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ │ -01│ -01 │ -01 │ │N-13 │ │1,0 x 10 │9,3 x 10 │- │5,8 x 10 │9 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Na-22 │ │5,0 x 10 │3,8 x 10 │3,8 x 10 │6,5 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Na-24 │ │3,0 x 10 │2,0 x 10 │1,7 x 10 │6,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Nb-93m │ │4,9 x 10 │1,0 x 10 │3,1 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Nb-94 │ │6,8 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │7,0 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Nb-95 │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │3,1 x 10 │4,0 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +03│ -01│ -01 │ -01 │ │Nb-97 │ │1,6 x 10 │9,0 x 10 │1,0 x 10 │6,1 x 10 │6 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Nd-147 │ │7,4 x 10 │5,6 x 10 │2,2 x 10 │6,5 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Nd-149 │ │2,9 x 10 │6,3 x 10 │5,6 x 10 │5,1 x 10 │6 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ │ │ │ │ │Ni-59 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ │ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Ni-63 │ │- │1,0 x 10 │2,9 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Ni-65 │ │2,1 x 10 │4,4 x 10 │5,7 x 10 │6,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +02│ +03│ +01 │ +01 │ │Np-235 │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -02│ -01│ +00 │ -02 │ │Np-236 │ │8,7 x 10 │1,0 x 10 │1,7 x 10 │5,0 x 10 │9 x 10 │2 x 10 │ │ 5 │ │ │ │ │ │ │ │ │(10 лет)│ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Np-236m │ │2,3 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,5 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │(22 ч) │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │Np-237 │a │2,4 x 10 │1,0 x 10 │2,4 x 10 │Неогранич. │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Np-239 │ │6,7 x 10 │2,6 x 10 │5,6 x 10 │4,1 x 10 │7 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Os-185 │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │2,3 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Os-191 │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │2,8 x 10 │2,3 x 10 │1 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +02│ +01│ +01 │ +01 │ │Os-191m │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │2,7 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Os-193 │ │1,5 x 10 │1,6 x 10 │9,8 x 10 │5,9 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ -01│ -01│ -01 │ -01 │ │Os-194 │ │1,2 x 10 │3,1 x 10 │6,3 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ │ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │P-32 │ │- │4,5 x 10 │1,6 x 10 │6,0 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ │ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │P-33 │ │- │1,0 x 10 │3,6 x 10 │1,2 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -02│ +00│ +00 │ -02 │ │Pa-230 │ │1,7 x 10 │1,0 x 10 │6,6 x 10 │2,1 x 10 │2 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +03│ -04│ +01│ +00 │ -04 │ +00│ │Pa-231 │a │1,0 x 10 │3,8 x 10 │1,8 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │3,8 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Pa-233 │ │5,4 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │6,5 x 10 │5 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Pb-201 │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │7,7 x 10 │3,3 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Pb-202 │ │9,0 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │1,6 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Pb-203 │ │3,6 x 10 │1,0 x 10 │5,5 x 10 │2,6 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ │ │ │ │ │Pb-205 │ │8,3 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +02│ +00│ -02│ -01│ +00 │ -02 │ │Pb-210 │ │2,4 x 10 │1,3 x 10 │5,1 x 10 │6,2 x 10 │1 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -01│ -01│ -01 │ -01 │ │Pb-212 │ │1,0 x 10 │7,0 x 10 │2,2 x 10 │2,7 x 10 │7 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ +03│ +01 │ +01 │ │Pd-103 │ │4,7 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Pd-107 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +01│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Pd-109 │ │7,0 x 10 │1,9 x 10 │1,4 x 10 │4,7 x 10 │2 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +02│ +00 │ +00 │ │Pm-143 │ │3,3 x 10 │1,0 x 10 │3,6 x 10 │3,6 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ +01│ -01 │ -01 │ │Pm-144 │ │6,7 x 10 │1,0 x 10 │6,4 x 10 │3,4 x 10 │7 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Pm-145 │ │2,6 x 10 │1,0 x 10 │1,5 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Pm-147 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │1,7 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ -01│ │Pm-148m │ │7,6 x 10 │9,1 x 10 │7,2 x 10 │8 x 10 │7 x 10 │8,3 x 10 │ │ │ │ +02│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Pm-149 │ │1,0 x 10 │1,7 x 10 │6,9 x 10 │6,2 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Pm-151 │ │3,3 x 10 │1,8 x 10 │1,1 x 10 │6,1 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ +03│ +01 │ -02 │ │Po-210 │a │1,7 x 10 │1,0 x 10 │1,7 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Pr-142 │ │2,0 x 10 │3,6 x 