Динамика формирования дозовых нагрузок на жителей от потребления загрязненной продукции естественных и сельскохозяйственных экосистем

2

8

8

8

11

11

13

13

13

13

14

15

15

18

17

Размещено на http://www.allbest.ru/

Министерство образования Республики Беларусь

Учреждение образования

«Гомельский государственный университет имени Франциска Скорины»

Биологический факультет

Динамика формирования дозовых нагрузок на жителей от потребления загрязненной продукции естественных и сельскохозяйственных экосистем

Курсовая работа

Гомель 2013

РЕФЕРАТ

Активность, доза, нагрузка, молоко, грибы, экосистемы, население, базы данных.

Объектами исследований являлись базы данных радиационного мониторинга продуктов питания, полученные в ЛПХ.

Цель работы - изучение формирования дозовых нагрузок на население от потребления продукции сельскохозяйственных и естественных экосистем и расчет на иих основе динамики формирования дозовых нагрузок от потребления молока и грибов.

Метод исследования - оценка суммарной дозы, получаемой человеком, от потребления продуктов естественных и искусственных экосистем, весьма проблематична по техническим причинам. Поэтому ее часто оценивают по результатам прогностических расчетов. Дозу внешнего облучения рассчитывают, как правило, по эмпирическим формулам. Расчет дозы внутреннего облучения человека основан на использовании дозового коэффициента (K_D), установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-2000).

Проведен анализ накопленных баз данных содержания радиационного мониторинга.

Полученные результаты могут быть использованы при комплексной оценке качества ведения сельского хозяйства, оценки уровня облучения населения.

ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ

НРБ - нормы радиационной безопасности

СИ - международная система единиц

ЛПХ - личные подсобные хозяйства

КРС - крупный рогатый скот

ОБЭ - относительная биологическая эффективность

ВВЕДЕНИЕ

Цель работы - изучение формирования дозовых нагрузок на население от потребления продукции сельскохозяйственных и естественных экосистем и расчет на иих основе динамики формирования дозовых нагрузок от потребления молока и грибов.

В отдаленный период после Чернобыльской аварии основными дозообразующими радионуклидами являются ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr с периодом полураспада 30 лет и 28,7 лет соответственно. Радиоактивное загрязнение почв, являющихся основным депо радионуклидов в экосистемах и начальным эвеном трофических цепей, обусловливает накопление изотопов в организмах растений, животных и человека, а также формирование дозовых нагрузок. Согласно нормам радиационной безопасности НРБ-2000 и Научного комитета ООН по действию атомной радиации, в качестве основного дозового предела для населения при нормальных условиях установлено значение эффективной дозы, равное 1 мЗв в год. При обосновании стратегий ведения сельскохозяйственного производства на загрязненных территориях, а также при анализе эффективности защитных мероприятий помимо использования радиоэкологических критериев. (т. е. оценки снижения удельной активности радионуклидов в продукции до и после внедрения контрмеры) широко используются радиологические показатели (оценка предотвращенной дозы за счет применения защитной меры, выраженная в единицах коллективной дозы и измеренная в чел.-Зв). Очевидно, что плотность загрязнения радионуклидами почв сельскохозяйственных угодий не может однозначно отражать уровень загрязнения сельскохозяйственной продукции. В настоящее время для разработки эффективных защитных мероприятий необходим учет основных агрохимических свойств почв каждого поля. Особенности минерального питания, разная продолжительность вегетационного периода и другие биологические особенности различных видов растений влияют на накопление в них радионуклидов. Поэтому более объективным количественным показателем будет доза, полученная в результате потребления продуктов питания с загрязненных территорий.

Полученные результаты могут быть использованы при комплексной оценке качества ведения сельского хозяйства и проводимых контрмер, оценки уровня облучения населения.

1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

1.1 Активность радионуклидов

1.1.1 Понятие о активности радионуклидов

Радиоактивность - это самопроизвольное превращение атомов одних химических элементов в атомы других химически элементов. Явление радиоактивности открыл Анри Беккерель в 1896 году, обнаруживший испускание солями урана (U) лучей, обладающих высокой проникающей способностью. Вскоре оказалось, что аналогичной способностью обладает торий (Th). В 1898 году М. Склодовская-Кюри и П.Кюри открыли два новых элемента - радий (Ra) и полоний (Po), радиоактивные свойства которых проявлялись еще сильнее, чем у тория и урана. Большое значение для изучения радиоактивности имели работы Э.Резерфорда, Ф.Содди[1].

Для того, чтобы понять, что такое явление радиоактивности, рассмотрим следующие моменты. Мельчайшими частицами, из которых состоит любое вещество, являются атомы, которые входят в состав молекул. Атом любого вещества состоит из ядра и электронов, которые вращаются вокруг атома. Строение атома можно сравнить со строением солнечной системы. Солнце - это ядро атома, планеты - это вращающиеся вокруг атома электроны. Конечно, необходимо учесть, что ядро атома и электроны чрезвычайно малы и невидимы человеческим глазом. Понятие «атом» возникло еще в античном мире и в переводе с греческого означает «неделимый»[2].

Представления об атоме использовались наукой на протяжении многих столетий, однако даже в конце Х?Х века строение атома было неизвестно. Долгое время атом рассматривался как бесструктурная неделимая материальная частица. Считалось, что разновидностей атомов столько, сколько может существовать химических элементов, и что все атомы данного элемента совершенно одинаковы. Также считалось, что атомы неизменны, тесть атом одного элемента не может превратиться в атом другого, и единственной количественной характеристикой атома был атомный вес. Величины атомных весов легли в основу периодического закона, открытого в 1869 году Д.И. Менделеевым. В результате развития науки и открытий, совершенных английским ученым Э.Резерфордом, датским физиком Н.Бором, немецким физиком М.Планком, советским ученым Иваненко, немецким ученым В.Гейзенбергом и другими сформировалось современное представление об атоме. Атом оказался сложным и уникальным материальным образованием, построенным из трех видов элементарных частиц - протонов, нейтронов и электронов. Причем протоны и нейтроны сосредоточены в ядре атома. Линейные размеры ядра малы по сравнению с размерами атома, но в ядре сосредоточена основная масса атома. Атом как устойчивая материальная структура интересен еще и тем, что в нем проявляются различные виды взаимодействий. У различных атомов ядро одно, а количество электронов различно, от одного, как у водорода, до десятков и сотен. То есть атомы различных химических элементов имеют различное число электронов[3].

