автореферат диссертации по безопасности жизнедеятельности человека, 05.26.02, диссертация на тему:Использование термолюминесцентного метода для реконструкции доз гамма-излучения от радиоактивно загрязненного водоема

Введение.

Глава 1. Термолюминесцентный метод в ретроспективной дозиметрии (обзор литературы).

1.1. Подходы к реконструкции доз после радиационных аварий и инцидентов.

1.2. Использование методов термолюминесцентной дозиметрии для реконструкции доз внешнего гамма облучения.

1.2.1. Физические основы эффекта термолюминесценции.

1.2.2. Методики ТЛД.

1.3. Опыт использования метода ТЛ для реконструкции доз в различных радиационных ситуациях.

1.3.1. ТЛ дозиметрия в оценке внешних доз после взрывов ядерных бомб в Хиросиме и Нагасаки.

1.3.2. Восстановление внешних доз методом ТЛ в районе Невадского испытательного полигона.

1.3.3. ТЛ дозиметрия в районе Чернобыльской аварии.

1.4. Проблемы восстановления доз на реке Теча.

1.4.1. Краткое описание радиационной ситуации и имеющихся данных.

1.4.2. Отличительные особенности радиационных ситуаций, в которых использовался метод ТЛ для восстановления внешних доз.

Глава 2. Материалы и методы.

2.1. Отбор и характеристика образцов строительной керамики.

2.2. Методики подготовки образцов к ТЛ измерениям.

2.3. Методики ТЛ измерений.

2.4. Измерения содержания естественных радионуклидов в образцах.

2.4.1. Измерение мощности дозы альфа излучения.

2.4.2. Измерение мощности дозы бета излучения.

2.5. Измерение мощности дозы внешнего гамма излучения в момент отбора образцов.

Глава 3. Оценка мощностей дозы от естественных источников ионизирующих излучений и определение возраста образцов.

3.1. Определение дозы от естественного радиационного фона.

3.2. Оценка фоновых мощностей дозы в образцах.

3.3.ТЛ датирование.

Глава 4. Оценка техногенных доз в образцах, облученных в результате сбросов жидких радиоактивных отходов ПО "Маяк" в реку Теча.

4.1. Оценка техногенных доз в НП Метлино.

4.2. Оценка техногенных доз в НП Муслюмово.

Глава 5. Теоретическое обоснование и нтерпретация результатов экспериментальных исследований.

5.1. Применение метода Монте-Карло к расчету доз гамма-излучения в геометрии речной системы.

5.2. Оценка распределения техногенных доз в НП Метлино и сравнение результатов ТЛ измерений с модельными расчетами методом Монте-Карло.

5.2.1. Анализ высотного распределения доз в образцах на стене мельницы.

5.2.2. Анализ глубинного распределения доз в образцах мельницы из НП Метлино.

5.3. Расчет интегральных доз внешнего облучения у уреза воды.

5.4. Расчет интегральной дозы в кирпиче.

5.5.Результаты расчетов и сравнение с данными ТЛ.

Выводы.

Актуальность проблемы. Научное обоснование норм радиационной безопасности, понимание природы опасных факторов, сопутствующих развитию новых технологий, и тех реальных последствий, которые они могут вызвать, является в настоящее время одной из наиболее важных проблем, связанных с использованием ядерной энергии [11-13]. Уникальным источником знаний о воздействии ионизирующих излучений на организм человека являются случившиеся в прошлом радиационные ситуации, в результате которых произошло облучение повышенными дозами больших групп людей. Детальный анализ последствий каждой из таких ситуаций может дать необходимый человечеству опыт для обеспечения безопасной работы с источниками ионизирующих излучений.

Существующие в настоящее время нормы радиационной безопасности [19] в значительной мере базируются на оценках риска биологических эффектов облучения, полученных при изучении последствий атомной бомбардировки японских городов Хиросима и Нагасаки. Однако, характер облучения (однократное с высокой мощностью дозы) в этой ситуации существенно отличается от регламентируемых нормативами условий хронического облучения с малой мощностью дозы. В связи с этим, изучение последствий воздействия радиации на персонал Производственного Объединения «Маяк» (первого в России предприятия по наработке оружейного плутония) и на население территорий Уральского региона, загрязненных в результате выбросов этого предприятия, является одним из приоритетных научных направлений в области радиационной безопасности.

