ПРИКАЗ МИНЗДРАВА РФ ОТ 24.01.2000 N 20 "О ВВЕДЕНИИ В ДЕЙСТВИЕ РУКОВОДСТВА ПО ОРГАНИЗАЦИИ САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКИХ И ЛЕЧЕБНО-ПРОФИЛАКТИЧЕСКИХ МЕРОПРИЯТИЙ ПРИ КРУПНОМАСШТАБНЫХ РАДИАЦИОННЫХ АВАРИЯХ"

архив

-Назад-

        контроль"  (radiation  control)  используется  значительно
        шире,  чем  в  отечественных документах (включая настоящее
        Руководство)    и    означает     систему     мероприятий,
        предполагающих      активное     регулирование     условий
        радиационного воздействия и доз облучения.


(4.70) Радиационный и дозиметрический контроль подразделяется на предупредительный (радиационная разведка), текущий и итоговый.

Предупредительный контроль проводится перед началом проведения аварийно-спасательных работ и защитных мероприятий с целью их планирования и ограничения доз облучения.

Текущий контроль проводится в ходе выполнения аварийных работ в очаге аварии (контроль рабочих мест и индивидуальный контроль) и на загрязненных территориях (санитарный контроль, выборочный дозиметрический контроль, радиоэкологический мониторинг) с целью своевременного получения информации о формировании доз облучения лиц, вовлеченных в аварию.

Итоговый радиационный контроль предназначен для оценки соблюдения аварийных радиационных регламентов (установленных дозовых пределов для персонала, ДУВ и ПУВ для населения).



Радиационный контроль окружающей среды



(4.71) Аварийный радиационный контроль должен опираться на уже существующую сеть контроля (предприятия, Центры ГСЭН, гидрометеорологические службы и т.д.). Необходимо в сжатые сроки обеспечить переход от рутинного радиационного контроля, проводимого в период нормальной эксплуатации источников ионизирующего излучения к аварийному радиационному контролю.

(4.72) В ранней фазе необходимо получить сигнальную информацию о появлении радиоактивных веществ во внешней среде, как правило, по повышению мощности дозы гамма-излучения по данным стационарных постов наблюдения. В совокупности с метеорологической обстановкой, экспрессными измерениями радионуклидного состава и визуальной информацией (осмотр аварийного объекта) эти данные могут позволить выбрать наиболее адекватный сценарий аварийного реагирования из подготовленных на этапе предварительного планирования.

Для экстренной оценки радиационной обстановки учитываются следующие сведения:

- количественно-изотопный состав радиоактивных продуктов в активной зоне реактора в момент аварии;

- характер аварии, пути и длительность выброса радиоактивных веществ во внешнюю среду;

- расчетные значения доли выхода отдельных групп радионуклидов от их содержания в активной зоне реактора;

- метеорологические условия в момент выброса: направление и скорость ветра на высоте выброса, категория устойчивости погоды, наличие инверсий и т.д.

Проводимые в этот период измерения включают:

- измерение мощностей доз гамма-излучения;

- определение концентраций радионуклидов в атмосферном воздухе;

- определение плотности радиоактивного загрязнения территории.

(4.73) В промежуточной фазе роль стационарных постов контроля, установленных до аварии снижается, и, напротив, возрастает роль радиационной разведки передвижными радиологическими лабораториями и авиасъемкой.

Программа оперативных мер в этой фазе аварии должна основываться на уточненных оценках характера загрязнения территории, различных объектов внешней среды и продуктов питания, полученных на основе прямых и частично лабораторных радиометрических и дозиметрических измерений. В этот период становится возможным получение следующих данных:

- уточненных доз внешнего и внутреннего облучения населения, в отношении которого были применены те или иные защитные меры в период ранней фазы аварии;

- мощности доз гамма-излучения на большей части площади загрязненной территории;

- плотности выпадений дозообразующих радионуклидов на основных участках загрязненной территории;

- уровней загрязнения основных продуктов питания (молока и овощей местного производства) и питьевой воды;

- прогнозируемых доз внешнего и внутреннего облучения проживающего населения и лиц, участвующих в ликвидации последствий аварии.

(4.74) В поздней фазе система аварийного контроля меняется в соответствии с изменением целей и задач; создается новая стационарная сеть наблюдений; могут проводиться углубленные комплексные радиационно-гигиенические и радиоэкологические обследования с целью долгосрочного прогнозирования радиационной обстановки.

В течение этой фазы аварии продолжаются исследования, направленные на уточнение характера радиационной обстановки и оценку масштабов последствий аварии. В этот период становится возможным получение:

- подробных карт загрязненности местности основными дозообразующими радионуклидами;

- уточненных исходных сведений и результатов оценок основных факторов, влияющих на формирование дозовых нагрузок различных групп населения;

- результатов долгосрочных прогнозных оценок по радиологическим последствиям аварии.

Типовые методические указания и рекомендации по дозиметрическому и санитарному контролю в районе расположения АЭС содержатся в [13] и примерная схема организации радиационного контроля в различных фазах аварии на предприятии атомной промышленности дана в Приложении 4.8 [14].

(4.75) Объем и виды радиационного контроля устанавливаются исходя из реально складывающейся на данной территории радиационной обстановки и обычно включают:

- контроль за мощностью дозы внешнего излучения;

- контроль за уровнем радиационного загрязнения территории, транспортных средств, поверхностей помещения и оборудования, кожных покровов и одежды;

- контроль за объемной концентрацией аэрозолей в воздухе;

- контроль за удельной активностью радионуклидов в продуктах питания и источниках водоснабжения;

- контроль за переносом радионуклидов с поверхностными и грунтовыми водами.