10 │8,9 x 10 │6,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +03│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Pr-143 │ │1,0 x 10 │3,0 x 10 │2,2 x 10 │6,3 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Pt-188 │ │9,7 x 10 │1,0 x 10 │5,7 x 10 │7,8 x 10 │1 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Pt-191 │ │3,6 x 10 │1,0 x 10 │4,5 x 10 │3,5 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Pt-193 │ │8,7 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Pt-193m │ │9,1 x 10 │1,0 x 10 │3,8 x 10 │5,5 x 10 │4 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Pt-195m │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │2,6 x 10 │4,8 x 10 │1 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +01│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Pt-197 │ │4,7 x 10 │2,4 x 10 │5,5 x 10 │6,3 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ -01│ +01 │ -01 │ │Pt-197m │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │5,8 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +02│ +01 │ -03 │ │Pu-236 │a │2,8 x 10 │1,0 x 10 │2,8 x 10 │6,5 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +02│ +02│ +01 │ +01 │ │Pu-237 │ │2,3 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +03│ +01 │ -03 │ │Pu-238 │a │1,2 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │1,0 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │Pu-239 │a │1,1 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │Неогранич. │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │Pu-240 │a │1,1 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │Неогранич. │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ -02│ +03│ +01 │ -02 │ │Pu-241 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │5,9 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │Pu-242 │a │1,1 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │Неогранич. │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -03│ │ -01 │ -03 │ │Pu-244 │ │3,1 x 10 │3,8 x 10 │1,1 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -03│ -01│ -01 │ -03 │ │Ra-223 │ │3,9 x 10 │4,0 x 10 │7,2 x 10 │2,6 x 10 │4 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -02│ -01│ -01 │ -02 │ │Ra-224 │ │1,1 x 10 │4,3 x 10 │1,6 x 10 │2,7 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ -03│ -01│ -01 │ -03 │ │Ra-225 │ │1,2 x 10 │2,2 x 10 │3,6 x 10 │2,3 x 10 │2 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ -03│ -01│ -01 │ -03 │ │Ra-226 │ │6,5 x 10 │2,5 x 10 │2,7 x 10 │2,7 x 10 │2 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -02│ -01│ -01 │ -02 │ │Ra-228 │ │1,2 x 10 │5,6 x 10 │1,9 x 10 │5,2 x 10 │6 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ +03│ -01│ +00 │ -01 │ │Rb-81 │ │1,7 x 10 │1,5 x 10 │1,0 x 10 │8,3 x 10 │2 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +02│ +00 │ +00 │ │Rb-83 │ │2,1 x 10 │1,0 x 10 │6,9 x 10 │4,3 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Rb-84 │ │1,2 x 10 │4,0 x 10 │4,5 x 10 │2,2 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Rb-86 │ │1,2 x 10 │4,8 x 10 │5,2 x 10 │6,1 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Rb-87 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Rb │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │(природ.)│ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Re-184 │ │1,2 x 10 │1,0 x 10 │2,8 x 10 │1,7 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Re-184m │ │2,8 x 10 │1,0 x 10 │8,2 x 10 │1,2 x 10 │3 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Re-186 │ │5,8 x 10 │2,0 x 10 │4,5 x 10 │5,9 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Re-187 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Re-188 │ │2,0 x 10 │3,5 x 10 │9,1 x 10 │5,4 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Re-189 │ │3,2 x 10 │2,5 x 10 │1,2 x 10 │5,7 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Rb │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │(природ.)│ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Rh-99 │ │1,8 x 10 │1,0 x 10 │6,0 x 10 │7,5 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Rh-101 │ │4,3 x 10 │1,0 x 10 │9,8 x 10 │2,6 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ +01│ -01 │ -01 │ │Rh-102 │ │5,0 x 10 │1,0 x 10 │3,1 x 10 │5,4 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Rh-102m │ │2,2 x 10 │8,9 x 10 │7,5 x 10 │1,8 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │Rh-103m │ │4,5 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +02│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Rh-105 │ │1,4 x 10 │1,8 x 10 │1,5 x 10 │7,9 x 10 │1 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ │ -03│ -01 │ -03 │ │Rn-222 │ │6,7 x 10 │2,6 x 10 │- │4,2 x 10 │3 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +01│ +00 │ +00 │ │Ru-97 │ │4,7 x 10 │1,0 x 10 │4,5 x 10 │1,3 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Ru-103 │ │2,2 x 10 │2,0 x 10 │1,8 x 10 │1,6 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Ru-105 │ │1,4 x 10 │1,2 x 10 │2,8 x 10 │6,1 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ -01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ru-106 │ │5,3 x 10 │2,2 x 10 │8,1 x 10 │5,7 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ │ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │S-35 │ │- │1,0 x 10 │3,8 x 10 │3,0 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Sb-122 │ │2,4 x 10 │4,3 x 10 │5,0 x 10 │6,2 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sb-124 │ │6,2 x 10 │7,2 x 10 │8,2 x 10 │6,9 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Sb-125 │ │2,4 x 10 │2,5 x 10 │1,1 x 10 │1,4 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Sb-126 │ │3,8 x 10 │1,3 x 10 │1,8 x 10 │7,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Sc-44 │ │5,1 x 10 │6,1 x 10 │2,6 x 10 │6,2 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sc-46 │ │5,4 x 10 │1,0 x 10 │7,8 x 10 │8,5 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +02│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Sc-47 │ │1,1 x 10 │1,7 x 10 │7,1 x 10 │7,0 x 10 │1 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Sc-48 │ │3,3 x 10 │9,0 x 10 │4,5 x 10 │6,5 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Se-75 │ │2,9 x 10 │1,0 x 10 │3,6 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ │ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Se-79 │ │- │1,0 x 10 │1,7 x 10 │2,3 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +03│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Si-31 │ │1,0 x 10 │5,8 x 10 │6,3 x 10 │6,0 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ │ +03│ -01│ +00│ +01 │ -01 │ │Si-32 │ │- │1,0 x 10 │4,5 x 10 │1,6 x 10 │4 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Sm-145 │ │1,3 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │1,0 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ │ │ │ │ │ │Sm-147 │ │5,6 x 10 │- │Неогранич. │- │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +03│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Sm-151 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +00│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Sm-153 │ │1,7 x 10 │9,1 x 10 │8,2 x 10 │6,1 x 10 │9 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Sn-113 │ │3,7 x 10 │1,0 x 10 │2,0 x 10 │1,6 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Sn-117m │ │7,1 x 10 │1,0 x 10 │2,2 x 10 │4,0 x 10 │7 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Sn-119m │ │6,2 x 10 │1,0 x 10 │2,5 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Sn-121m │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,1 x 10 │8,5 x 10 │4 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +02│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sn-123 │ │1,6 x 10 │7,5 x 10 │6,5 x 10 │6,1 x 10 │8 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Sn-125 │ │3,6 x 10 │3,7 x 10 │1,7 x 10 │6,2 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sn-126 │ │6,6 x 10 │5,9 x 10 │1,9 x 10 │3,6 x 10 │6 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sr-82 │ │9,7 x 10 │2,4 x 10 │5,0 x 10 │5,9 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Sr-85 │ │2,1 x 10 │1,0 x 10 │6,5 x 10 │8,5 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +01│ +00 │ +00 │ │Sr-85m │ │5,2 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,8 x 10 │5 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +00│ +00 │ +00 │ │Sr-87m │ │3,3 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Sr-89 │ │1,0 x 10 │6,2 x 10 │6,7 x 10 │6,1 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +03│ -01│ -01│ -01│ -01 │ -01 │ │Sr-90 │ │1,0 x 10 │3,2 x 10 │3,3 x 10 │3,1 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Sr-91 │ │1,5 x 10 │3,0 x 10 │1,2 x 10 │6,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +02│ -01 │ +00 │ -01 │ │Sr-92 │ │8,2 x 10 │1,1 x 10 │1,2 x 10 │3 x 10 │1 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ │ +03│ +03│ │ +01 │ +01 │ │T(H-3) │ │- │1,0 x 10 │1,0 x 10 │- │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Ta-178 │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │7,2 x 10 │8,2 x 10 │1 x 10 │8 x 10 │ │(2,2 ч) │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Ta-179 │ │3,1 x 10 │1,0 x 10 │9,6 x 10 │1,0 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ +01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Ta-182 │ │8,7 x 10 │1,3 x 10 │5,1 x 10 │5,4 x 10 │9 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ +01│ +03│ +01 │ +01 │ │Tb-157 │ │3,1 x 10 │1,0 x 10 │4,2 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +02│ +00│ +00│ +00 │ +00 │ │Tb-158 │ │1,4 x 10 │1,6 x 10 │1,1 x 10 │1,8 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Tb-160 │ │9,8 x 10 │2,3 x 10 │7,6 x 10 │5,8 x 10 │1 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Tc-95m │ │1,5 x 10 │1,0 x 10 │5,7 x 10 │1,2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +02│ -01 │ -01 │ │Tc-96 │ │4,3 x 10 │1,0 x 10 │7,0 x 10 │1,4 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +02│ -01 │ -01 │ │Tc-96m │ │4,3 x 10 │1,0 x 10 │7,1 x 10 │1,4 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ │ │ │ │ │Tc-97 │ │7,6 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +00│ +01 │ +00 │ │Tc-97m │ │8,6 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │1,4 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ │ -01│ -01 │ -01 │ │Tc-98 │ │7,5 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │6,8 x 10 │8 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ -01│ +01 │ -01 │ │Tc-99 