Одним из основных источников радиоактивного загрязнения окружающей среды, возникшего в результате деятельности ПО "Маяк", являлись сбросы жидких радиоактивных отходов в реку Теча в 1949-1956 годах. В результате этих сбросов 30 тысяч человек, проживавших в прибрежных населенных пунктах (НП), подверглись хроническому облучению в широком диапазоне доз, зависящих от расстояния от места сбросов. В этой когорте людей к настоящему времени зарегистрированы избыточные случаи смертности от опухолей и лейкозов. Таким образом, достоверная реконструкция накопленной дозы может сделать данную популяцию уникальным источником информации о реальных уровнях риска отдаленных биологических эффектов в случае хронического облучения населения.

Систематические измерения количества активности, сброшенной в реку Теча, радионуклидного состава сбросов, а также радиационно-гигиенические обследования прибрежных НП (включающие измерения мощности экспозиционной дозы) были начаты только через два года после начала загрязнения реки. Получить достоверную информацию для восстановления доз на население в такой сложной ситуации могут дать методы ретроспективной дозиметрии с использованием объектов, которые являются природными дозиметрами.

Один из подходов к реконструкции доз внешнего облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды основан на использовании свойств кварца как природного дозиметра. Высокое содержание последнего в образцах строительной керамики (например, в кирпичах), которую можно в достаточном количестве получить с загрязненных территорий, позволяет применять метод термолюминесцентной (ТЛ) дозиметрии для оценки интегральных доз, полученных образцом за весь период облучения. Современные методы определения концентрации естественных радионуклидов (ЕРН) позволяют рассчитать вклад в интегральную дозу за счет радиационного фона. Вычитанием фоновой дозы из интегральной дозы, измеренной ТЛ методом, можно определить техногенную дозу, сформированную за счет искусственных радионуклидов.

Метод ТЛ дозиметрии успешно применялся ранее для реконструкции доз после атомной бомбардировки в Японии, испытаний ядерного оружия на Невадском полигоне в США, а также для восстановления доз после аварии на Чернобыльской АЭС. Однако, этот метод не был апробирован для такого источника излучения как радиоактивно-загрязненный водоем, в котором, помимо воды, радионуклиды абсорбированы в донных отложениях и заливных участках пойменных земель. В этом случае для перехода от дозы, измеренной в кирпиче, к распределению доз вблизи места отбора образца необходимо иметь точное описание геометрии источника, а также использовать методы математического моделирования переноса излучений.

Цель работы - реконструкция доз внешнего гамма-облучения на местности с использованием метода термолюминесцентной дозиметрии по кварцсодержащим материалам, отобранным из зданий, расположенных на пойме реки Теча, загрязненной жидкими радиоактивными отходами ПО "Маяк" в период с 1949 по 1956 годы.

Задачи исследования:

1. Оценить характеристики источника облучения в пространстве и времени, используемые в модельных расчетах доз внешнего гамма облучения на территориях в районе реки Теча, загрязненных в результате сбросов жидких радиоактивных отходов ПО "Маяк".

2. Определить объекты, пригодные для ТЛ исследований и точки отбора образцов.

3. Провести ТЛ датирование фоновых образцов; определить концентрацию естественных радионуклидов и оценить вклад в интегральную дозу за счет космических лучей и ЕРН, содержащихся в окружающей среде и в самих образцах. Провести измерения методом ТЛ облученных образцов и оценить техногенные дозы, сформированные за счет внешнего гамма излучения от загрязненных донных отложений, поймы и воды реки Теча.

4. Оценить высотное и глубинное распределения доз и сопоставить экспериментальные результаты с модельными расчетами для различной геометрии источника излучений (до построения водоема № 10 в 1956 году и после).

Положения, выносимые на защиту.

1. Показана применимость метода ретроспективной ТЛ дозиметрии с использованием кварца как природного дозиметра для восстановления доз внешнего облучения на местности в случае загрязнения водоема отходами предприятия ядерной промышленности при сложной, переменной во времени геометрии источника.

2. Уровни интегральных поглощенных доз в образцах кварца, полученных из кирпичей зданий, расположенных непосредственно на загрязненной пойме реки Теча резко спадают с расстоянием от места сбросов радиоактивных отходов, но остаются выше минимального уровня детектирования до 80 км.