Ядерные превращения неустойчивых атомов происходят независимо друг от друга. За конкретный промежуток времени определенная часть радиоактивных атомов обязательно распадается. Однако для каждого отдельного атома невозможно предсказать момент его превращения. Распад неустойчивого атомного ядра может произойти в любое мгновение: через секунду, через несколько минут, через час, через сутки и т.д. Можно говорить лишь о вероятности процесса радиоактивного распада не устойчивого нуклида через определенный промежуток времени. Вероятность распада зависит от особенностей строения ядра нуклида и не зависит от того, входит ли радионуклид в состав тех или иных химических соединений, находятся ли вещества в газообразном, жидком или твердом состоянии[4].

Ученые установили, что при любых условиях скорость радиоактивного распада пропорциональна числу не распавшихся атомов радиоактивного изотопа. Выявленную закономерность назвали законом радиоактивного распада:

N = N₀e^-?t (1)

Промежуток времени, за который распадается половина любого количества определенного радиоизотопа, величина постоянная. Его называют периодом полураспада и используют для характеристики радиоизотопа. Период полураспада радиоизотопа - это промежуток времени, за который распадается половина любого количества радиоизотопа. Период полураспада обычно обозначают Т_1/2. Продолжительность его различных радионуклидов может составлять от миллионных долей секунды до нескольких миллиардов лет. За промежуток времени, в 10 раз превышающий период полураспада любое количество радионуклидов практически полностью распадается[].

Вещество, которое содержит один или несколько видов радионуклидов, называют радиоактивным. Его рассматривают как источник ионизирующего излучения. Количество радионуклидов можно измерять в единицах массы (килограмм, грамм, миллиграмм, микрограмм и т .д.). Однако это неудобно, и на практике в качестве главной количественной характеристики радиоактивного вещества используют активность[1,5].

Активность радиоактивного вещества - отношение числа актов распада в радиоактивном веществе ко времени, в течение которого этот распад произошел:

 (2)

1.1.2 Производные активности

Для характеристики радиационной загрязненности объекта (например, твердых продуктов питания) вводят удельную массовую активность (А_m)- отношение активности радионуклидов к массе содержащего их объекта:

А_m = А/m, (3)

Если рассматриваемый объект - жидкость или газ (например, вода или воздух), то его характеризуют удельной объемной активностью (А_V) - отношением активности радионуклидов в образце к его объему:

А_V = А/V, (4)

Поверхностная активность применяется для оценки радиационной загрязненности поверхностей и представляет отношение активности радионуклидов, содержащихся на поверхности образца к площади этой поверхности:

А_S=A/S, (5)

В частности, в публикуемых картах радиоактивной загрязненности больших территорий данные приводятся в Ки /км²[6].

Наиболее адекватный способ описания степени радиоактивного загрязнения местности - это плотность загрязнения. Плотность загрязнения выражается в Бк/м2 или Ки/км2. При радиоактивном загрязнении почвенно-растительного покрова происходит вертикальная миграция техногенных радионуклидов по профилю почв в результате природных процессов и техногенной деятельности, в частности перепашки почвы. В этом случае иногда говорят не о поверхностной плотности радиоактивного загрязнения почвы, а о запасе радионуклидов в почве на территории площадью 1 км²[7].

Плотность радиоактивного загрязнения почвы является определяющим фактором, характеризующим радиоэкологическую и радиационную обстановку на данной территории. От величины плотности радиоактивного загрязнения почвы различными дозообразующими радионуклидами зависят уровни содержания радиоизотопов в растительности, дозы внешнего и внутреннего облучения населения, система защитных мероприятий и режим хозяйственной деятельности на радиоактивно загрязненной территории[8].

Этот способ, однако, весьма трудоемок, требует проведения лабораторных анализов и не всегда может быть использован для оперативной оценки. Обычно такая оценка производится с помощью методов полевой дозиметрии[1,3].

При этом используемые приборы, методы и единицы измерения зависят от типа загрязнения. Мерой загрязнения ? - излучателями является мощность экспозиционной дозы; ? - загрязнение характеризуется плотностью потока бета-частиц. Оценка степени загрязнения ? - излучателями в полевых условиях невозможна[1,3,9].

Как правило, при техногенном загрязнении в окружающую среду поступает смесь радионуклидов, среди которых есть все типы излучателей. Поэтому в первом приближении степень опасности может быть оценена по уровню ? - фона. Тем не менее, в ряде случаев такая оценка неприменима. Если в сбросах предприятия содержатся, главным образом, ? - излучающие радионуклиды, то радиационная ситуация не может быть охарактеризована через величину экспозиционной дозы даже на качественном уровне. Например, загрязнение рукава реки Т., в который осуществляется сброс с химического комбината С., характеризуется весьма высокими уровнями ? - излучения, в то время как ? - фон, в основном, близок к нормальному[10].

1.1.3 Единицы активности

Активность измеряется обычно в распадах в секунду. За единицу активности в Международной системе единиц (СИ) принят один распад в секунду. Эта единица названа в честь Анри Беккереля, открывшего впервые явление естественной радиоактивности в 1896 году, беккерелем (Бк). 1 Бк - такое количество радионуклида, в котором за одну секунду происходит один распад. Так как беккерель очень малая величина, то используют кратные величина : кБк - калобеккерель (10³ Бк), МБк - мегабеккерель (10⁶ Бк), ГБк - гигабеккерель (10⁹ Бк)[12].

Внесистемной единицей активности является кюри (Ки). Кюри - это такая активность, когда число радиоактивных распадов в секунду равно 3,7 х 10¹⁰ (37 млрд. расп./с). Кюри соответствует активности 1г радия. Так как кюри очень большая величина, то обычно употребляют производные величины: мКи - милликюри (тясячная доля кюри) - 3,7 х 10⁷ расп/с; мкКи - микрокюри (миллионная доля кюри) - 3,7 х 10⁴ расп/с; нКи - нанокюри (миллиардная доля кюри) - 3,7х10 расп/с.

Зная активность в беккерелях, не трудно перейти к активности в кюри и наоборот:

1 Ки = 3,7 х 10¹⁰ Бк = 37 гигабеккерель;

1 мКи = 3,7 х 10⁷ Бк = 37 мегабеккерель;

1 мКиКи = 3,7 х 10⁴ Бк = 37 килобеккерель;

1 Бк = 1 расп/с = 2,7 х 10^-11 Ки.

На практике часто пользуются числом распадов в минуту.

1 Ки = 2,22 х 10¹² расп/мин.

1 мКи = 2,22 х 10⁹ расп/мин.

Удельная активность измеряется в беккерелях на килограмм (Бк/кг, Bq/kg), иногда Ки/кг и т. д. Системная единица объёмной активности - Бк/м?, часто используются также Бк/л. Системная единица поверхностной активности - Бк/м?, часто используются также Ки/км? (1 Ки/км? = 37 кБк/м?).