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │8,8 x 10 │4 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +00│ +01 │ +00 │ │Tc-99m │ │9,8 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4,3 x 10 │1 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +02│ +00 │ +00 │ │Te-121 │ │1,8 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │1,0 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Te-121m │ │5,1 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │2,5 x 10 │5 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Te-123m │ │7,7 x 10 │1,0 x 10 │1,3 x 10 │1,2 x 10 │8 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ -01│ +01 │ -01 │ │Te-125m │ │2,0 x 10 │1,0 x 10 │1,5 x 10 │9,1 x 10 │2 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +02│ +01│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Te-127 │ │2,2 x 10 │1,9 x 10 │4,2 x 10 │6,6 x 10 │2 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +01│ +00│ -01│ +01 │ -01 │ │Te-127m │ │5,0 x 10 │1,9 x 10 │6,8 x 10 │5,0 x 10 │2 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +03│ -01│ -01 │ -01 │ │Te-129 │ │1,7 x 10 │6,6 x 10 │1,0 x 10 │6,1 x 10 │7 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Te-129m │ │1,3 x 10 │8,5 x 10 │7,9 x 10 │4,4 x 10 │8 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +00│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Te-131m │ │7,5 x 10 │1,2 x 10 │4,5 x 10 │4,9 x 10 │7 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Te-132 │ │4,9 x 10 │4,9 x 10 │2,0 x 10 │4,2 x 10 │5 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +00│ +01 │ -03 │ │Th-227 │ │1,1 x 10 │1,0 x 10 │5,2 x 10 │4,7 x 10 │1 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ -03│ -01│ -01 │ -03 │ │Th-228 │ │7,6 x 10 │5,3 x 10 │1,2 x 10 │2,7 x 10 │5 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ -04│ +00│ +00 │ -04 │ │Th-229 │a │5,1 x 10 │1,0 x 10 │5,1 x 10 │1,8 x 10 │5 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │Th-230 │a │1,2 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │Неогранич. │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -02│ +00│ +01 │ -02 │ │Th-231 │ │3,9 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │1,2 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ │ │ │ │ │Th-232 │ │1,2 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +01│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Th-234 │ │4,2 x 10 │3,0 x 10 │6,8 x 10 │4,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ │ │ │ │ │Th │ │4,7 x 10 │2,7 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │(природ.)│ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ -01│ -01│ -01│ -01│ -01 │ -01 │ │Ti-44 │ │4,8 x 10 │6,1 x 10 │4,2 x 10 │6,2 x 10 │5 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +02│ +00│ -01 │ -01 │ │Tl-200 │ │8,5 x 10 │1,0 x 10 │3,6 x 10 │7,1 x 10 │9 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ +00│ +01 │ +00 │ │Tl-201 │ │1,2 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4,0 x 10 │1 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +01│ +00 │ +00 │ │Tl-202 │ │2,3 x 10 │1,0 x 10 │2,5 x 10 │1,6 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +02│ +00│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │Tl-204 │ │9,9 x 10 │9,6 x 10 │1,1 x 10 │6,9 x 10 │1 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ -01│ +00 │ -01 │ │Tm-167 │ │7,4 x 10 │1,0 x 10 │4,5 x 10 │8,2 x 10 │7 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +02│ +00│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Tm-170 │ │2,0 x 10 │2,6 x 10 │7,6 x 10 │6,1 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +01│ +02│ +01 │ +01 │ │Tm-171 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3,8 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -01│ +00│ +01 │ -01 │ │U-230 (F)│ │5,2 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │3,1 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +00│ +01 │ -01 │ │U-230 (M)│a │3,8 x 10 │1,0 x 10 │3,8 x 10 │3,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +00│ +01 │ -03 │ │U-230 (S)│a │3,3 x 10 │1,0 x 10 │3,3 x 10 │3,1 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ +02│ +01 │ -02 │ │U-232 (F)│a │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,8 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +02│ +01 │ -03 │ │U-232 (M)│a │7,1 x 10 │1,0 x 10 │7,1 x 10 │1,8 x 10 │4 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ +02│ +01 │ -03 │ │U-232 (S)│a │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │1,8 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ │ +01 │ -02 │ │U-233 (F)│ │8,0 x 10 │1,0 x 10 │8,8 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ │ +01 │ -02 │ │U-233 (M)│a │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │U-233 (S)│a │5,7 x 10 │1,0 x 10 │5,7 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ │ +01 │ -02 │ │U-234 (F)│ │6,0 x 10 │1,0 x 10 │9,1 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │9 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ │ +01 │ -02 │ │U-234 (M)│a │1,6 x 10 │1,0 x 10 │1,6 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │U-234 (S)│a │5,9 x 10 │1,0 x 10 │5,9 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ │ │ │ │ │U-235 (F)│ │6,4 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +03│ │ │ │ │ │U-235 (M)│ │6,4 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +03│ │ │ │ │ │U-235 (S)│ │6,4 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +02│ +03│ │ │ │ │ │U-236 (F)│ │6,4 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +02│ +03│ -02│ │ +01 │ -02 │ │U-236 (M)│ │1,7 x 10 │1,0 x 10 │1,7 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ -03│ │ +01 │ -03 │ │U-236 (S)│a │6,3 x 10 │1,0 x 10 │6,3 x 10 │Неогранич. │4 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +02│ +03│ │ │ │ │ │U-238 (F)│ │7,5 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +02│ +03│ │ │ │ │ │U-238 (M)│a │1,9 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +01│ +03│ │ │ │ │ │U-238 (S)│a │6,8 x 10 │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ -01│ -01│ │ │ │ │ │U │ │6,4 x 10 │1,3 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │(природ.)│ │ │ │ │ │ │ │ │U (< 20% │- │- │- │- │- │Неогранич. │Неогранич. │ │об.) │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ │ +01│ -01│ │ │ │ │ │U (разб.)│ │4,7 x 10 │3,3 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ -01│ +00│ +01│ +00│ -01 │ -01 │ │V-48 │ │3,8 x 10 │3,0 x 10 │2,2 x 10 │1,1 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +03│ +03│ +01 │ +01 │ │V-49 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │W-178 │ │8,8 x 10 │1,0 x 10 │6,4 x 10 │4,6 x 10 │9 x 10 │5 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +03│ +02│ +00 │ +01 │ │W-181 │ │2,6 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │5,3 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +03│ +03│ +02│ -01│ +01 │ -01 │ │W-185 │ │1,0 x 10 │1,0 x 10 │3,6 x 10 │8,1 x 10 │4 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │W-187 │ │2,2 x 10 │2,1 x 10 │2,5 x 10 │6,2 x 10 │2 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │W-188 │ │2,0 x 10 │3,7 x 10 │4,4 x 10 │3,5 x 10 │4 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ │ +00│ -01 │ -01 │ │Xe-122 │ │1,1 x 10 │4,0 x 10 │- │8,8 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +00│ +01│ │ -01│ +00 │ -01 │ │Xe-123 │ │1,8 x 10 │1,0 x 10 │- │6,8 x 10 │2 x 10 │7 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ │ +00│ +00 │ +00 │ │Xe-127 │ │3,9 x 10 │1,0 x 10 │- │1,7 x 10 │4 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Xe-131m │ │3,8 x 10 │1,0 x 10 │- │4,0 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ │ +01│ +01 │ +01 │ │Xe-133 │ │2,1 x 10 │1,0 x 10 │- │1,5 x 10 │2 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ │ +00│ +00 │ +00 │ │Xe-135 │ │4,5 x 10 │3,5 x 10 │- │1,8 x 10 │3 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +02│ +00│ +00 │ +00 │ │Y-87 │ │1,4 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │3,2 x 10 │1 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ -01│ +03│ +01│ +02│ -01 │ -01 │ │Y-88 │ │4,3 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │2,2 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ │ │ │ +03│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Y-90 │ │1,0 x 10 │3,2 x 10 │3,3 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +02│ -01│ +00│ -01│ -01 │ -01 │ │Y-91 │ │3,1 x 10 │5,9 x 10 │6,0 x 10 │6,1 x 10 │6 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +03│ +01│ +00 │ +00 │ │Y-91m │ │2,0 x 10 │1,0 x 10 │1,0 x 10 │1,2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +00│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Y-92 │ │4,4 x 10 │2,2 x 10 │2,5 x 10 │5,6 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +01│ -01│ +02│ -01│ -01 │ -01 │ │Y-93 │ │1,3 x 10 │2,6 x 10 │1,2 x 10 │5,8 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +00│ +00 │ +00 │ │Yb-169 │ │3,5 x 10 │1,0 x 10 │1,8 x 10 │1,0 x 10 │4 x 10 │1 x 10 │ │ │ │ +01│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Yb-175 │ │2,7 x 10 │1,0 x 10 │7,1 x 10 │4,2 x 10 │2 x 10 │2 x 10 │ │ │ │ +03│ +00│ +03│ -01│ +00 │ -01 │ │Zn-69 │ │1,0 x 10 │3,2 x 10 │1,0 x 10 │6,2 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +00│ +02│ -01│ +00 │ -01 │ │Zn-69m │ │3,4 x 10 │4,0 x 10 │1,7 x 10 │5,9 x 10 │3 x 10 │6 x 10 │ │ │ │ +00│ +03│ +01│ +01│ +00 │ +00 │ │Zr-88 │ │2,6 x 10 │1,0 x 10 │1,4 x 10 │2,1 x 10 │3 x 10 │3 x 10 │ │ │ │ │ +03│ │ │ │ │ │Zr-93 │ │- │1,0 x 10 │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │Неогранич. │ │ │ │ +00│ +02│ +00│ -01│ +00 │ -01 │ │Zr-95 │ │1,8 x 10 │4,5 x 10 │9,1 x 10 │8,5 x 10 │2 x 10 │8 x 10 │ │ │ │ -01│ -01│ +01│ -01│ -01 │ -01 │ │Zr-97 │ │9,2 x 10 │3,7 x 10 │5,0 x 10 │5,6 x 10 │4 x 10 │4 x 10 │ └─────────┴──────┴───────────┴───────────┴───────────┴───────────┴───────────┴───────────┘
I.81. В целом новые значения лежат в пределах диапазона,
определяемого троекратным изменением более ранних величин; имеется
несколько радионуклидов, для которых новые значения A и A
1 2
выходят за пределы этого диапазона. Несколько десятков
радионуклидов имеют новые значения A , превышающие прежние в
1
10 - 100 раз. Это имеет место главным образом из-за
усовершенствования моделирования бета-излучателей. Нет новых
значений A и A , более чем в 10 раз меньших, чем предыдущие
1 2
значения для тех же самых радионуклидов. Некоторые радионуклиды,
включенные ранее, теперь исключены из перечня, но включены
дополнительные изомеры Eu-150 и Np-236.