3. Зависимость поглощенной дозы от расстояния кристаллов кварца от наружной поверхности образца сопоставима с результатами модельных расчетов методом Монте-Карло для источника фотонов с энергией 661.6 кэВ (излучение 137Cs), экранированного слоем воды.

4. Величины доз, поглощенных в кварце и восстановленных с использованием метода TJI, согласуются с результатами модельных расчетов, выполненных методом Монте-Карло на основе данных о динамике концентраций радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах с учетом геометрии источника в местах отбора образцов.

Научная новизна. Впервые метод термолюминесцентной дозиметрии по кварцсодержащим материалам применен для реконструкции доз на местности в случае радиоактивного загрязнения речной системы. Впервые методом TJI по образцам кирпичей восстановлены дозы внешнего гамма-облучения на местности в населенных пунктах верхнего и среднего течения реки Теча, загрязненной в результате сбросов жидких радиоактивных отходов в 1949-1956 годах.

Практическое значение работы. Результаты реконструкции доз внешнего облучения для населения прибрежных НП по реке Теча будут использованы: 1) для уточнения коэффициентов риска отдаленных медицинских последствий в условиях хронического радиационного воздействия; 2) для оценки эффективных доз и принятия решений о мерах социальной и медицинской защиты людей, облучившихся в результате деятельности ПО "Маяк".

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на Международном симпозиуме LUMDETR'94 - Luminescent Detectors and 9

Transformers of Ionizing Radiation (Tallinn 1994), Международном семинаре по ретроспективной дозиметрии (Мюнхен 1995), на региональной конференции в Челябинском Педагогическом Университете (Челябинск 1998).

Публикации. Основные результаты выполненных исследований представлены в шести статьях, опубликованных в отечественных и международных научных изданиях.

Объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов, изложенных на 105 страницах машинописного текста, содержит 23 рисунка, 14 таблиц, список цитированной литературы (131 источник, из них 37 на русском и 94 на иностранных языках). Имеется 5 приложений объемом в 8 страниц.

ВЫВОДЫ

1. Выявлены объекты, пригодные для ТЛ ретроспективной дозиметрии в ситуации с загрязнением реки Теча радиоактивными отходами ПО Маяк.

2. На основе ТЛ измерений фоновых образцов оценен возраст исследуемых зданий. Результаты ТЛ датирования сопоставимы с архивными материалами.

3. Экспериментальным методом ТЛ были определены интегральные техногенные дозы, поглощенные в образцах кварца, за счет внешнего гамма-облучения, которые составляют 2-5 Гр в верховье реки Теча (НП Метлино), а для среднего течения (НП Муслюмово) не превышают 0,3 Гр.

4. Зависимость поглощенной дозы от расстояния кристаллов кварца от наружной поверхности образца (измеренная для НП Метлино) сопоставима с результатами модельных расчетов методом Монте-Карло для источника

1 ЯТ фотонов с энергией 661.6 кэВ (излучение Сэ), экранированного слоем воды глубиной около 50 см.

5. Величины доз, поглощенных в кварце и восстановленных с использованием метода ТЛ, согласуются с результатами модельных расчетов, выполненных на основе данных о динамике концентраций радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах с учетом геометрии источника в местах отбора образцов.

1. Андреева О.С., Бадьин В.И., Корнилов А.Н. Природный и обогащенный уран. М.: Атомиздат, с. 20-25. 1979.

2. Бочвар И.А., Васильева A.A., Кеирим-Маркус И.Б. Атомн. эн., 15, 48. 1963.

3. Бочвар И.А., Гимадова Т.И., Кеирим-Маркус И.Б. Метод дозиметрии ИКС. М.: Атомиздат, 1977.

4. Бочвар И.А., Кеирим-Маркус И.Б. Приборы и техн. экспер., №6, 139. 1961.

5. Брокгауз Ф.А., Ефрон И.А. Энциклопедический словарь. Спб., 1898. Т. XV. С.143.

6. Васильев А.Г. Эколого-генетический анализ отдаленных последствий Тоцкого Ядерного взрыва в Оренбургской области в 1954 году (факты, гипотезы, модели), серия "Биология". Екатеринбург 1997, с. 110.

7. Вершова A.JI. Уральский коммерческий адрес календарь на 1899, Губернии: Оренбург, Вятка и Тобол. Уфа, Типография Губернской Управы. 1899.