1.2 Дозиметрические понятия

1.2.1 Понятие дозы ионизирующих излучений

Воздействие ионизирующих излучений на объекты окружающей среды живой и неживой природы могут проявляться в физико-химических или биологических изменениях, происходящих в них, например, в виде повышения температуры облучаемого тела, инициирования специфических химических реакций, изменения биологических показателей и др. Воздействие ионизирующих изучений будет определяться характеристикой самого излучения и особенностями взаимодействия его с веществом. Параметры, функционально связанные с влиянием радиации, называются дозиметрическими[1,14].

Излучение, возникающее при ядерных превращениях, частично или полностью поглощается (абсорбируется) веществом, с которым оно взаимодействует. При этом происходит потеря энергии излучения. Для количественной характеристики дозы можно было бы использовать не передачу энергии, а другие измеряемые величины, связанные с взаимодействием излучений высоких энергий с веществом. Однако энергетическая характеристика дозы является интегральной и в этой связи наиболее удобна, хотя и существуют определенные трудности ее измерения. Целью дозиметрии является измерение, исследование и теоретические расчеты дозиметрических величин для предсказания или оценки радиационного эффекта, в частности - радиобиологического эффекта.

Таким образом доза ионизирующего излучения - это характеристика количества излучения и мера его воздействия на облучаемую среду или объекты окружающей среды. Обычно доза ионизирующих излучений обозначается буквой Д (в русском варианте) или D (в латинском варианте). Однако, если иметь в виду конкретный способ выражения дозы, более корректно придерживаться обозначений документа «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-2000).

Радиационная дозиметрия (термин «дозиметрия» произошел от гр. Dosis - отмеренная доля и metreo - измеряю) как наука возникла в связи с использованием ионизирующих излучений в медицине. Само понятие «доза» также заимствовано из медицины, и основной интерес представляет определение дозы излучения, получаемой живым организмом, в частности человеком, в связи с биологическим действием радиации.

Следует различать дозу, формирующуюся при внешнем и при внутреннем облучении. При внешнем облучении источник излучения находится вне облучаемого объекта, при внутреннем облучении - внутри него.

При рассмотрении простейшего случая внешнего облучения - системы из точечного источника ?-излучения, например ⁶⁰Со, и облучаемого объекта - можно обозначить величины, составляющие дозу. Прежде всего, доза зависит от активности (A): при увеличении активности доза возрастает. Таким образом, доза является функцией активности:

D ~ f(A), (6)

Очевидно также, что доза будет возрастать при увеличении времени t нахождения под воздействием ионизирующего излучения и уменьшении расстояния R между источником излучения и облучаемым объектом. Причем если с активностью и временем доза связана прямой зависимостью, то с расстоянием - обратно-квадратичной:

 (7)

где К_? - гамма-постоянная - коэффициент пропорциональности, характеризующий свойства излучения. Гамма-постоянная показывает, какую мощность поглощенной дозы создает нефильтрованное ?-излучение точечного источника активностью 1Бк на расстоянии 1 метр.. Величина гамма-постоянной зависит от схемы распада радионуклида и энергии его ?-излучения (табл. 1).

Таблица 1. - Характеристика некоторых радионуклидов и их ? -излучений

Радионуклид	Период полураспода, Т1/2	Энергия ?-квантов, Е, Мэв	Выход ?-квантов, %	Гамма-постоянная, К?, (Гр ? м2/с ?Бк)10-18
22Na	2,6 года	1,27	99,95	78,02
40K	1,3·109года	1,46	10,70	119,40
59Fе	44,5 дня	1,29	44,10	40,67
60Со	5,3 года	1,33	99,98	84,63
65Zn	244 дня	1,12	50,60	20,12
137Сs	30, 1 года	0,66	85,10	21,33

На практике обычно пользуются не величинами дозы, а величинами интенсивности ионизирующего излучения, которая характеризуется мощностью дозы Р, т. е. значениями дозы D в единицу времени t:

(8)

Используя приведенные выше зависимости по значениям активности можно рассчитать дозу, формируемую точечным источником ?-излучения. Это весьма важно в практическом аспекте, например, в случае, когда при работе с точечным источником ионизирующего излучения нужно рассчитать безопасные величины, а дозиметр отсутствует.

Например, имеется точечный источник ?-излучения ⁶⁰Со с активностью 40МБк (40 • 10⁶ Бк) и необходимо рассчитать мощность дозы ? -излучения на расстоянии 4 м. Из таблицы 1 находим значение гамма-постоянной (К_?) - 84,63х х 10^-18 Гр • м²/Бк • с, затем, используя формулу для мощности дозы Р вычисляем:

(9)

Подобным же образом можно и от величин мощности дозы, экспериментально определенных с помощью дозиметра, перейти к величинам активности точечного гамма-излучения.

Из формулы для мощности дозы Р следует также важная пространственная закономерность распределения мощности дозы вокруг точечного источника ионизирующего излучения при внешнем облучении.

Для оценки дозы в практике дозиметрии используют два подхода:

1) приборная оценка дозы (мощности дозы ионизирующих излучений). В этом случае дозу определяют по показаниям соответствующих приборов - дозиметров;

2) расчетная оценка (прогноз) дозы предполагает использование таких величин, как активность, формирующая дозу внешнего и внутреннего облучения.

1.2.2 Основные виды доз. Современная система дозиметрических величин

Существует несколько способов выражения доз ионизирующих излучений. В связи с этим различают поглощенную, экспозиционную, эквивалентную, эффективную эквивалентную, коллективную и другие виды доз. Современная система дозиметрических величин включает физические величины, являющиеся мерой воздействия ионизирующего излучения на вещество. Физические величины, как правило, являются характеристиками дозного поля излучения. Нормируемые величины, являющиеся мерой ущерба (вреда) от воздействия излучения на человека; Операционные величины, являющиеся непосредственно определяемыми в измерениях величинами, предназначенными для оценки нормируемых величин при радиационном контроле.

К физическим дозиметрическим величинам относятся экспозиционная доза, поглощенная доза и плотность потока частиц. К нормируемым дозиметрическим величинам относятся: относительная биологическая эффективность излучений, эквивалентная доза облучения органа или ткани, ожидаемая эквивалентная доза, эффективная доза, ожидаемая эффективная доза, коллективная эффективная доза. К операционным дозиметрическим величинам относятся: эквивалент дозы, амбиентная эквивалентная доза, поверхностная эквивалентная доза. Современное производство дозиметрических приборов ориентировано на выпуск дозиметров, с помощью которых можно оценить именно операционные дозиметрические величины.

Поглощенная доза. Изменения, происходящие в облучаемом объекте, под воздействием различных видов ионизирующего излучения зависят от количества поглощенной энергии. В связи с этим основной физической величиной, принятой в дозиметрии для оценки меры воздействия ионизирующего излучения, является поглощенная доза или просто доза излучения.