Рассмотрение физических и химических свойств
I.82. Еще одним фактором, рассмотренным на совещании
Специальной рабочей группы, была необходимость применения
дополнительных пределов для материалов, физические свойства
которых могут сделать неприменимыми предположения, использованные
при выводе значений Q, обсуждавшихся выше. Такие соображения
характерны для материалов, которые могут стать летучими при
повышенных температурах, возможных при пожаре, либо которые могут
перевозиться в виде очень тонко измельченных порошков, особенно
для моделей, использованных при определении значений Q . Однако в
C
итоге был сделан вывод, что только в крайне экстремальных
-6
обстоятельствах принятый коэффициент поступления 10 будет
превышен и что нет необходимости в специальной модификации модели
Q для этих материалов.
C
I.83. Как и в случае Правил МАГАТЭ издания 1985 г., химическая
форма или химические свойства радионуклидов не учитываются. Однако
при определении значений Q используются наиболее ограничивающие
C
дозовые коэффициенты из рекомендованных МКРЗ [I.8].
Облучение несколькими путями
I.84. Следуя Правилам МАГАТЭ издания 1985 г., описанное здесь использование системы Q предполагает определение каждого значения Q и, следовательно, учет каждого потенциального пути облучения по отдельности. В целом это соответствует дозиметрическим критериям, определенным ранее, при условии, что дозы, которые получают индивидуумы вблизи поврежденной упаковки, определяются одним путем. Однако если два или более значений Q близки друг к другу, это условие не выполняется.
Например, в случае перевозки радионуклида, представляющего
собой радиоактивный материал особого вида, для которого Q
A
приблизительно равно Q , по расчетам на основе моделей системы Q,
B
эффективная доза и доза на кожу облученного человека могут
приблизиться к 50 мЗв и 0,5 Зв соответственно. Анализ табл. I.2
показывает, что это соображение справедливо лишь в отношении
относительно небольшого числа радионуклидов, и по этой причине в
системе Q сохранено независимое рассмотрение путей облучения.
Смеси радионуклидов
I.85. Наконец, необходимо рассматривать пределы содержимого упаковки для смесей радионуклидов, включая особый случай смеси продуктов деления. Для смесей радионуклидов, название и активность которых известны, необходимо показывать, что:
B(i) C(j)
SUM ----- + SUM ----- <= 1,
i A (i) j A (j)
1 2
где:
B(i) - активность радионуклида i материала особого вида;
A (i) - значение A для радионуклида i;
1 1
C(j) - активность радионуклида j материала не особого вида;
A (j) - значение A для радионуклида j.
2 2
I.86. Альтернативно значения для смеси могут быть определены
как:
1
X для смеси = ---------,
m f(i)
SUM ----
i X(i)
где:
f(i) - доля активности радионуклида i в смеси;
X(i) - соответствующее значение A или A для радионуклида;
1 2
X - полученное значение A или A для смеси.
m 1 2
ЦЕПОЧКИ РАСПАДА, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В СИСТЕМЕ Q
I.87. В табл. I.3 приведены цепочки распада, использованные
при определении значений A и A в рамках системы Q, как описано в
1 2
пп. I.54 - I.56.