8. Власов В.К., Карпов H.A., Карезин В.В., Кирюхин О.В., Рудаковский А.Е. Радиотермолюминесцентные кристаллофосфоры-детекторы ионизирующих излучений. Вестн. Моск. Ун-та. Сер. 2, Химия. М., 1994. Т.35, № 6, с. 537.

9. Власов В.К., Куликов O.A. Радиотермолюминесцентный метод датирования рыхлых отложений. М., 1988.

10. Воробьева М.И., Сафронова Н.Г. Поведение долгоживущих радионуклидов в донных отложениях реки в отдаленный период. Сб. Труды XIII конф. молодых ученых и специалистов ИБФ МЗ СССР, 1987, с. 107-114.

11. Гусев Н.Г., Кимель Л.Р., Ковалев Е.Е., Машкович В.П., Пологих Б.Г., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. В двух томах, М., 1973.

12. Гусев Н.Г., Ковалев Е.Е., Осанов Д.П., Попов В.М. Защита от излучений протяженных источников. М., 1961, 287 с.

13. Гусев Н.Г., Машкович В.П., Суворов А.П. Защита от ионизирующих излучений. Том I,, М., 1980, 461 с.

14. Дегтева М.О., Кожеуров В.П. Модель поведения стронция в организме человека, учитывающая возрастные особенности метаболизма// Атомная промышленность, окружающая среда и здоровье населения. М., 1988.С.285-294.

15. Иванов В.И. Курс дозиметрии: Учебник для вузов. М.: Энергоатомиздат 1988. С. 144-157.

16. Ильин Д.И. Дисс. . докт. техн. наук. М., 1956. 270 с.

17. Ильин Л.А., Кирилов В.Ф., Коренков И.П. Радиационная безопасность и защита. Справочник.-М.: Медицина, 1996. 336 с.

18. Информация об аварии на Чернобыльской АЭС и ее последствиях, подготовленная для МАГАТЭ// Атомная Энергия, 1986. Т. 61. Вып. 5. С. 301-320.

19. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). Госкомсанэпиднадзор России, М., 1996. с. 126.

20. Криволуцкий Д.А., Тихомиров Ф.А., Федоров Е.А., Покаржевский А.Д., Таскаев А.И. Действие ионизирующей радиации на биогеоценоз. -М.: Наука, 1988.-240 с.

21. Маргулис У .Я. Атомная энергия и радиационная безопасность.-2-y изд., перераб. И доп.-М.: Энергоатомиздат, 1988. С. 182-194.

22. Марей А.Н. Санитарные последствия удаления в водоемы радиоактивных отходов предприятия атомной промышленности. Дисс. . докт. мед. наук. М., 1959.-441 с.

23. Марковский Л.Я., Пекерман Ф.М., Петошина Л.Н. Люминофоры. М.: "Химия", 232. 1966.

24. Новоселов В.Н., Толстиков B.C. Атомный след на Урале. Издательство "Рифей", 1997.- 239 с.

25. Новоселов В.Н., Толстиков B.C. Тайна "сороковки".- Екатеринбург: "Уральский рабочий", 1995. 320 с.

26. Разработка системы оценки доз для населения, облучившегося на реке Теча и Восточно-Уральском Радиоактивном Следе. Отчет о научно-исследовательской работе. Уральский Научно-Практический Центр Радиационной Медицины, Челябинск 1992.

27. Реконструкция накопленной дозы у жителей бассейна р. Теча и зоны аварии в 1957 г. на производственном объединении "Маяк". Методические указания, МУ 2.6.1.024-95. Госкомсанэпиднадзор России, Москва 1995.

28. Робертсон Б. Современная физика в прикладных науках. М.: "Мир", с. 243246. 1985.

29. Сивинцев Ю.В. Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М.: Атомиздат с. 223-225, 1967.

30. Фетисов В.И. Производственное объединение "Маяк" из истории развития. Вопросы радиационной безопасности №1 1996, с. 5.

31. Чупин Н. Географический и статистический словарь Пермской Губернии. Пермь, Типография Поповой, 1873.

32. Штольц В., Бернхард Р. Дозиметрия ионизирующего излучения. Рига, "Зинатне", 1982. С. 33.

33. Ядерная энергия за рубежом в1992 г. (Состояние, проблемы, прогнозы): Обзор. М.: ЦНИИатоминформ., 1993.-112с.