Доза излучения (поглощенная доза) D - это поглощенная энергия излучения Е, рассчитанная на единицу массы т облученного вещества:

D = dE/dm (10)

Поглощенная энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, отнесенной к массе этого объема. В Международной системе (СИ) поглощенная доза выражается в джоулях на килограмм массы (Дж/кг). Эта величина получила название грей (Гр). При облучении человека 1 грей - крупная величина. Достаточно указать, что LD₅₀ (доза, при которой погибают 50% опытных животных) при экстраполяции на человека составляет около 4Гр. Поэтому иногда используют другую, внесистемную единицу измерения поглощенной дозы - рад, причем 1рад =10^-2 Гр. Рад - это поглощенная доза, при которой количество поглощенной энергии в 1 грамме вещества составляет 100 эрг независимо от вида и уровня энергии излучения.

Экспозиционная доза (X). Поглощенная доза является, пожалуй, самым корректным способом выражения дозы ионизирующего излучения. Однако с измерением поглощенной энергии излучения на практике возникают определенные проблемы. Поэтому исторически раньше появился более простой способ оценки дозы излучения - по его ионизирующей способности для конкретной среды, в частности для сухого воздуха. Этим способом - экспозиционной дозой (или дозой в воздухе) X ионизирующего излучения - оценивали дозу только фотонного излучения[1-4].

Экспозиционная доза - это величина полного заряда Q ионов одного знака, которые образуются в воздухе при полном торможении электронов и позитронов, освобожденных фотонами в единице массы сухого атмосферного воздуха т при нормальных условиях (при температуре 0 ° С и давлении 760 мм рт. ст.):

X = Q / m (11)

Термин «экспозиционная доза» применяют для характеристики рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне энергий 0,001-3 МэВ.

Установленная в СИ единица измерения экспозиционной дозы - кулон, отнесенный к килограмму (Кл * кг^-1). На практике и в научной литературе распространена другая, внесистемная, единица экспозиционной дозы - рентген (Р). Один рентген - это доза фотонного излучения, при которой в I см³ сухого воздуха в процессе ионизации образуется 2,079 * 10⁹ пар ионов каждого знака (или 1,61 * 10¹⁵ пар ионов в 1 кг воздуха).

Соотношения между единицами экспозиционной дозы:

1Р (1 рентген) = 2,58 • 10^-4 Кл • кг^-1; 1Кл • кг^-1 (1 кулон) = 3,88 • 10³Р

Экспозиционная доза - специфическая величина в дозиметрии и используется только для оценки внешнего рентгеновского или ?-излучения.

Энергетический эквивалент экспозиционной дозы составляет:

для воздуха 1 Р = 0,84 рад,

для воды и биологических тканей 1Р = 0,93 - 0,96 рад в зависимости от энергии ? -фотонов.

Это означает, что если живой объект помещен в дозное поле, в котором экспозиционная доза за определенное время оценивается значением 1Р (рентген), поглощенную дозу, полученную этим объектом, следует приблизительно оценить в 1 рад.

Экспозиционная доза корректна только для воздуха - объекта с практической точки зрения менее интересного и значимого, чем биологические объекты (органы, ткани, организмы). Кроме того, интерпретация экспозиционной дозы на биологические объекты носит лишь приблизительный характер. В связи с этим экспозиционной дозой в современной дозиметрии рекомендуется не пользоваться и в последнем варианте «Норм радиационной безопасности» (НРБ-2000) этот вид дозы и ее мощность не упоминаются. В настоящее время практически прекращена разработка новых приборов для измерения экспозиционной дозы. С другой стороны, в силу многолетней традиции в радиологии, биологии и медицине этим видом дозы ионизирующего излучения и ее внесистемной единицей «рентген» пользуются достаточно широко. К примеру, фоновый уровень мощности дозы на той или иной территории в СМИ до настоящего времени приводится в мкР/час.

Эквивалентная доза. Биологический эффект облучения при прочих равных условиях различен для разных видов излучения прежде всего потому, что он определяется не только величиной поглощенной энергии, но и характером распределения этой энергии в облучаемом объекте. Разные виды излучений создают ионы с неодинаковым пространственным распределением. Например, ?-частица, обладая значительными величинами размера, массы, заряда и энергии, по сравнению с ?-частицей характеризуется большими значениями линейной плотности ионизации (ЛПИ) и создает на единице пути в ткани гораздо больше ионов. При одной и той же поглощенной энергии (поглощенной дозе) биологический эффект будет несоизмеримо больше при более высокой плотности ионизации. Для сравнения биологических воздействий, вызванных различными видами излучения, используется понятие относительной биологической эффективности (ОБЭ), которое показывает, во сколько раз радиобиологический эффект данного вида излучения больше радиобиологического эффекта образцового излучения при одной и той же поглощенной дозе:

? = D/D_обр, (12)

где ? - относительная биологическая активность,

D_обр и D - поглощенные дозы, соответственно, образцового и данного излучения.

За образцовое излучение принимают рентгеновское излучение с энергией фотонов 200 кэВ. Очевидно, что для образцового излучения ?=1. Величина ОБЭ зависит в основном от плотности ионизации или размеров потерь энергии на единицу длины пути ионизирующей частицы - показателя линейных потерь энергии (ЛПЭ). С ростом ЛПЭ излучения увеличивается вероятность повреждений биологических тканей и, что немаловажно, снижается способность к самовосстановлению повреждений. ОБЭ проявляет зависимость также и от скорости частиц излучения: чем меньше скорость, тем выше ОБЭ.

Для определения дозы ионизирующего излучения с учетом биологического эффекта на практике используют не относительную биологическую эффективность, а регламентированный ОБЭ-показатель, который называют взвешивающим коэффициентом (W_R), а доза в этом случае называется эквивалентной дозой Н_Т,R, ее рассчитывают следующим образом:

Н_Т,R - D_T,R • W_R (13)

где W_R - взвешивающий коэффициент для излучения R;

D_T,R - средняя поглощенная доза в органе или ткани Т.

Эквивалентная доза излучения Н_T,R - это поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения. Эквивалентная доза учитывает различия в биологическом действии излучений различного вида в соответствии с их относительной биологической эффективностью. Эквивалентную дозу в СИ выражают в зивертах (Зв). Внесистемная единица измерения - бэр (биологический эквивалент рада), 1 бэр = = 0,01 Зв. Один зиверт равен эквивалентной дозе, при которой произведение поглощенной дозы в биологической ткани стандартного состава на средний взвешивающий коэффициент составляет 1 Дж/кг.