Краткая характеристика переносных и мобильных радиометрических и дозиметрических приборов, используемых для решения этих задач, дана в Приложении 4.9.



Индивидуальный дозиметрический и радиометрический контроль

(4.76) Индивидуальный контроль облучения людей включает:

- измерение доз внешнего облучения с использованием индивидуальных дозиметров:

- определение поверхностного загрязнения и доз бета-гамма облучения кожных покровов:

- оценку индивидуального поступления радионуклидов в организм;

- радиометрические измерения содержания радионуклидов в организме (отдельных органах, тканях);

- учет индивидуальных доз внешнего и внутреннего облучения за регламентированные периоды времени и их сравнение с действующими дозовыми ограничениями.



(4.77) Измерение доз внешнего гамма и гамма-нейтронного облучения с использованием индивидуальных термолюминесцентных, радиофотолюминесцентных, фото-трековых и других типов дозиметров, которыми штатно обеспечен персонал радиационно опасных производств, а также участники ЛПА, осуществляется в соответствии с инструкциями для конкретных дозиметрических комплектов по схемам, предусмотренными планами аварийного реагирования.

(4.78) Для оценки дозы внешнего облучения физическими методами в случае отсутствия у пострадавших в момент аварии индивидуальных дозиметров используются радиолюминесцентный анализ, метод электронного парамагнитного резонанса и др. Для этого необходимо собрать и промаркировать одежду, обувь, перчатки, СИЗ и сопутствующие предметы, бывшие на человеке в момент аварии, для последующего лабораторного исследования в специализированном учреждении.

(4.79) Определение поверхностного бета-загрязнения кожных покровов осуществляется либо прямым радиометрическим методом с помощью дозиметров типа МКС-01Р, либо с помощью метода мазков до и после процедуры дезактивации кожных покровов; дозы слабопроникающего (мягкого рентгеновского и бета) излучения измеряют многослойными кожными дозиметрами, определяющими дозы за фиксированными толщинами кожных покровов, с помощью тонких (5-7 мг/кв. мм) тканеэквивалентных дозиметров.

(4.80) Оценку аварийного индивидуального поступления радионуклидов в организм проводят либо расчетным путем, либо, используя метод радиометрии по слизистой носа, радиометрии СИЗ органов дыхания, СИЧ-измерений. При подозрении на поступление радиоактивных веществ внутрь организма большое значение приобретает отбор, сохранение и точная маркировка проб (Ф.И.0., наименование пробы, дата и время отбора) с поверхности кожи и слизистых (мазки), а также проб кала, мочи, рвотных масс, промывных вод желудка для дальнейшей оценки количеств инкорпорированных радионуклидов.

(4.81) При крупномасштабной радиационной аварии к массовым дозиметрическим и радиометрическим измерениям могут привлекаться лица, не имеющие достаточного опыта таких измерений и их организации. Необходимо в сжатые сроки обеспечить обучение их методикам выполнения измерений и единым формам записи результатов измерений. <*> В Приложении 4.10 даны рекомендации по проведению радиометрического обследования содержания йода-131 в щитовидной железе у лиц из населения [15].

    --------------------------------
    <*> Опыт Чернобыльской аварии показал,  что из-за несоблюдения
        этих  требований,  около половины проведенных в Белоруссии
        прямых измерений содержания йод-131 в  щитовидной  железе,
        по разным причинам, оказались недостоверными.


(4.82) Учет аварийных доз внешнего и внутреннего облучения персонала и населения осуществляется в рамках ведомственных, территориальных и общероссийских дозиметрических регистров и в соответствии с требованиями основных санитарных правил обеспечения радиационной безопасности.



                   Список литературы к главе 4
 
  [1]   Нормы радиационной  безопасности  (НРБ-96).  Гигиенические
        нормативы    ГН    2.6.1.054-96.    Издание   официальное.
        Госкомсанэпиднадзор России, Москва, 1996.
  [2]   Principles for Intervention for Protection of  the  Public
        in a radiological Emergency, ICRP Publication 63, Pergamon
        Press, 1992.
  [3]   International Basic  Safety   Standards   for   Protection
        against  Ionizing  Radiation  and  for Safety of Radiation
        Sources, IAEA, Vienna, 1996.
  [4]   Бюллетень МАГАТЭ. Том 38 N3, 1996. Вена, Австрия, стр. 40.
  [5]   Критерии для  принятия  решений  по  радиационной   защите
                                                  239
        населения  при  аварийном  диспергировании   Pu  на этапах
        жизненного  цикла  ядерного  боеприпаса.  Утв.  Зам.   гл.
        Государственного   врача   РФ   по   специальным  вопросам
        26.11.1997 г. Рег. N 97-07.
  [6]   Health Physics, 33 Pergamon Press (Sept.1977) 287-298
  [7]   Серия изданий по безопасности, N 55. Планирование защитных
        мер за пределами площадки в случае радиационных аварий  на
        ядерных установках, МАГАТЭ, Вена, 1981
  [8]   Ильин Л.А.,   Архангельская Г.В.,       Константинов Ю.О.,
        Лихтарев И.А. Радиоактивный йод  в  проблеме  радиационной
        безопасности. М., Атомиздат, 1972г.
  [9]   Критерии для  принятия  решения о мерах защиты населения в
        случае   аварии   ядерного    реактора.    Утв.    Главным
        Государственным     санитарным    врачом   СССР  8.05.1990
        N 06-9/154-9 от 16.05.1990, М., 1990.
  [10]  Критерии для принятия решений о мерах защиты  населения  в
        случае  аварии  реактора.  (Утв.  Главным  Государственным
        санитарным врачом СССР Н.П.Бургасовым 4 августа 1983 г.).
  [11]  B.C.Репин.  "Ретроспективная  реконструкция доз  и  оценка
        роли    отдельных    факторов    в    облучении   жителей,
        эвакуированных из тридцатикилометровой зоны  после  аварии
        на ЧАЭС." - Киев:  науково-технiчний   збiрник.  "Проблеми
        Чонобильскоi зони вiдгужения".  Наукова Думка,  1996. - с.
        108-134. Выпуск 4.
  [12]  Safety     Series    N 72.      Principles for establishing
        intervention levels for the protection of the public in the
        event  of  a  nuclear  accident  or radiological emergency.
        IAEA. VIENNA, 1985
  [13]  Сборник правил  и  норм  по  радиационной  безопасности  в
        атомной  энергетике.  Министерство  здравоохранения  СССР,
        тома II-III, М. 1989.
  [14]  Г.Н.Романов.  Ликвидация  последствий радиационных аварий.
        Справочное руководство. Издательство, М. 1993.
  [15]  Гаврилин Ю.А., Хрущ В.Т., Шинкарев С.М. Условия проведения
        широкомасштабного дозиметрического обследования щитовидной
        железы  у  населения,  пострадавшего  в результате ядерной
        катастрофы типа  аварии  на  ЧАЭС,  журнал  АНРИ,  научно-
        информационный журнал по радиационной экологии,  М., 1995,
        N 1, с. 27-34.