34. Aitken М. J. Physics and archaeology. Oxford: Clarendon Press. 1974.

35. Aitken M.J. (1978) Pre-dose dating: predictions from the model. PACT 3, 319-324.

36. Aitken M.J. and Fleming S.J., 1972. Thermoluminescence dosimetry in archaeological dating. In Topics in Radiation Dosimetry, Supplement 1, F.H. Attix, Ed., pp. 1-78. New York: Academic Press.

37. Aitken M.J. Thermoluminescence Dating. London: Academic Press; 1985.

38. Aitken M.J., Tite M.S. and Reid J. Thermoluminescence daiting of ancient ceramics. Nature 202, 1032-1033. 1964.

39. Aitken M.J., Zimmerman D.W. and Fleming S.J. Thermoluminescence daiting of ancient pottery. Nature 219, 442-444. 1968.

40. Akleyev A.V., Lybchansky E.R. Environmental and medical effects of the nuclear weapon production in the Southern Urals. The Science of the Total Environment, 142 (1994) pp. 1-8.

41. Akselrod, M.S., Kortov, V.S., Kravetsky, D.J., and Gotlib, V.l. Highly sensitive thermoluminescent anion defect a-Al203: single crystal detector. Radiat. Prot. Dosim. 32,15-20(1990).

42. Assessing health and environmental risks from long-term radiation contamination in Chelyabinsk, Russia. Proceedings from the 1996 AAAS Annual Meeting Symposium. American Association for the Advancement of Science, Washington, D.C.1997.

43. Bailiff I.K. (1983) Pre-dose dating: sensitization of R traps. PACT 9, 219-225.

44. Bailiff I.K. The pre-dose technique. Radiation Measurements, 23,471-479. 1994.

45. Bailiff I.K. The use of ceramics for retrospective dosimetry in the Chernobyl exclusion zone. Radiation Measurements, Vol. 24, No. 4, pp. 507-511, 1995.

46. Bell W.T. Attenuation factors for the absorbed radiation dose in quartz grains for thermoluminescence dating. Ancient TL №8, pp. 2-13, 1979.

47. Bell W.T. Thermoluminescence dating: radiation dose-rate data. Archaeomertry 21,243-245, 1979.

48. Bouville A. Reconstructing doses to downwinders from fallout. Environmental Dose Reconstruction and Risk Implications. Thirty-First Annual Meeting of the National Council on Radiation Protection and Measurements. Arlington VA, p. 171, 1996.

49. Bowman S.G.E. and Huntley D.J. A new proposal for the expression of alpha efficiency in TL dating. Ancient TL. 2:6-9; 1984.

50. Burmistrov DS, Vorobiova MI. Elaboration of System of Retrospective Dose Estimation for External Irradiation of the Techa Riverside Residents. Proceedings of the 1st Int. Symp. "Chronic Radiation Exposure: Risk of Late Effects". Chelyabinsk, 1995.

51. Cameron J.R., Santharalingam N. and Kenney G.N. (1968). Thermoluminescence dosimetry. Univ. Wisconsin Press, Madison.

52. Cohen M. 0. SAM-CE A Three-Dimensional Monte Carlo Code for the Solution of the Forward Neutron and Forward and Adjoint Gamma Ray Transport Equations' MR-7021, DNA 2830F (November 1971). CCC-0187/01.

53. Crick M.J. and Linsley G.S. An assessment of the radiological impacts of the Windscale reactor fire, Octorber 1957. Chilton, NRPB-R 135 (1982) (London, HMSO).

54. Daniels F., Boyd C.A., Saunders D.F. Thermoluminescence as a research tool. Science 117, 343-349., 1953.

55. Degteva M.O., Kozheurov V.P., Burmistrov D.S., Vorobyova M.I., Valchuk V.V., Bougrov N.G. and Shishkina H.A. An approach to dose reconstruction for the Urals population. Health Physics Vol. 71, No. 1,1996 pp. 71-76.

56. Degteva MO, Kozheurov VP, Vorobiova MI. General Approach to Dose Reconstruction in the Population Exposed as a Result of the Release of Radioactive Wastes into the Techa River. The Science of the Total Environment 1994, Vol.142, p.49-62.