В случаях, когда на объект воздействуют разные виды излучений с различными взвешивающими коэффициентами, эквивалентная доза определяется как сумма эквивалентных доз для этих видов излучения:

(14)

Эффективная эквивалентная доза. Различные органы и ткани живых организмов обладают разной чувствительностью к воздействию ионизирующих излучений. Например, при одной и той же поглощенной дозе вероятность возникновения рака легких больше, чем щитовидной железы, а при облучении половых желез более вероятны генетические отклонения. Для оценки биологического эффекта (или меры риска) при облучении органов, тканей и организма в целом с учетом влияния разных видов излучения и радио-чувствительности отдельных органов вводят эффективную эквивалентную дозу (Е). Для организма в целом она может быть определена как сумма произведений эквивалентной дозы в отдельных органах и тканях на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного органа или ткани:

(15)

Эффективная коллективная доза. В тех случаях, когда возникает необходимость оценить меру риска появления стохастических эффектов облучения, используют эффективную коллективную дозу, которая является суммой индивидуальных эффективных доз. Единица измерения эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

Эффективная коллективная доза. В тех случаях, когда возникает необходимость оценить меру риска появления стохастических эффектов облучения, используют эффективную коллективную дозу, которая является суммой индивидуальных эффективных доз. Единица измерения эффективной коллективной дозы - человеко-зиверт (чел.-Зв).

Таблица 2 - Значения взвешивающих коэффициентов (WT для оценки эффективной дозы в различных органах и тканях (НРБ-2000)

Органы и ткани	WT , Зв/Гр	Органы и ткани	WT, Зв/Гр
Гонады Костный мозг (красный) Толстый кишечник Легкие Желудок Мочевой пузырь Грудная железа	0,20 0,12 0,12 0,12 0,12 0,05 0,05	Печень Пищевод Щитовидная железа Кожа Клетки костных поверхностей	0,05 0,05 0,05 0,01 0,01 0,05

В настоящее время в связи с появлением новых норм радиационной безопасности (НРБ-2000) в системе классификации доз появились новые величины эквивалентных доз. Их разработка связана прежде всего с попытками более обоснованно оценить эффект радиации в биологических объектах. Для этого введено понятие тканеэквивалентного материала, т. е. материала, взаимодействие излучения высокой энергии с которым эквивалентно таковому с тканью живого организма. Для этого используют шаровой фантом МКРЕ (Международная комиссия по радиационным единицам и измерениям), который представляет собой шар диаметром 30 см, изготовленный из тканеэквивалентного материала, имеющего следующий химический состав (по массе, %): 76,2 - кислород; 11,1 - углерод; 10,1 - водород и 2,6 - азот; плотность материала 1 г/см³.

В зависимости от ситуации вводят следующие разновидности эквивалентных доз: амбиентную эквивалентную дозу, полевую эквивалентную дозу и направленную эквивалентную дозу.

Полевая эквивалентная доза, относящаяся к центру тканеэквивалентного шара диаметром 20мм.

Амбиентная эквивалентная доза Н(10) (от лат. ambi - кругом, вокруг, с обеих сторон) в данной точке поля излучения - это эквивалентная доза, соответствующая дозе, создаваемой направленным и гомогенным полем в тканеэквивалентной сфере на глубине 10 мм от поверхности.

Направленная эквивалентная доза H(0,07) в данной точке дозного поля излучения - это эквивалентная доза в сфере тканеэквивалентного материала, аналогичная амбиентной дозе на глубине 0, 07 мм. Направленная эквивалентная доза применяется для оценки доз слабопроникающего излучения.

2. ОБЪЕКТ, ПРОГРАММА И МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЙ

Объектом исследования являются базы данных радиационного мониторинга продуктов питания, полученные в ЛПХ на основе которых и выполнялись расчеты.

Программа исследований состояла из следующих задач:

Составление обзора литературы по теме исследований.

Выполнение расчетов дозовых нагрузок на среднестатистического жителя типичного загрязненного региона во временной динамике на основе сформированных баз данных мониторинга продуктов питания.

Анализ выполнения работы.

Написание курсовой работы.

Методика исследований:

Суммарная дозовая нагрузка на человека, проживающего на территории, загрязненной радионуклидами, складывается из доз внешнего облучения от источников излучения, находящихся вне его, и внутреннего облучения от источников излучения, попадающих в организм человека с воздухом, водой, пищей или другими путями. Инструментальная оценка суммарной дозы, получаемой человеком, весьма проблематична по техническим причинам. Поэтому ее часто оценивают по результатам прогностических расчетов. Дозу внешнего облучения рассчитывают, как правило, по эмпирическим формулам. Расчет дозы внутреннего облучения человека основан на использовании дозового коэффициента (K_D), установленного Нормами радиационной безопасности (НРБ-2000).

Дозовый коэффициент К_о - величина ожидаемой эффективной дозы облучения человека при поступлении 1 Бк данного радионуклида через органы дыхания или пищеварения. Значения дозовых коэффициентов и пределов годового поступления радионуклидов приведены в таблице приведены в НРБ-2000.

Для каждого радионуклида, а также для различных путей поступления радионуклидов в живой организм дозовый коэффициент, а значит, и ожидаемая доза облучения человека, различны. Это объясняют тем, что для каждого радионуклида характерны свои вид и энергия излучения, период полураспада, физические и химические свойства, место локализации в организме человека, участие в обменных процессах, эффективный период полувыведения из организма и др.

Следовательно, если известна общая активность радионуклида, поступающего в организм человека, можно рассчитать дозу внутреннего облучения:

Д_внутр.(мкЗв) = А • К_D, (16)

где А - активность радионуклида, поступающего в организм человека, Бк; К_D - дозовый коэффициент, мкЗв/Бк.

Следует отметить, что дозовый коэффициент - в определенном смысле условная интегральная величина, которая не всегда соответствует другим регламентирующим нормам, например, значениям санитарных правил и норм, принятых в нашей стране.

Доза является более объективным количественным показателем реального радиационного ущерба, наносимого жителям загрязненных территорий, чем величина поверхностного загрязнения почвы радионуклидами. Для оценки дозы внутреннего облучения населения в организм человека использовались официальные методические разработки.

(17)

k_int =1,3 10-⁵ - дозовый коэффициент для пищевого поступления ¹³⁷Cs в организм взрослого человека, мЗв год^-1 Бк^-1;

m_i - годовое потребление i-го продукта, кг;

q_i - удельная активность i-го продукта, Бк кг^-1.

За период времени с 1990 по настоящее время сформированы мощные базы данных радиационного мониторинга продуктов питания в ЛПХ. На основе проведенных исследований разработаны модели динамики удельной активности молока и грибов. Пользуясь данными мониторинга, был произведен расчет дозовых нагрузок на среднестатистического жителя типичного загрязненного региона во временной динамике, в период с 1990 по 2013 гг.