Таблица I.3
ЦЕПОЧКИ РАСПАДА, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В СИСТЕМЕ Q
┌───────────────────────┬────────────────────────────────────────┐ │Материнский радионуклид│ Дочерние радионуклиды │ ├───────────────────────┼────────────────────────────────────────┤ │12 Mg 28 (*) │13 Al 28 │ │18 Ar 42 (*) │19 K 42 │ │20 Ca 47 │21 Sc 47 │ │22 Ti 44 (*) │21 Sc 44 │ │26 Fe 52 (*) │25 Mn 52m │ │26 Fe 60 │27 Co 60m │ │30 Zn 69m (*) │30 Zn 69 │ │32 Ge 68 (*) │31 Ga 68 │ │37 Rb 83 │36 Kr 83m │ │38 Sr 82 (*) │37 Rb 82 │ │38 Sr 90 (*) │39 Y 90 │ │38 Sr 91 │39 Y 91m │ ├───────────────────────┼────────────────────────────────────────┤ │38 Sr 92 (*) │39 Y 92 │ │39 Y 87 │38 Sr 87m │ │40 Zr 95 │41 Nb 95m │ │40 Zr 97 │41 Nb 97m, 41 Nb 97 │ │42 Mo 99 │43 Tc 99m │ │43 Tc 95m │43 Tc 95 │ │43 Tc 96m (*) │43 Tc 96 │ │44 Ru 103 │45 Rh 103m │ │44 Ru 106 (*) │45 Rh 106 │ │46 Pd 103 │45 Rh 103m │ │47 Ag 108m │47 Ag 108 │ │47 Ag 110m │47 Ag 110 │ │48 Cd 115 │49 In 115m │ │49 In 114m (*) │49 In 114 │ │50 Sn 113 │49 In 113m │ │50 Sn 121m │50 Sn 121 │ │50 Sn 126 │51 Sb 126m │ │52 Te 118 │51 Sb 118 │ │52 Te 127m │52 Te 127 │ │52 Te 129m │52 Te 129 │ │52 Te 131m │52 Te 131 │ │52 Te 132 │53 I 132 │ │53 I 135 │51 Xe 135m │ │54 Xe 122 │53 I 122 │ │55 Cs 137 │56 Ba 137m │ │56 Ba 131 │55 Cs 131 │ │56 Ba 140 │57 La 140 │ │58 Ce 144 │Pr 144m, 59 Pr 144 │ │61 Pm 148m │61 Pm 148 │ │64 Gd 146 │63 Eu 148 │ │66 Dy 166 │67 Ho 166 │ │72 Hf 172 │71 Lu 172 │ │74 W 178 │73 Ta 178 │ │74 W 188 │75 Re 188 │ │75 Re 189 │76 Os 189m │ │76 Os 194 │77 Os 194 │ │77 Ir 189 │76 Os 189m │ ├───────────────────────┼────────────────────────────────────────┤ │78 Pt 188 │77 Ir 188 │ │80 Hg 194 │79 Au 194 │ │80 Hg 195m │80 Hg 195 │ │82 Pb 210 │83 Bi 210 │ │82 Pb 212 │83 Bi 212, 81 TI 208, 84 Po 212 │ │83 Bi 210m │81 TI 206 │ │83 Bi 212 │81 TI 208, 84 Po 212 │ │85 At 211 │84 Po 211 │ │86 Rn 222 │84 Po 218, 82 Pb 214, 85 At 218, │ │ │83 Bi 214, 84 Po 214 │ │88 Ra 223 │86 Rn 219, 84 Po 215, 82 Pb 211, │ │ │83 Bi 211, 84 Po 211, 81 TI 207 │ │88 Ra 224 │86 Rn 220, 84 Po 216, 82 Pb 212, │ │ │83 Bi 212, 81 TI 208, 84 Po 212 │ │88 Ra 225 │89 Ac 225, 87 Fr 221, 85 At 217, │ │ │83 Bi 213, 81 TI 209, 84 Po 213, │ │ │82 Pb 209 │ │88 Ra 226 │86 Rn 222, 84 Po 218, 82 Pb 214, │ │ │85 At 218, 83 Bi 214, 84 Po 214 │ │88 Ra 228 │89 Ac 228 │ │89 Ac 225 │87 Fr 221, 85 At 217, 83 Bi 213, │ │ │81 TI 209, 84 Po 213, 82 Pb 209 │ │89 Ac 227 │87 Fr 223 │ │90 Th 228 │88 Ra 224, 86 Rn 220, 84 Po 216, │ │ │82 Pb 212, 83 Bi 212, 81 TI 208, │ │ │84 Po 212 │ │90 Th 234 │91 Pa 234m, 91 Pa 234 │ │91 Pa 230 │89 Ac 226, 90 Th 226, 87 Fr 222, │ │ │88 Ra 222, 86 Rn 218, 84 Po 214 │ │92 U 230 │90 Th 226, 88 Ra 222, 86 Rn 218, │ │ │84 Po 214 │ │92 U 235 │90 Th 231 │ │94 Pu 241 │92 U 237 │ │94 Pu 244 │92 U 240, 93 Np 240m │ │95 Am 242m │95 Am 242, 93 Np 238 │ │95 Am 243 │93 Np 239 │ │96 Cm 247 │94 Pu 243 │ │97 Bk 249 │95 Am 245 │ │98 Cf 253 │96 Cm 249 │ └───────────────────────┴────────────────────────────────────────┘
ВЫВОДЫ
I.88. Описанная здесь система Q представляет собой
модернизацию первоначальной системы A /A , использованной для
1 2
Правил МАГАТЭ издания 1985 г. при определении пределов содержимого
упаковок типа A и других пределов. Она учитывает последние
рекомендации МКРЗ и благодаря детальному определению
дозиметрических соображений, лежащих в основе этих пределов,
обеспечивает прочную и авторитетную основу для Правил.