Приложение 4.1.



РАБОТА НАЦИОНАЛЬНОЙ КОМИССИИ ПО РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЕ (НКРЗ)

ПО ПРИНЯТИЮ ОПЕРАТИВНЫХ РЕШЕНИЙ В ПЕРИОД ЛИКВИДАЦИИ

ПОСЛЕДСТВИЙ АВАРИИ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС



В ходе ликвидации последствий аварии на IY энергоблоке Чернобыльской АЭС был накоплен уникальный опыт по оперативному принятию решений о мерах защиты участников работ по ликвидации последствий аварии и населения. В этот период были приняты ряд временных регламентов, определяющих допустимые уровни загрязнения различных поверхностей, объектов внешней среды и продуктов питания. Решение этих вопросов осуществлялось в условиях сложной радиационной обстановки с высокими уровнями мощностей доз гамма-излучения и загрязненности различных объектов. Обоснование введения того или иного временного регламента строилось на основе решения задачи быстрого и эффективного осуществления работ по локализации основных источников загрязнения - с одной стороны, и обеспечения безопасного для здоровья регламента работ в этих условиях - с другой. Поэтому вводимые допустимые уровни носили четко очерченный временной характер и ужесточались по мере улучшения радиационной обстановки.

Регламентация временных пределов доз базировалась на действовавших в этот период нормативных документах НРБ-76 и ОСП-72/80 <*>. Сразу же после аварии, учитывая необходимость в быстрейшей локализации источника высокой радиационной опасности, Правительственной комиссией было принято решение об установлении суммарной предельной индивидуальной дозы внешнего облучения, равной 25 бэр для персонала на время выполнения работ, связанных с ликвидацией последствий аварии. Этот уровень был утвержден Минздравом СССР и действовал до конца 1986 г.

    --------------------------------
    <*> Нормы   радиационной   безопасности   НРБ-76   и  Основные
        санитарные правила работы с  радиоактивными  веществами  и
        другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/80,  М.,
        Энергоиздат 1981.


В январе 1987 г. НКРЗ было принято решение о приравнивании лиц, привлекаемых для проведения аварийных и спасательных работ, к категории А в соответствии с НРБ-76 и распространению на них соответствующих требований Норм. В соответствии с этим решением Минздрав СССР 28 января 1987 г. утвердил следующие временные нормативы внешнего облучения:

1. Эксплуатация 1,2,3 энергоблоков; строительно-монтажные, наладочные работы на 3-ей очереди; работы в 30-км зоне - 5 бэр.

2. Дезактивация 3-го энергоблока; строительно-монтажные и ремонтно-восстановительные работы на 2 энергоблоке; работы на промплощадке I и II очереди - до 10 бэр.

Облучение в дозе 10 бэр в 1987 г. допускалось для персонала, ранее не облучавшегося или получившего в 1986 г. дозу не более 5 бэр. Персонал, получивший в 1986 г. дозу более 5 бэр, мог в 1987 г. продолжить профессиональную деятельность в полях излучения так, чтобы не была превышена возрастная формула п. 4.1. НРБ-76, т.е. чтобы к возрасту 30 лет суммарная доза облучения не превысила 12 ПДД или 60 бэр.

Лица, получившие в 1986 г. или ранее дозу более 25 бэр, в соответствии с п. 4.11а НРБ-76 не должны были больше подвергаться повышенному планируемому облучению. Для этих лиц максимально возможная годовая доза за 1987 г. составляла 5 бэр. При этом привлечение лиц, облученных ранее в дозах более 25 бэр/год или за аварию, допускалось только по заключению ВКК, учитывающей и медицинские противопоказания и выполнение формулы 4.1. НРБ-76.

Каждое аварийное или планируемое повышенное облучение в дозах 2 ПДД или 5 ПДД должно было быть скомпенсировано так, чтобы в последующий период, не больший чем 5 или 10 лет соответственно, накопленная доза не превысила значения, установленное по формуле п. 4.1. НРБ-76.

В исключительных случаях при планировании особо важных работ необходимо было получить разрешение Минздрава СССР на превышение дозы облучения до 25 бэр для ограниченного числа лиц, участвовавших в этих работах.

В ранней фазе аварии основным решением явилось недопущение облучения населения в дозах, превышающих значения, установленные в 1983 г. Критериями для принятия решения о мерах защиты населения в случае аварии ядерного реактора. События на Чернобыльской АЭС показали, что длительность ранней фазы составила примерно 10 суток. При этом только в ограниченном числе населенных пунктов значения доз внешнего облучения могли превысить уровень А Критериев и составить 30-40 рад, но нигде они не достигали величин, соответствующих верхнему уровню Б (75 рад).