радионуклид излучение доза

3. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ

В рамках Государственной программы по ликвидации последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС в сельскохозяйственном секторе разработан и реализуется комплекс мероприятий по снижению дозы облучения жителей сельских населенных пунктов. Населению выделяются культурные пастбища и сенокосы, цезийсвязывающие препараты на корм скоту. Однако, в ряде населенных пунктов по причине дефицита сельскохозяйственных кормовых угодий вопрос получения молока, соответствующего нормативным значениям остается актуальным. В качестве кормовой базы для КРС молочного стада используются естественные экосистемы. С другой стороны, до настоящего времени не существует эффективных контрмер, которые могли бы снизить загрязнение лесных продуктов питания [17]. Пищевые продукты, произведенные в сельскохозяйственных и естественных экосистемах, вносят различный вклад в дозу внутреннего облучения населения. Кроме того, на поступление радионуклидов в организм человека оказывают влияние и местные пищевые традиции и особенности питания населения. Основные продукты, потребляемые населением, это - молоко, картофель и мясные продукты. Также к широко потребляемым населением продуктам относятся и «дары леса», основным из которых являются грибы. Поэтому вопрос о динамике относительного вклада основных дозоформирующих продуктов питания: грибов и молока, как объективного показателя, является важным, сложным и спорным одновременно. Его решению были посвящены исследования, выполненные в Беларуси, Украине и России [18-21].

Доза является более объективным количественным показателем реального радиационного ущерба, наносимого жителям загрязненных территорий, чем величина поверхностного загрязнения почвы радионуклидами. Для оценки дозы внутреннего облучения населения при хроническом поступлении ¹³⁷Cs в организм человека использовались официальные методические разработки [6].

(17)

k_int =1,3 10-⁵ - дозовый коэффициент для пищевого поступления ¹³⁷Cs в организм взрослого человека, мЗв год^-1 Бк^-1;

m_i - годовое потребление i-го продукта, кг;

q_i - удельная активность i-го продукта, Бк кг^-1.

За период времени с 1990 по настоящее время сформированы мощные базы данных радиационного мониторинга продуктов питания в ЛПХ. На основе проведенных исследований разработаны модели динамики удельной активности молока и грибов. Пользуясь данными мониторинга, был произведен расчет дозовых нагрузок на среднестатистического жителя типичного загрязненного региона во временной динамике, в период с 1990 по 2013 гг. с помощью пакетов прикладных программ Statistica (v 7.0) и MS Excel 2007.

Для выполнения расчета исходные данные были приведены в необходимый формат с последующей сартировкой. Затем выполнен первичный анализ статистических данных, включающий описательную статистику и проверку на условие нармальноти распределения. По результатам обработки следовало, что не все массивы данных описываются функцией нормального распределения, так как отношения эксцессов и асимметрий к их ошибкам больше трех (табл. 3), графики обладают левостаронней асимметрией, критерий Шапиро-Уилки р < 0,01 (рис 1).

Ввиду этого от каждого числа выборки был взят натуральный логарифм и процедура обработки повторена. Результаты приведены ниже в табл. 4 и рисунке 2.

Таблица 3 - Результаты описательной статистики

Valid N	Mean	Geometric Mean	Median	Std.Dev.	Standard Error	Skewness	Kurtosis
31	270,516	226,2248	200,0000	170,6675	30,65279	1,398941	2,15940
45	218,555	182,3063	181,0000	166,2261	24,77952	2,956905	10,87112
51	191,451	153,4450	134,0000	155,3076	21,74741	2,568701	8,34003
51	148,235	126,7096	122,0000	87,0302	12,18667	1,279309	1,44938
55	125,0909	108,3514	99,0000	75,1436	10,13237	1,824528	3,99601
48	110,7500	98,6760	104,5000	52,2903	7,54746	0,637543	-0,18399
35	96,7429	84,2227	90,0000	49,6371	8,39020	0,861773	1,03657
55	87,4909	74,7975	67,0000	52,3870	7,06387	1,149816	0,27187
35	74,9714	68,9743	67,0000	30,0024	5,07134	0,450586	-0,51571
44	72,5909	61,4334	61,0000	43,1365	6,50307	1,043533	0,50113
35	62,6571	55,9638	55,0000	38,3252	6,47814	3,414660	15,12468
47	61,4681	51,2782	45,0000	41,0296	5,98478	1,555489	1,92237
53	54,4528	48,7340	49,0000	26,0772	3,58198	1,112935	1,63336
45	51,5556	45,3027	40,0000	30,3536	4,52485	2,187763	6,70152
55	45,3273	41,6566	40,0000	19,3094	2,60368	1,244713	2,21742
40	45,8000	40,4018	40,0000	23,3218	3,68750	0,870094	0,02722
55	41,6545	36,4001	37,0000	21,6164	2,91475	0,901114	0,41429
35	37,2286	33,7473	33,0000	17,5886	2,97301	1,279719	1,75407
55	37,0000	33,0625	37,0000	17,1302	2,30984	0,615771	-0,29030
30	36,4333	30,9878	28,5000	21,0806	3,84877	0,791392	-0,53584
28	30,6786	28,1791	26,0000	12,8957	2,43707	0,726829	-0,12568
30	26,9667	25,1273	25,0000	11,6663	2,12996	1,948770	4,45554
25	29,7600	26,2225	25,0000	15,1857	3,03715	0,830613	0,17201

Рисунок 1 - Пример гистограммы первой статистической обработки

Таблица 4 - Результаты описательной статистики

Valid N	Mean	Geometric Mean	Median	Std.Dev.	Standard Error	Skewness	Kurtosis
31	5,4215	5,3872	5,2983	0,6147	0,1104	-0,0561	-0,2187
45	5,2057	5,1756	5,1985	0,5731	0,0854	0,5978	1,1039
51	5,0333	4,9949	4,8978	0,6371	0,0892	0,5643	0,2740
51	4,8419	4,8086	4,8040	0,5693	0,0797	-0,0038	-0,3520
55	4,6854	4,6568	4,5951	0,5265	0,0709	0,3814	-0,2029
48	4,5918	4,5645	4,6478	0,4994	0,0720	-0,2633	-0,7121
35	4,4335	4,3966	4,4998	0,5611	0,0948	-0,5564	0,3087
55	4,3148	4,2803	4,2047	0,5547	0,0747	0,3520	-0,7522
35	4,2337	4,2121	4,2047	0,4268	0,0721	-0,3921	-0,3183
44	4,1180	4,0758	4,1060	0,5903	0,0889	-0,0003	-0,5817
35	4,0247	4,0013	4,0073	0,4486	0,0758	0,8431	2,6343
47	3,9373	3,8936	3,8067	0,5945	0,0867	0,3308	-0,1645
53	3,8864	3,8550	3,8918	0,4868	0,0668	-0,3082	0,2360
45	3,8134	3,7830	3,6889	0,4937	0,0736	0,5526	0,1570
55	3,7295	3,7054	3,6889	0,4198	0,0566	-0,2237	0,6215
40	3,6989	3,6630	3,6889	0,5143	0,0813	-0,0917	-0,4999
55	3,5946	3,5528	3,6109	0,5386	0,0726	-0,2690	-0,2658
35	3,5189	3,4913	3,4965	0,4461	0,0754	0,1619	-0,2612
55	3,4984	3,4618	3,6109	0,4956	0,0668	-0,3893	-0,2502
30	3,4336	3,3849	3,3485	0,5839	0,1066	0,0669	-1,0418
28	3,3386	3,3121	3,2574	0,4239	0,0801	-0,0672	-0,6522
30	3,2240	3,2050	3,2189	0,3642	0,0665	0,8691	0,7768
25	3,2666	3,2252	3,2189	0,5224	0,1044	-0,1079	-0,7483