57. Eckerman, K. F; Ryman, J. C. External Exposure to Radionuclides in Air, Water, and Soil. Washington D.C.: U.S. Environmental Protection Agency, Federal Guidance Report No. 12, EPA 402-R-93-081; 1993.

58. Fleming S.J. 1970. Thermoluminescence dating: refinement of the quartz inclusion method. Archaeometry 12:133-147.

59. Fleming S.J. 1973. The pre-dose technique: a new thermoluminescence dating method. Archaeometry 12:133-147.

60. Fleming S.J. Thermoluminescence technique in archaeology. Oxford University Press 1980.

61. Göksu H.Y., Oberhofer M. and Regulla D. Scientific Dating Methods. Kluwer Academic Publishers, Dordrecht, 1991.

62. Göksu H.Y.; Bailiff I.; Botter-Jensen L.; Brodski L.; Hütt G. and Stoneham D. Interlaboratory source calibration using TL and OSL of natural quartz. Radiat. Meas. 24:479-483; 1995.

63. Grogler N., Houtermans F.G. and Stauffer H. Ueber die Datierung von Keramik und Ziegel durch Thermolumineszenz. Helvetica Physica Acta 33, 595-596. 1960.

64. Hashizume T., Maruyama T., Shiragai A., Tanaka E., Izawa M., Kawamura S. and Nagaoka S., 1967. Estimation of the air dose from the atomic bombs in Hiroshima and Nagasaki. Health Physics 13:149-161; 1967.

65. Haskell E.H. and Bailiff I.K. (1985) Diagnostic and corrective procedures for TL analysis using pre-dose technique. Nucl. Tracks 10, 503-508.

66. Haskell E.H., Bailiff I.K., Kenner G.H.,Kaipa P.L. and Wrenn M.E. (1994) Thermoluminescence measurements of gamma-ray doses attibutable to fallout from the Nevada Test Site using building bricks as natural dosimeters. Health Physics 66, 380-391.

67. Haskell E.H., Kaipa P.L. and Wrenn M.E. Pre-dose TL charachteristics of quartz inclusions removed from bricks exposed to fallout radiation from atmospheric testing at the Nevada Test Site Nucl. Tracks Radiat. Meas. 14, 113-120, 1988.

68. Horowitz Y. Thermoluminescence and Thermoluninescent Dosimetry. Vol. II (Florida: CRC Press) 1984.

69. Hutt G., Brodski L., Bailiff I.K., Goksu Y.H., Haskell E.H., Jungner H. and Stoneham D. (1993) TL accident dosimetry using environmental material collected from regions downwind of Chernobyl: a preliminary evaluation. Radiat. Prot. Dosim. 47, 307-311.

70. Ichikawa Y. Daiting of ancient ceramics by thermoluminescence. Bulletin of the Institute of Chemical Research, Kyoto University 43, 1-6. 1965.

71. Ichikawa Y., Higashimura T., Shidei T. Thermoluminescence dosimetry of gamma rays from atomic bombs in Hiroshima and Nagasaki. Health Phys. 12:395-405; 1966.

72. International Commission on Radiological Protection, 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60, Annals ICRP 21 :(l-3) (1991).

73. Kaipa P.L. and Haskell E.H. In situ dosimetry using the senitized 210°C TL peak of quartz. Nucl. Tracks, Vol. 10 Nos 4-6, pp. 621-623, 1985.

74. Kennedy G.C., and Knopff L. Dating by thermoluminescence. Archaeology 13, 147-148. 1960.

75. Kossenko M.M., Degteva M.O. Cancer mortality and radiation risk evaluation for the Techa river population. The Science of the Total Environment, 142 (1994) pp. 7389.

76. Kozheurov V.P. SICH-9.1 a unique whole-body counting system for measuring Sr-90 via bremstrahlung. The main results from a long-term investigations of the Techa River population. The Science of the Total Environment, 142 (1994) pp. 37-48.

77. Levy P.W. Thermoluminescence kinetics in materials exposed to the low doses applicable to dating and dosimetry. Nucl. Tracks, Vol. 10. Nos 4-6, pp. 547-556, 1985.

78. Lichtenstein H. The SAM-CE Monte Carlo System for Radiation Transport and Criticality Calculations in Complex Configurations (Revision 7.0) EPRI CCM-8 (July 1979).