После завершения этапа экстренной эвакуации, для населения, продолжавшего находиться на радиоактивно загрязненной территории, Минздрав СССР установил в качестве предела дозы 0,1 Гр (в сумме за счет внешнего и внутреннего облучения) за первый год после аварии. Учитывая, что биологическое действие пролонгированной дозы по сравнению с равной по величине разовой дозой, всегда меньше, предел дозы 0,1 Гр за год является близким по действию разовой дозы 0,04 Гр.

В ранней фазе аварии с целью принятия оперативных решений были выделены три зоны.

1 - "Зона постоянного отселения" - территория, ограниченная изодозой с минимальным значением мощности дозы гамма-излучения в перерасчете на 15 день после аварии ("Д" + 15) - 20 мР/ч. Предполагалось, что в пределах этой территории дозы облучения людей существенно превысят установленный предел годовой дозы и не ожидается нормализация радиационной обстановки в последующие годы. Эти обстоятельства обусловили эвакуацию населения из данной зоны навсегда.

2 - "Зона временного отселения" - территория, лежащая на "Д" + 15 между изодозными линиями 20 и 5 мР/ч. В эту зону предполагалось возвращение населения по мере нормализации радиационной обстановки.

3 - "Зона контроля" - территория между изодозными линиями 5-2 мР/ч. Население из данной зоны не эвакуировалось, но в ней вводился дозиметрический контроль за объектами внешней среды, продуктами питания и водой из питьевых водоисточников. Дети и беременные женщины в организованном порядке были вывезены в чистые районы страны на летний оздоровительный период.

В процессе осуществления защитных мероприятий зоны постоянного и временного отселения трансформировались в 30-километровую зону вокруг Чернобыльской АЭС, из пределов которой было эвакуировано все население.

Наряду с зонированием территории по мощности дозы гамма-излучения в июле 1986 года было введено зонирование по плотности загрязнения стронцием - 90, цезием-137, плутонием-239 и 240. При обосновании допустимой плотности загрязнения учитывались:

- равновесный характер поступления радионуклидов в организм людей при продолжительности воздействия, соизмеримым с продолжительностью жизни;

- критические пути поступления (воздействия);

- метаболические константы организма человека;

- значения коэффициентов переноса и миграции радионуклидов во внешней среде;

- принятые в НРБ-76 значения ПДД и ПГП.

    В соответствии  с  этим  предельно  допустимая  загрязненность
почвы суммой плутония - 239, 240 была принята на уровне 0,1 Ки/кв.
             9
км (3,7 х 10   Бк/кв. км), а для стронция-90 - 3 Ки/кв.  км (1,1 х
  11
10  Бк/кв. км).

Проведенные детальные исследования подтвердили, что территории, загрязненные изотопами плутония - 239, 240 и стронцием-90 на уровне принятых допустимых уровней (т.е. соответственно 0,1 и 3 Ки/кв. км) лежат в пределах 30-км зоны, где была проведена эвакуация населения.

    Предельно -  допустимым  значением  загрязнения  местности для
                                                  11
цезия-137 было  принято  15  Ки/кв.  км (5,55 х 10  Бк/кв. км),  с
учетом соотношения в выпадениях цезия-137 и цезия-134: 2/1.

Основной задачей, решаемой в период промежуточной фазы аварии являлось сведение до минимума возможных отдаленных стохастических последствий с введением соответствующих временных пределов доз годового облучения населения. С учетом характера реальной радиационной обстановки, а также существующих в отечественной и международной практике подходов НКРЗ были предложены, а Минздравом СССР впоследствии утверждены следующие временные основные дозовые пределы для населения, оказавшегося в зоне аварии:



    (а)    100 мЗв - за первый год;
    (б)     30 мЗв за 1987 календарный год;
    (в)     25 мЗв/год за 1988 и 1989 годы.


Соблюдение указанных пределов контролировалось по средней дозе для критической группы населения каждого населенного пункта, оказавшегося в зоне радиационной аварии.

Основными критериями при установлении допустимых уровней радиоактивного загрязнения различных поверхностей являлись:

(а) оценка уровней возможного облучения кожи с учетом условий труда персонала и жизнедеятельности населения в той или иной зоне загрязнения;

(б) оценка вероятности контактного переноса радиоактивных веществ с одного загрязненного объекта на другой.

Начиная с мая 1986 года Правительственной комиссией по рекомендации НКРЗ были регламентированы контрольные уровни радиоактивного загрязнения спецодежды и транспортных средств и установлен порядок их контроля. В зависимости от существовавших уровней загрязнения нормирование осуществлялось дифференцированно для различных зон. В первое время после аварии уровни радиоактивного загрязнения поверхностей нормировались в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения (мР/ч), а не в принятых единицах (бета-част/мин. кв. см). Такой подход позволил существенно повысить оперативность контроля в условиях дефицита времени и большого числа людей и объектов, требующих проведения измерений.

На основе первоначально разработанных контрольных уровней 2 июля 1986 г. были утверждены Временные уровни допустимого загрязнения ВДУ N 129-254. Здесь были учтены данные по загрязнению различных объектов в различных режимных зонах, а также возможные дозовые нагрузки на кожу и коэффициенты контактного переноса. При регламентируемом загрязнении кожных покровов облучение базального слоя эпидермиса в условиях реального режима работы было в 7,5 раз ниже установленного в этот период для участников ликвидации аварии дозового предела (150 бэр при 25 бэр на все тело).