Рисунок 2 - Пример гистограммы второй статистической обработки

После этого мы можем применять к данным приемы парметрической статистики и выполнять модельные расчеты дозовой нагрузки. Расчеты проводились для минеральных почв с использованием коэффициентов перехода радионуклидов для каждого из видов исследуемого продукта.

На рисунке 1 приведены модельные расчеты динамики дозовой нагрузки от потребления молока (при ? = 1кБк м-²) с применением контрмер (экспоненциальный спад с изменяющимися во времени периодами полуочищения: от 4 лет в начальный период с 1990 г. и до 14 лет к 2010 г.) и при их отсутствии (аналогично от 8 до 20 лет). Здесь же представлена динамика дозовой нагрузки от грибов (период полуочищения во всем временном диапазоне 26 лет). Годовое потребление грибов и молока сельским жителем: грибы - 4 кг, молоко - 280 л.

Рисунок 3 - Динамика парциальных дозовых нагрузок от потребления грибов и молока

Из уравнения (17) отношение парциальных доз от грибов и молока будет:

(18)

На рисунке 2 представлены результаты расчетов отношения парциальных доз от грибов и молока, выполненных по соотношению (18) при условии проведения мероприятий и в их отсутствии. Потребление жителем грибов 4 кг и молока 280 л.

Рисунок 4 - Динамика отношения доз от потребления населением грибов и молока

Проведенные оценки показывают, что дозовый паритет при принятых условиях реализован в 1996 г., если проведены контрмеры и наступит в 2014 г. в их отсутствии.

В таблицах 5 и 6 представлены результаты расчетов относительного вклада в формирование дозы от грибов и молока при двух крайних условиях: 1 - масса потребления грибов постоянна: 4 кг, а масса потребления молока варьирует от 60 до 280 л. (таблица 5) и 2 - масса потребления молока постоянна: 280 л, а масса потребления грибов изменяется от 4 до 15 кг. (таблица 6). В первом столбце таблиц указано значение отношения удельных активностей грибов к молоку. Задавая два параметра (отношение удельных активностей и потребление молока или грибов) и выбрав соответствующую таблицу на пересечении строки и столбца можно получить значение относительного вклада в дозу грибной или молочной компоненты. Таким образом, в конкретном поселении можно оценить отношение парциальных доз от грибов и молока с учетом пищевых традиций и демографического статуса населения.

Таблица 5 - Отношение парциальных доз от грибов и молока при m_mash = const = 4 кг

qmush/qmilk отн. ед.	Потребление молока, л*год-1
	280	260	240	220	200	180	160	140	120	100	80	60
10	0,14	0,15	0,17	0,18	0,20	0,22	0,25	0,29	0,33	0,40	0,50	0,67
20	0,29	0,31	0,33	0,36	0,40	0,44	0,50	0,57	0,67	0,80	1,0	1,3
30	0,43	0,46	0,50	0,55	0,60	0,67	0,75	0,86	1,0	1,2	1,5	2,0
40	0,57	0,62	0,67	0,73	0,80	0,89	1,0	1,1	1,3	1,6	2,0	2,7
50	0,71	0,77	0,83	0,91	1,0	1,1	1,3	1,4	1,7	2,0	2,5	3,3
60	0,86	0,92	1,0	1,1	1,2	1,3	1,5	1,7	2,0	2,4	3,0	4,0
70	1,0	1,1	1,2	1,3	1,4	1,6	1,8	2,0	2,3	2,8	3,5	4,7
100	1,4	1,5	1,7	1,8	2,0	2,2	2,5	2,9	3,3	4,0	5,0	6,7
200	2,9	3,1	3,3	3,6	4,0	4,4	5,0	5,7	6,7	8,0	10,0	13,3
300	4,3	4,6	5,0	5,5	6,0	6,7	7,5	8,6	10,0	12,0	15,0	20,0

Таблица 6 - Отношение парциальных доз от грибов и молока при m_milk = const = 280 л

qmush/qmilk отн. ед.	Потребление грибов, кг*год-1
	4	5	6	7	8	9	10	11	12	13	14	15
10	0,14	0,18	0,21	0,25	0,29	0,32	0,36	0,39	0,43	0,46	0,50	0,54
20	0,29	0,36	0,43	0,50	0,57	0,64	0,71	0,79	0,86	0,93	1,0	1,1
30	0,43	0,54	0,64	0,75	0,86	1,0	1,1	1,2	1,3	1,4	1,5	1,6
40	0,57	0,71	0,86	1,0	1,1	1,3	1,4	1,6	1,7	1,9	2,0	2,1
50	0,71	0,89	1,1	1,3	1,4	1,6	1,8	2,0	2,1	2,3	2,5	2,7
60	0,86	1,1	1,3	1,5	1,7	1,9	2,1	2,4	2,6	2,8	3,0	3,2
70	1,0	1,3	1,5	1,8	2,0	2,3	2,5	2,8	3,0	3,3	3,5	3,8
100	1,4	1,8	2,1	2,5	2,9	3,2	3,6	3,9	4,3	4,6	5,0	5,4
200	2,9	3,6	4,3	5,0	5,7	6,4	7,1	7,9	8,6	9,3	10,0	10,7
300	4,3	5,4	6,4	7,5	8,6	9,6	10,7	11,8	12,9	13,9	15,0	16,1

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате исследований были проработаны базы данных радиоционного мониторинга продуктов питания и выполнен расчет формирования дозовых нагрузок на население от потребления продукции сельскохозяйственных и естественных экосистем во временной динамике с 1990 по 2014 гг. Установлено, что дозовые нагрузки в период с 1990 на население снижаются в экспоненциальной зависимости, Несмотря на более высокую дозовую нагрузку на население от потребления молока, проводимые защитные меры нивилируют дозовый вклад, паритет наступил в 1995-1996 г. при 0,77 мкЗв/год и снижается еще. Для молока без контрмер дозовый паритет с грибами наступает в 2013-2014 годах.