79. Lloyd R. Gamma ray emitters in concrete. Health Physics 31:71-73; 1976.

80. Lucas, J.N., Hill, F., Burk, C., Fester, T., and Straume, T. Dose-Response Curve for Chromosome Translocations Measured in Human Lymphocytes Exposed to 60Co Gamma Rays. Health Phys. 68: 761-765 (1995).

81. Mahesh K. Thermoluminescence Dosimetry in Radiation Protection and Control. Joint Symp. On Radiation Safety and Dosimetry, University of Rome, Italy, 6-8 June 1984. Nucl. Sei. J. (Tiwan) 22, 211, 1985.

82. Mahesh K., Weng P.S., Furetta C. Thermoluminescent in solids and its applications. Nuclear Technology Publishing, Ashford, Kent, 1989.

83. Martini M., Sibilia E., Spinolo G. and Vedda A. Pre-dose, TSL and A.C. conductence interrelation in quartz. Nucl. Tracks, Vol. 10, Nos 4-6, pp. 497-501, 1985.

84. Mazess R.B. and Zimmerman D.W. Pottery dating from thermoluminescence. Science 152, 347-348. 1966.

85. McKeever S.W.S. and Morris M.F. Computer simulations of optical bleaching of TL and OSL signals. Radiation Measurements, Vol 23, Nos 2/3, pp. 301-306, 1994.

86. McKeever S.W.S. Mechanisms of thermoluminescence production: some problems and a few answers? Nucl. Tracks Radiat. Meas. Vol. 18, No. /4, pp. 5-12, 1991.

87. McKeever S.W.S. Thermoluminescence of solids. Cambrige, 1985.

88. McKeever S.W.S., Chen C.Y. and Halliburton L.E. Point defects and pre-dose effect in natural quartz. Nucl. Tracs. Vol. 10, Nos 4-6, pp. 489495, 1985.

89. McKinlay A.F. Thermoluminescent Dosimetry. Bristol: Adam Hilger. 1981.

90. McLaughlin W.L. Trends in Radiation Dosimetry. (Oxford: Pergamon Press) Appl.Radiat.Isot. 33, p. 11. 1982.

91. Meinhold C.B. One hundred years of X rays and radioactivity—radiation protection: then and now. IRPA9 Ninth International Congress of the International Radiation Protection Association, Proceedings /Vol. l,p. 1-27, 1996.

92. Miller C.W. and Smith J.M. Why should we do environmental dose reconstructions? Health Physics, Vol. 71, No. 4, 1996. pp. 420-424.

93. Morozov G.V. The relative daitng of Quaternary Ukranian sediments by the thermoluminescence method. 8-th International Quaternary Association Congress, Paris, p. 167. U.S. Geological Survey Library, Washington D.C., Cat. No. 208M8280. 1968.

94. Muller, H. and Prohl, G. A dynamic model for the assessment of the radiological consecuences of nuclear accidents. ECOSYS-87, Health Phys. 64:232-252, 1993.

95. Nambi K.S.V. and Aitken M.J. Annual dose conversion factors for TL and ESR dating. Archaeometry 28, 202; 1986.

96. Oberhofer M. And Scharmann A. Applied Thermoluminescence Dosimetry. Bristol: Adam Hilger. 1981.

97. Planque G., Gessell T.F. Thermoluminescence dosimetry environmental applications. Appl. Radiat. Isot. Vol. 33, pp. 1015 to 1034,1982.

98. Pleasant, J.C., McDowell-Boyer, L.M., Killough, G.G. RAGTIME: A FORTRAN IV implementation of a time-dependent model for radionuclides in agricultural systems. ORNL/NUREG/TM. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, TN, 1980.

99. Prescott J.R. and Stephan L.G. Contribution of cosmic radiation to environmental dose. The Eur. Study Group Phys. Chem. Biol. Math. Techn. Appl. Archaeol. (PACT) 6:17-25; 1982.

100. Prokert K., Karpov N., Fellinger J. Strahlensechuts fur Mensch und Umwelt. Köln, 1991. S. 789.

101. Radiation Dose Reconstruction for epidemiologic Uses// Committee on an Assessment of CDC Radiation Studies Board on Radiation Effects Research Commission on Life Sciences National Research Council. National Academy Press, Washington, D.C. 1995.

102. Reassessment of y doses from the atomic bombs in Hiroshima and Nagasaki. Radiation Research 113, 1-14 (1988).

103. Recommendations of the International Commission on Radiological Protection. ICRP Publication 60, Pergamon Press 1990.