По происшествии нескольких месяцев после аварии радиационная обстановка на промплощадке и на прилегающей территории улучшилась за счет распада короткоживущих радионуклидов и выполнения комплекса противоаварийных работ. Это позволило несколько ужесточить нормативы радиоактивного загрязнения. В ноябре 1986 г. было завершено сооружение объекта "Укрытие". В результате радиационная обстановка на территории и в помещениях АЭС существенно улучшилась. Таким образом, были созданы условия для снижения дозового предела до 5 бэр/год (30 бэр на кожу) для персонала, принимавшего участие в ликвидации последствий аварии. Это потребовало изменения производных нормативов на уровни загрязнения кожных покровов и поверхностей различных объектов. При разработке новых ВДУ N 32/1747 от 9 июля 1987 г. была изменена и ранее принятая схема зонирования. В частности, к зоне наиболее неблагоприятной радиационной обстановки были отнесены не вся промплощадка и г. Припять, а только III энергоблок АЭС и отдельные наиболее загрязненные участки зоны отчуждения (для персонала, участвовавшего в дезактивационных работах на III энергоблоке в указанных нормах в качестве дозового предела было принято значение индивидуальной дозы внешнего облучения на уровне 10 бэр на период до завершения этих работ). В этом случае при нормируемых уровнях и максимально возможном времени контакта также имелся 3-8 кратный запас по дозе облучения на третью группу критических органов.

К середине 1989 г. стало очевидным, что ВДУ N 32/1747 требуют пересмотра в направлении ужесточения нормативов. В октябре 1990 г. были утверждены Временные допустимые уровни радиоактивного загрязнения ДЗА различных объектов в зоне Чернобыльской АЭС. Исходным критерием, как и прежде, являлась оценка возможного облучения базального слоя эпидермиса при различных условиях труда и быта персонала в данной режимной зоне. Так, для вахтового персонала в 1 и 2 зонах сочли возможным сохранить рекомендуемый НРБ-76 норматив радиоактивного загрязнения кожных покровов, равный 100 бета-частиц/мин.кв. см. Для 3-ей зоны, т.е. для вахтовых поселков в 30-километровой зоне в качестве допустимого уровня загрязнения кожных покровов было принято значение 50 бета-част./мин. кв. см в целях уменьшения вероятности контактного переноса в чистые помещения и за пределы 30-километровой зоны.

Для уменьшения контактного распространения радиоактивных веществ за пределы 30-километровой зоны Чернобыльской АЭС с первых дней после аварии производилась дезактивация дорог и автотранспорта, развернуты пункты специальной обработки (ПУСО). Здесь же осуществлялся контроль за уровнями загрязнения. При разработке допустимых уровней загрязнения поверхностей на выезде из 30-километровой зоны наряду со стремлением надежно обеспечить безопасные условия для населения учитывалось также исключение необоснованного изъятия значительного количества одежды и эффективное использование автотранспорта для доставки грузов в зону аварии.

Временные нормативы радиоактивного загрязнения одежды, обуви, транспортных средств, оборудования при выезде из 30-километровой зоны в различные периоды после аварии были разработаны с учетом:

- вероятности попадания радиоактивных веществ в организм;

- возможности внешнего облучения окружающих людей от загрязненной одежды, транспорта и оборудования;

- возможности внешнего облучения самого владельца одежды.

В дальнейшем, в 1989 г. были разработаны и утверждены ВДУ N 129-252-3, явившиеся критерием безопасности при оценке возможности использования на всей территории страны грузов и оборудования, вывезенных из 30-километровой зоны. При этом принималось в расчет исключение нефиксированного загрязнения для всех грузов, оборудования и транспортных средств, вывозимых из 30-километровой зоны. В этом случае возможное дополнительное облучение населения для реально возможных наиболее продолжительных контактов не выходило за пределы 10% от естественного фона.

Учитывая, что в начальный период аварии ведущим фактором внутреннего облучения являлся йод-131, Минздравом СССР 3 и 6 мая 1986 г. были утверждены временные нормативы допустимого содержания йода-131 в питьевой воде, молоке, молокопродуктах, а также допустимый предел суточного поступления радиоактивного вещества в организм человека. Кроме того были введены нормативы допустимого содержания йода-131 в мясе, птице, яйцах, ягодах, растительном лекарственном сырье. Эти нормативы были рассчитаны на непревышение дозы облучения щитовидной железы у детей свыше 30 рад.

В дальнейшем, после снижения содержания йода-131 в различных объектах внешней среды, стало возрастать значение долгоживущих радионуклидов. В связи с этим 30 мая 1986 г. Минздрав СССР по рекомендации НКРЗ утвердил Временные допустимые уровни содержания радиоактивных веществ в продуктах питания, питьевой воде, лекарственных травах. Данные нормативы определяли допустимое содержание в указанных объектах радионуклидов цезия. При этом НКРЗ исходила из того, что потребление продуктов питания на уровне ВДУ будет соответствовать дозе внутреннего облучения 5 бэр/год.

    В 1987  г.  в  соответствии  с  установленным  на  этот период
временным дозовым пределом 3  бэр/год  и  улучшением  радиационной
обстановки  НКРЗ  были  пересмотрены  действовавшие ВДУ и с учетом
оценок  среднесуточного  рациона  по  основным  продуктам  питания
разработаны   новые  ВДУ-88,  регламентирующие  допустимые  уровни
суммарного  содержания  радионуклидов  цезия-134  и  цезия-137   в
продуктах   питания  и  питьевой  воде.  По  проведенным  оценкам,
потребление всех продуктов на уровне предложенных ВДУ обеспечивало
дозу  внутреннего  облучения ниже 1 бэр/год.  Новые нормативы были
введены в действие на всей территории страны 15  декабря  1987  г.
взамен ВДУ N 129-252. При сравнении указанных допустимых уровней с
аналогичными временными нормативами,  принятыми после аварии  на
Чернобыльской АЭС в других странах, можно отметить, что, например,
содержание радиоцезия в молоке регламентировалось в США на  уровне
           -7                  -7                       -8
-  2,4 х 10  ,  Англии - 1 х 10  ,  Финляндии - 2,7 х 10   Ки/л (в
             -8
СССР - 1 х 10  Ки/л).   Распоряжением   Главного  Государственного
врача СССР   от   23  марта  1990  года  срок  действия  указанных
нормативов был продлен до 1 июня 1990 г.