I.89. Сейчас система Q имеет следующие отличительные черты:
(1) Радиологические критерии и предположения по облучению, использованные в Правилах издания 1985 г., рассмотрены повторно и сохранены.
(2) Приняты значения эффективной дозы из Публикации 60 МКРЗ [I.8].
(3) Расчет дозы внешнего облучения от фотонов и бета-частиц досконально пересмотрен.
(4) Расчет поступления ингаляционным путем выполняется теперь по эффективной дозе и основан на дозовых коэффициентах из Основных норм безопасности (BSS) [I.10] и Публикации 68 МКРЗ [I.9].
Дальнейший пересмотр на основе будущих исследований не исключается.
ЛИТЕРАТУРА К ПРИЛОЖЕНИЮ I
[I.8] Радиационная безопасность. Рекомендации МКРЗ 1990 г. Публикация 60 МКРЗ, ч. 1, 2: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1994.
[I.9] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers, ICRP Publication N 68, Pergamon Press, Oxford and New York (1995).
[I.10] Международные основные нормы безопасности для защиты от ионизирующих излучений и безопасного обращения с источниками излучения. Серия изданий по безопасности N 115: Пер. с англ. - МАГАТЭ, Вена, 1997.
[I.11] Схема распада радионуклидов. Энергия и интенсивность излучения. Публикация 38 МКРЗ, в 2-х ч.: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1987.
[I.12] Данные для использования при защите от внешнего излучения. Защита пациента в ядерной медицине. Публикации 51, 52 МКРЗ: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1993.
[I.14] CROSS, W.G., ING, H., FREEDMAN, N.O., WONG, P.J., Table of beta-ray dose distributions in an infinite water medium, Health Phys. 63 (1992) 2.
[I.15] CROSS, W.G., ING, H., FREEDMAN, N.O., MAINVILLE, J., Tables of Beta-Ray Dose Distributions in Water, Air and Other Media, Rep. AECL-7617, Atomic Energy of Canada Ltd., Chalk River, Ontario (1982).
[I.16] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, ICRP Publication 26, Pergamon Press, Oxford and New York (1977).
[I.19] Пределы поступления радионуклидов для работающих с ионизирующим излучением. Публикация 30 МКРЗ, ч. 1, 2, 3: Пер. с англ. - М.: Энергоатомиздат, 1982, 1983, 1984.
[I.21] HADJIANTONION, A., ARMIRIOTIS, J., ZANNOS, A., "The performance of Type A packaging under air crash and fire accident conditions", там же.
[I.22] TAYLOR, C.B.G., "Radioisotope packages in crush and fire", PATRAM 80 (Proc. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt fur Materialprufung, Berlin (1980).
[I.24] WEHNER, G., "The importance of reportable events in public acceptance", Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 83 (Proc. Symp. New Orleans, 1983), Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN (1983).
[I.25] BRYANT, P.M., Methods of Estimation of the Dispersion of Windborne Material and Data to Assist in their Application, Rep. AHSB(RP)R42, UKAEA, Berkeley, UK (1964).
[I.27] CROSS, W.G., FREEDMAN, N.O., WONG, P.Y., Beta ray dose distributions from skin contamination, Radiat. Prot. Dosim. 40 3 (1992) 149 - 168.
[I.29] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Data for Protection against Ionizing Radiation from External Sources: Supplement to ICRP Publication 15, ICRP Publication 21, Pergamon Press, Oxford and New York (1973).
[I.31] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Limits for Inhalation of Radon Daughters by Workers, ICRP Publication 32, Pergamon Press, Oxford and New York (1981).
[I.33] INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION, Recommendations of the International Commission on Radiological Protection (as amended 1959 and revised 1962), ICRP Publication 6, Pergamon Press, Oxford and New York (1964).
[I.35] MACDONALD, H.F., "Individual and collective doses arising in the transport of irradiated nuclear fuels", Packaging and Transportation of Radioactive Materials, PATRAM 80 (Proc. Symp. Berlin, 1980), Bundesanstalt fur Materialprufung, Berlin (1980).