104. Romanyukha A.A., Regulla D. Aspects of Retrospective dosimetry// Appl. Radiat. Isot., 1996. V.47. P. 1293-1297.

105. Rowland R.E. Radium in humans Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, pp. 1, 23. 1994.

106. Sanderson D.C.W. Thick sources beta counting (TSBC): A rapid method for measuring beta dose-rates. Nucl. Tracks Radiat. Meas. 14:203-207; 1988.

107. Simmonds J.R., Robinson C.A., Phipps A.W., Muirhead C.R. and Fry F.A. Risk of leukaemia and other cancers in Seascale from all sources of ionising radiation exposure. National Radiological Protection Board, Oxon, 1995.

108. Stoneham D. Accident dosimetry using porcelin: TL analysis of low dose samples. Radiation Measurements. 24, 499-505, 1995.

109. Stoneham D., Bailiff I.K., Brodski L., Goksu Y., Haskell E., Hutt G., Jungner H. and Nagatomo T. TL accident dosimetry measurements on samples from the town of Pripyat. Nucl. Tracks Radiat. Meas. 21, 195-200, 1993.

110. Summary Report of the Post-Accident Review Meeting on the Chernobyl Accident Report by the International Nuclear Safety Advisory Group. Safety series № 75-insag-l. International Atomic Energy Agency, Vienna, 1986.

111. Thermoluminescence dosimetry of y rays from the Hiroshima atomic bomb at distances of 1.27 to 1.46 kilometers from the hypocenter. Health Physics Vol. 52. No 4, pp. 443-451, 1987.

112. Tompson J., 1970. The influence of previous radiation on thermoluminescenct sensitivity. Oxford University: D. Phil, thesis, Faculty of Physical Sciences.

113. US Japan joint reassessment of atomic bomb radiation dosimetry in Hiroshima and Nagasaki. Radiation Effects Resaerch Foundation, 5-2 Hijiyama Park, Minami-ku, Hiroshima, 732, Japan.

114. Vorobiova MI, Degteva MO, Burmistrov DS, Safronova NG, Kozheurov VP, Anspaugh LR, Napier BA. Review of Historical Monitoring Data on the Techa River Contamination. Health Phys. 76(5): 1-14; 1999.

115. Vorobiova MI, Degteva MO. Simple Model of Radionuclide Transport in the Techa River. Health Phys. 77(l):l-8; 1999.

116. Whicker W.F. Environmental Pathway Analysis in Dose Reconstruction. Thirty-First Annual Meeting of the National Council on Radiation Protection and Measurements. Arlington VA, p. 93 106, 1996.

117. Whicker, F. W. and Kirchner, T.B. PATHWAY: A dynamic foodchain model to predict radionuclide ingection after fallout deposition. Health Phys. 52:717-737, 1987.

118. Wix L.F.U., Fairbairn A. and Dunster H.J. A review of the monitoring associated with the discharge of radioactive liquid effluent to sea at Windscale from early 1953 until the end of 1958. Harwell, UKAEA, AHSB (RP) Rl, 1960.

119. Zimmerman J. (1971) The radiation-induced increase of the 110 °C thermoluminescence sensitivity of fired quartz. J. Phys. C. Solid State Phys. 4, 3265-3276.

120. Zimmerman J. (1971) Thermoluminescent dating using fine grains from pottery. Archaeometry 13, 29.

121. Подготовка к ТЛ измерениям13. лаборатория;13. дата измерения;14. методика подготовки к ТЛ измерениям;1. ТЛ измерения:15. методика ТЛ измерений;16. тип ТЛ-анализатора;17. ТЛ-доза.

122. Методика выделения кварца в тяжелой жидкости.

123. Полиминеральную фракцию с размером зерен 106-150 мкм, обработанную по методике "quartz inclusion", распределяли по полупрозрачным пластиковым пробиркам для центрифугирования с рабочим объемом 15 мл так, чтобы зерназанимали примерно 25% всей емкости.

124. Приготовление раствора Na6(H2W1204U)'H20.

125. Затем плотность раствора доводили до необходимой величины, при которой образец полевого шпата оставался на поверхности, а образец кварца погружался на дно сосуда, путем постепенного добавления дистиллированной воды.