Последней разработкой НКРЗ по регламентации содержания радионуклидов цезия и стронция явились ВДУ-91, которые следовало рассматривать в качестве единого нормативного документа, направленного на ограничение внутреннего облучения населения загрязненных территорий и страны в целом за счет потребления пищевых продуктов, загрязненных в результате аварии. Эти нормативы были рассчитаны таким образом, что в реальных условиях средние годовые дозы внутреннего облучения у жителей населенных пунктов зоны жесткого контроля не превысили 0,15-0,18 бэр. Для ограниченного числа лиц, если они будут питаться продуктами, все виды которых постоянно загрязнены на уровне ВДУ - не ниже, могла существовать маловероятная на практике возможность накопления годовой дозы на уровне 0,4-0,6 бэр.

При установлении ВДУ-91 НКРЗ исходила из того, что еще более жесткое нормирование загрязненности пищевых продуктов может привести к неоправданному расширению зон с ограничениями по режиму питания, что в свою очередь может привести к прямому ущербу для здоровья, в значительной мере превышающему риск от дополнительного облучения в результате потребления продуктов с содержанием радионуклидов на уровне установленного регламента.











Приложение 4.2.



                                                         131
       ПРИМЕРЫ ПУВ ПО МОЩНОСТИ ДОЗЫ И ОБЪЕМНОЙ АКТИВНОСТИ   I
     В ВОЗДУХЕ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ РЕШЕНИЯ О МЕРАХ ЗАЩИТЫ НАСЕЛЕНИЯ
                    В СЛУЧАЕ АВАРИЙ НА АЭС <*>
 
    --------------------------------
    <*> В  расчетах  использованы допущения,  принятые в документе
        "Производные критерии для принятия решения о мерах  защиты
        населения в случае аварии на атомных станциях" (Утв.  Зам.
        Главн.  гос.  санитарного врача РФ 30.12.92 г.). В отличие
        от указанного документа настоящие примеры ПУВ рассчитаны в
        соответствии с Критериями для принятия неотложных  решений
        в начальном периоде аварийной ситуации в НРБ-96.


Практическое применение Критериев для принятия неотложных решений в начальном периоде аварийной ситуации (табл. 8.2. НРБ-96) затруднено из-за необходимости оперативного проведения расчетов ожидаемых доз облучения.

ПУВ являются практическим выражение нормативных дозовых Критериев и выражены в величинах и единицах, непосредственно измеряемых дозиметрическими приборами (мощность дозы гамма-излучения и объемная активность йода-131 в воздухе).

Если мощность дозы гамма-излучения на местности и (или) объемная активность йода-131 в воздухе достигнут значений ПУВ, лица из населения будут облучены (за определенное время пребывания на открытой местности) в дозах, указанных в Критериях.

Настоящие ПУВ относятся к ранней фазе аварии на АЭС, длительностью от нескольких часов до нескольких суток.

ПУВ представлены в виде набора графиков зависимостей объемной активности йода-131 (Бк/куб. м) и мощности дозы гамма-излучения (Р/час) от времени облучения (час), построенных для следующих групп населения:

для внутреннего облучения за счет ингаляции йода-131:

- дети (Рис. 1);

- взрослые (Рис.2);

для внешнего гамма-облучения всего тела:

- взрослые (Рис. 3).

Необходимость установления отдельных значений ПУВ для указанных групп вызвана тем, что одной и той же концентрации йода-131 в воздухе соответствуют разные значения дозы облучения щитовидной железы этих лиц из-за различия в скорости дыхания и процессах метаболизма у детей и взрослых.

Графики представляют собой набор изодозных линий со значениями доз, определенных Критериями и требующих проведения тех или иных защитных мер.

Графики позволяют получить следующую информацию:

1. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения, а на оси абсцисс - время облучения (прогнозируемое время пребывания на открытой местности или продолжительность ранней фазы конкретной аварии, оцененное на АЭС) и проведя перпендикуляры к осям абсцисс и ординат, можно получить на их пересечении точку, которая на графике информирует о необходимом наборе защитных мер.

2. Отложив на оси ординат измеренное значение объемной активности йода-131 в воздухе или мощности дозы гамма-излучения и проведя из этой точки прямую, параллельную оси абсцисс, можно по проекциям точек пересечения прямой с изодозными линиями на ось абсцисс определить время, в течение которого будут получены дозы облучения, соответствующие дозовым Критериям и тем самым определить время, имеющееся в распоряжении для проведения соответствующих защитных мероприятий.

3. Отложив на оси абсцисс значения ожидаемого времени продолжительности ранней фазы аварии или времени облучения (ингаляции) и проведя из этой точки перпендикуляр до пересечения с изодозными линиями, на оси ординат можно получить нижние и верхние значения ПУВ, соответствующих дозовым Критериям.

Из графиков видно, что область значений ПУВ, лежащих под нижней изодозной линией соответствует аварии, когда отсутствует необходимость в проведении любых мероприятий по защите населения. Области значений, лежащих над верхней изодозной линией, соответствует авария, когда обязательным является проведение всех мероприятий по защите населения, включая эвакуацию.