Следует отметить, что снижение дозы от грибов происходит наиболее медленно и продолжительно во времени, но в то же время эта доза изначально значительно меньше. Молоко же вносит наибольший вклад в формирование дозы, зато провадимые контрмеры снижабт нивилируют это.

С помощью расчитаных таблиц, в которых задавая два параметра (отношение удельных активностей и потребление молока или грибов) и выбрав соответствующую таблицу на пересечении строки и столбца можно получить значение относительного вклада в дозу грибной или молочной компоненты. Таким образом, в конкретном поселении можно оценить отношение парциальных доз от грибов и молока с учетом пищевых традиций и демографического статуса населения.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1 Основы радиоэкологии и безопасной жизнедеятельности: Методическое пособие для учителей. / Под общей редакцией канд. психолог. наук Т.Н. Ковалевой, канд. хим. наук Г.А. Соколик, канд. хим. наук. С. В. Овсянниковой. - Минск: БГУ, 2005. - 357 с.

2 Атлас загрязнения Европы цезием после Чернобыльской аварии. Люксембургское бюро для официальных изданий европейских сообществ, ISBN 92-828-3140-29-X, CG-NA-16-733-29-C, EUR 16733. Авторские права: ЕК/ИГКЭ, Росгидромет/Минчернобыль/Белгидромет. - Брюссель, Люксембург, 1998 г. - 73 с.

3 Кенигсберг Я.Э. Ионизирующая радиация и риск для здоровья / Я.Э. Кенигсберг, Ю.Е. Крюк. - Гомель. РНИУП «Институт радиологии», 2005 г. - 70 с.

4 Анненков Б.Н. Ведение сельского хозяйства в районах радиоактивного загрязнения (радионуклиды в продуктах питания) / Б.Н. Анненков, В.С. Аверин. - Минск. Пропилеи, 2003. - 111 с.

5 Власова Н.Г. Сельские населенные пункты: социальные и экологические факторы дозоформирования / Н.Г. Власова, Ю.В. Висенберг // Преодоление последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС: состояние и перспективы: сб. науч. трудов II междунар. науч.-практ. конф., Гомель, 26-27 апреля 2004 г. / под ред. В.Е. Шевчука [и др.]. - Гомель, 2004. - С. 21-24.

6 Кадука М.В. Радиоактивное загрязнение природных пищевых продуктов в отдаленный период после аварии на ЧАЭС / М.В. Кадука, В.Н. Шутов, К.В. Ворфоломеева // Гигиенические аспекты обеспечения радиационной безопасности населения на территориях с повышенным уровнем радиации: сб. тез. междунар. науч.-практ. конф., Санкт-Петербург, 15-17 сент. 2008 г. / Санкт-Петербургский НИИ РГ им. П. В. Рамзаева. - СПб., 2008. - С. 73-74.

7 Экологические и радиобиологические последствия чернобыльской катастрофы для животноводства и пути их преодоления / под ред. чл.-корр. АН РТ Р.Г. Ильязова. - Казань. Фен, 2002. - 330 с.

8 Агеева Т.Н. Динамика загрязнения цезием-137 молока из личных подсобных хозяйств на территории радиоактивного загрязнения Могилевской области за период 2001-2007 гг. / Т.Н. Агеева, Л.В. Липницкий, С.Н. Ветошкина // Юбилейная науч.-практ. конф., Гомель, 11 ию¬ня 2009 г. (посвящ. 40-летию Гомельского гос. университета имени Ф. Скорины): в 4 ч. / ГГУ им. Ф. Скорины; редколл.. О.М. Демиденко [и др.]. - Гомель. 2009. - Ч. 4. - С. 215-217.

9 Агропромышленное производство в условиях радиоактивного загрязнения: Лекция. - Горки: Белорусская государственная сельскохозяйственная академия, 2005. 58 с.

10 Радиационный контроль (радиационно-гигиенический паспорт) Могилевской области за 2008 год / Информ. бюллетень УЗ «Могилевский Обл. ЦГЭ и ОЗ»; сост.: И.В. Гаевский [и др.]. -Могилев, 2009. - 34 с.

11 Ворфоломеева К.В. Аккумуляция радионуклидов в лесной экосистеме после аварии на ЧАЭС / К.В. Ворфоломеева // Гигиенические аспекты обеспечения радиационной безопасности населения на территориях с повышенным уровнем радиации: сб. тез. междунар. науч.-практ. конф., Санкт-Петербург, 15-17 сент. 2008 г. / Санкт-Петербургский НИИ РГ им. П. В. Рамзаева. -СПб., 2008. - С. 28-30.

12 Власова Н.Г. Статистический анализ результатов СИЧ-измерений для оценки дозы внутреннего облучения сельских жителей в отдаленный период после аварии на ЧАЭС / Н.Г. Власова, Д.Н. Дроздов, Л.А. Чунихин // Радиационная биология. Радиоэкология. - 2009. -Т. 49, № 4. - С. 397-406.

13 Сборник нормативных, методических, организационно-распорядительных документов Республики Беларусь в области радиационного контроля и безопасности / Комитет по проблемам последствий катастрофы на Чернобыльской АЭС при Совете Министров РБ, РНИУП «Институт радиологии». - 4-е изд., перераб. и доп. - Гомель, 2005. - 331 с.

14 Об утверждении перечня населенных пунктов и объектов, находящихся в зоне радиоактивного загрязнения, и признании утратившими силу некоторых постановлений Совета Министров Республики Беларусь: постановление Совета Министров Респ. Беларусь, 1 февр. 2010 г., № 132 // Нац. реестр правовых актов Респ. Беларусь. - 2010. - № 32. - 5/31195.

15 Севастьянов П.В. Многокритериальная оценка уровня социально-экономического развития регионов / П.В. Севастьянов, Л.Г. Дымова, Л.И. Шейграцева // Белорусский экономиче¬ский журнал. - 1999. - № 2. - С. 112-118.

16 Чегерова Т.И. Комплексная многокритериальная оценка состояния здоровья и экологии региона для принятия оптимальных управленческих решений / Т.И. Чегерова, Л.Г. Дымова, П.В. Севастьянов // Актуальные вопросы профпатологии и медицины труда: сб. науч. тр. / под ред. Н. Г. Кручинского. - Могилев. МГУ им. А. А. Кулешова, 2002. - С. 18-20.