Значения ПУВ, лежащие между изодозными линиями нижнего и верхнего уровней для каждого вида мероприятий, соответствуют рекомендуемым мерам по защите населения.



                                      131
    Рис. 1 ПУВ по объемной активности    I для детей в возрасте от
1 до 8 лет.                                  131
    Рис. 2 ПУВ     по  объемной   активности    I   для  взрослого
населения.
    Рис. 3 ПУВ  по    мощности   гамма-излучения   для   взрослого
населения. (Рисунки не приводятся).










Приложение N 4.3



ДОЗОВЫЕ КОЭФФИЦИЕНТЫ ДЛЯ ОТДЕЛЬНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ



Таблица 1. <*>



Мощность дозы и доза внешнего гамма-излучения на единицу

плотности загрязнения местности отдельными радионуклидами

    --------------------------------
    <*> Производные  уровни   вмешательства,   используемые    для
        снижения доз  облучения  населения в случае ядерной аварии
        или радиационной аварийной ситуации. Принципы, процедуры и
        данные.  Серия изданий по безопасности N 81. МАГАТЭ, Вена,
        1989.


------------T-------------T--------------------------------------¬
¦Радионуклид¦Мощность дозы¦                                   -2 ¦
¦           ¦в момент     ¦Доза на открытой местности, Зв/Бк м   ¦
¦           ¦осаждения,   ¦                                      ¦
¦           ¦    -1    -2 +-----------T------------T-------------+
¦           ¦Зв с /Бк м   ¦за 7 сут.  ¦ за 1 год   ¦ за 50 лет   ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦   95      ¦         -16 ¦        -10¦        -9  ¦        -9   ¦
¦     Zr    ¦ 6.0 х 10    ¦3.7 х 10   ¦9.1 х 10    ¦9.4 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦   95      ¦         -16 ¦        -10¦        -9  ¦        -9   ¦
¦     Nb    ¦ 6.2 х 10    ¦3.5 х 10   ¦2.7 х 10    ¦2.7 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  103      ¦         -16 ¦        -10¦        -9  ¦        -9   ¦
¦     Ru    ¦ 4.1 х 10    ¦2.3 х 10   ¦2.0 х 10    ¦2.0 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  106      ¦        -16  ¦        -10¦        -9  ¦        -9   ¦
¦     Ru    ¦1.7 х 10     ¦1.0 х 10   ¦3.7 х 10    ¦6.8 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  132      ¦        -16  ¦        -10¦        -10 ¦        -10  ¦
¦     Te    ¦2.4 х 10     ¦6.4 х 10   ¦8.4 х 10    ¦8.4 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  131      ¦        -16  ¦        -10¦        -10 ¦        -10  ¦
¦     I     ¦3.6 х 10     ¦1.6 х 10   ¦3.6 х 10    ¦3.6 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  132      ¦        -15  ¦        -11¦        -11 ¦        -11  ¦
¦     I     ¦1.8 х 10     ¦2.2 х 10   ¦2.2 х 10    ¦2.2 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  133      ¦        -16  ¦        -11¦        -11 ¦        -11  ¦
¦     I     ¦5.1 х 10     ¦5.8 х 10   ¦6.0 х 10    ¦6.0 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  135      ¦        -15  ¦        -11¦        -11 ¦        -11  ¦
¦     I     ¦1.1 х 10     ¦5.0 х 10   ¦5.0 х 10    ¦5.0 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  134      ¦        -15  ¦        -10¦        -8  ¦        -8   ¦
¦     Cs    ¦1.3 х 10     ¦7.7 х 10   ¦3.2 х 10    ¦9.1 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  137      ¦        -16  ¦        -10¦        -8  ¦        -7   ¦
¦     Cs    ¦4.7 х 10     ¦2.8 х 10   ¦1.4 х 10    ¦1.5 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  140      ¦        -16  ¦        -10¦        -9  ¦        -9   ¦
¦     Ba    ¦1.6 х 10     ¦6.7 х 10   ¦2.9 х 10    ¦2.9 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  144      ¦        -17  ¦        -11¦        -10 ¦        -9   ¦
¦     Ce    ¦2.2 х 10     ¦2.7 х 10   ¦8.9 х 10    ¦1.4 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  239      ¦        -16  ¦        -11¦        -11 ¦        -11  ¦
¦     Np    ¦1.9 х 10     ¦5.0 х 10   ¦5.7 х 10    ¦5.7 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  238      ¦        -19  ¦        -14¦        -12 ¦        -11  ¦
¦     Pu    ¦1.6 х 10     ¦9.9 х 10   ¦4.6 х 10    ¦2.4 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  239      ¦        -19  ¦        -14¦        -12 ¦        -11  ¦
¦     Pu    ¦1.1 х 10     ¦6.4 х 10   ¦3.1 х 10    ¦2.8 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  240      ¦        -19  ¦        -14¦        -12 ¦        -11  ¦
¦     Pu    ¦1.6 х 10     ¦9.8 х 10   ¦4.6 х 10    ¦2.6 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  241      ¦        -21  ¦        -15¦        -13 ¦        -11  ¦
¦     Pu    ¦2.1 х 10     ¦2.1 х 10   ¦5.9 х 10    ¦7.6 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  241      ¦        -17  ¦        -11¦        -10 ¦        -9   ¦
¦     Am    ¦1.9 х 10     ¦1.1 х 10   ¦5.5 х 10    ¦5.8 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  242      ¦        -19  ¦        -13¦        -12 ¦        -12  ¦
¦     Cm    ¦1.9 х 10     ¦1.2 х 10   ¦2.9 х 10    ¦3.5 х 10     ¦
+-----------+-------------+-----------+------------+-------------+
¦  244      ¦        -19  ¦        -13¦        -12 ¦        -11  ¦
¦     Cm    ¦3.1 х 10     ¦1.8 х 10   ¦8.6 х 10    ¦5.6 х 10     ¦
L-----------+-------------+-----------+------------+--------------


Таблица 2.



Ожидаемая эффективная доза на единицу перорального

поступления для лиц из населения, Зв/Бк <*>

    --------------------------------
    <*> International  Basic  Safety  Standards   for   Protection
        against Ionizing  Radiation  and  for  Safety of Radiation
        Sources IAEA, Vienna, 1996.


---------------T--------------T-----------------------------------------------------------------------¬
¦  Радионуклид ¦   Период     ¦                               Возраст, лет                            ¦
¦              ¦ полураспада  +-----------T-----------T-----------T-----------T-----------T-----------+
¦              ¦              ¦  -<1      ¦  1 -2     ¦   2-7     ¦   7-12    ¦  12-17    ¦   >17     ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -11¦        -11¦        -11¦        -11¦        -11¦        -11¦
¦   Н-3        ¦  12.3 лет    ¦6.4 х 10   ¦4.8 х 10   ¦3.1 х 10   ¦2.3 х 10   ¦1.8 х 10   ¦1.8 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦Органические  ¦              ¦        -10¦        -10¦        -11¦        -11¦        -11¦        -11¦
¦соединения    ¦  12.3 лет    ¦1.2 х 10   ¦1.2 х 10   ¦7.3 х 10   ¦5.7 х 10   ¦4.2 х 10   ¦4.2 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦          3   ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦        -10¦        -10¦        -10¦
¦   С-14       ¦ 5.73 х 10 лет¦1.4 х 10   ¦1.6 х 10   ¦9.9 х 10   ¦8.0 х 10   ¦5.7 х 10   ¦5.8 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Р-32       ¦ 14.3 сут     ¦3.1 х 10   ¦1.9 х 10   ¦9.4 х 10   ¦5.3 х 10   ¦3.1 х 10   ¦2.4 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦          9   ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   К-40       ¦ 1.28 х 10 лет¦6.2 х 10   ¦4.2 х 10   ¦2.1 х 10   ¦1.3 х 10   ¦7.6 х 10   ¦6.2 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Sr-89      ¦ 50.5 сут     ¦3.6 х 10   ¦1.8 х 10   ¦8.9 х 10   ¦5.8 х 10   ¦4.0 х 10   ¦2.6 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -7 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦
¦   Sr-90      ¦ 29.1 лет     ¦2.3 х 10   ¦7.3 х 10   ¦4.7 х 10   ¦6.0 х 10   ¦8.0 х 10   ¦2.8 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦        -10¦
¦   Sr-91      ¦ 9.50 час     ¦5.2 х 10   ¦4.0 х 10   ¦2.1 х 10   ¦1.2 х 10   ¦7.4 х 10   ¦6.5 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Y-90       ¦ 2.67 сут     ¦3.1 х 10   ¦2.0 х 10   ¦1.0 х 10   ¦5.9 х 10   ¦3.3 х 10   ¦2.7 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Y-91       ¦ 58.5 сут     ¦2.8 х 10   ¦1.8 х 10   ¦8.8 х 10   ¦5.2 х 10   ¦2.9 х 10   ¦2.4 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦
¦   Zr-95      ¦ 64.0 сут     ¦8.5 х 10   ¦5.6 х 10   ¦3.0 х 10   ¦1.9 х 10   ¦1.2 х 10   ¦9.5 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Zr-97      ¦ 16.9 час     ¦2.2 х 10   ¦1.4 х 10   ¦7.3 х 10   ¦4.4 х 10   ¦2.6 х 10   ¦2.1 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦        -10¦
¦   Nb-95      ¦ 35.1 сут     ¦4.6 х 10   ¦3.2 х 10   ¦1.8 х 10   ¦1.1 х 10   ¦7.4 х 10   ¦5.8 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦
¦   Nb-96      ¦ 23.3 час     ¦9.2 х 10   ¦6.3 х 10   ¦3.4 х 10   ¦2.2 х 10   ¦1.4 х 10   ¦1.1 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -10¦        -10¦        -10¦        -10¦        -11¦        -11¦
¦   Nb-97      ¦ 1.20 час     ¦7.7 х 10   ¦4.5 х 10   ¦2.3 х 10   ¦1.3 х 10   ¦8.7 х 10   ¦6.8 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦        -10¦
¦   Mo-99      ¦ 2.75 сут     ¦5.5 х 10   ¦3.5 х 10   ¦1.8 х 10   ¦1.1 х 10   ¦7.6 х 10   ¦6.0 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -10¦        -10¦        -11¦        -11¦        -11¦        -11¦
¦   Tc-99m     ¦ 6.02 час     ¦2.0 х 10   ¦1.3 х 10   ¦7.2 х 10   ¦4.3 х 10   ¦2.8 х 10   ¦2.2.х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -9 ¦        -10¦        -10¦
¦   Ru-103     ¦ 39.3 сут     ¦7.1 х 10   ¦4.6 х 10   ¦2.4 х 10   ¦1.5 х 10   ¦9.2 х 10   ¦7.3 х 10   ¦
+--------------+--------------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+-----------+
¦              ¦              ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -8 ¦        -9 ¦        -9 ¦



-Главная-


Навигация

Разное

Новости от партнеров


Рейтинг

Rambler's Top100
Рейтинг@Mail.ru
 

 

Архив документов

2014 2013 2012 2011 2010 2009 2008 2007 2006 2005 2004 2003 2002 2001 2000 1999 1998 1997 1996 1995 1994 1993 1992 1991 1990 1928-1989