Использование метода Монте-Карло для расчета дозы внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 03.00.16, кандидат физико-математических наук Тараненко, Валерий Александрович

• Тараненко, Валерий Александрович
• кандидат физико-математических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Тараненко, Валерий Александрович

Основные обозначения и сокращения.

Введение.

Глава 1. Аналитический обзор результатов исследований уровней внешнего облучения на реке Теча, загрязненной радиоактивными отходами ПО «Маяк».

1.1. Описание радиоэкологической ситуации на реке Теча.

1.2. Радиационная обстановка на территории ближайшего к месту сбросов НП Метлино.

1.2.1. Мощности дозы в воздухе в начальный период после загрязнения реки в 1949—1956 гг.

1.2.2. Динамика уровней внешнего облучения после отселения жителей в 1956 году.

1.2.3. Результаты исследований накопленной дозы в строительных материалах из НП Метлино.

Глава 2. Развернутая постановка задачи и методы ее решения.

2.1. Общий вид уравнения переноса излучения.

2.2. Роль метода Монте-Карло в задачах на перенос излучения.

2.3. Описание программного обеспечения MCNP, использованного для моделирования переноса излучений.

2.3.1. Геометрия моделируемого пространства.

2.3.2. Методы оценки поглощенной энергии.

2.3.3. Розыгрыш источника излучения.

2.3.4. Фотон-электронные сечения взаимодействий и физические процессы.

2.4. Общие подходы к моделированию распределения доз внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы.

2.5. Оценка подходов к задаче верификации доз в НП Метлино на тестовых моделях, имитирующих простейшие случаи геометрии облучения при радиоактивном загрязнении окружающей среды.

2.5.1. Расчет энергетической зависимости кермы в воздухе для проскопараллельных источников в почве.

2.5.2. Расчет воздушной кермы вблизи источника, имитирующего радиоактивное загрязнение дна и берегов реки.

2.5.3. Расчет кермы в воздухе в удалении от загрязненной радионуклидами реки.

2.6. Расчет распределения дозы в строительной керамике по глубине.

2.7. Постановка задачи верификации дозы внешнего облучения в НП Метлино на реке Теча.

Глава 3. Моделирование соотношения поглощенной дозы внешнего облучения в воздухе и строительной керамики в НП Метлино.

3.1. Моделирование распределения поглощенной дозы на территории Метлино в 1949—1956 гг.: «модель реки».

3.1.1. Описание геометрии модели.

3.1.2. Характеристика источников излучения.

3.1.3. Конфигурация модельных детекторов.

3.1.4. Оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах.

3.2. Моделирование распределения поглощенной дозы возле Метлинской мельницы после 1956 г.: «модель пруда».

3.2.1. Описание геометрии модели.

3.2.2. Характеристика источников излучения.

3.2.3. Конфигурация модельных детекторов.

3.2.4. Оценка коэффициентов перехода от дозы в воздухе к дозе в кирпичах.

3.3. Модификация моделей для учета экранирования излучения снегом и льдом в зимний период.

Глава 4. Анализ результатов оценки поглощенной дозы в строительной керамике и сопоставление с результатами измерений.

4.1. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели реки» за 1949—1956 гг.

4.2. Схема расчета поглощенной дозы в строительной керамике по «модели пруда» за 1957—1997 гг.

4.3. Анализ факторов, влияющих на неопределенность результатов расчетов.

4.3.1. Факторы неопределенности в «модели реки».

4.3.2. Факторы неопределенности в «модели пруда».

4.4. Сравнительный анализ результатов расчета и люминесцентных измерений интегральной дозы в кирпичах с учетом неопределенности.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Использование метода Монте-Карло для расчета дозы внешнего облучения при радиоактивном загрязнении речной системы»

Актуальность проблемы. Развитие атомной промышленности со времен ее зарождения неразрывно связано с выбросами радиоактивных веществ в окружающую среду — среду обитания живых организмов и человека. Поэтому, вместе с ростом атомной промышленности, все более актуальным становятся проблемы обеспечения безопасного проживания человека в условиях радиоактивного загрязнения окружающей среды и минимизации радиационного воздействия на биоту. Для решения этих проблем необходим тщательный анализ последствий радиационных аварий и инцидентов, имевших место в прошлом.

В результате сбросов жидких радиоактивных отходов в реку Теча ПО «Маяк» были загрязнены в 1949—1956 гг. обширные территории Челябинской и Курганской областей. Около 30 тыс. жителей территории, прилегающей к реке, подверглись хроническому облучению. В целях реконструкции доз внешнего облучения пострадавшего населения возникла необходимость восстановления гамма-полей на территории прибрежных населенных пунктов.

Ретроспективные дозиметрические исследования радиационной ситуации на реке Теча представляют собой комплексную задачу, для решения которой используются архивные данные измерения концентрации радионуклидов в воде, донных отложениях и пойменных почвах, а также МПД в воздухе; данные современных измерений, например, накопленной дозы в кварц-содержащих строительных материалах методами ТА дозиметрии [3], а также, модельные расчеты. При этом для реконструкции доз внешнего облучения спустя более

50 лет после начала загрязнения в условиях отсутствия измерений 1949— 1951 гг., особенно актуальными являются расчетные методы [6].

Сбросы радионуклидов в реку Теча привели к долговременному загрязнению всех компонентов речной системы (воды, донных отложений и пойменных почв) и, таким образом, образовался источник внешнего излучения сложной геометрии, параметры которого менялись со временем. Уровни радиационного воздействия на население были максимальны в селе Метлино, ближайшему к месту сбросов и расположенному в верховье реки Теча [6]. Для верификации доз облучения жителей этого НП, рассчитанных по дозиметрической системе реки Теча TRDS-2000 [43], на основании имеющихся данных ТА дозиметрии [3] необходима детальная оценка распределения гамма-полей и поглощенных доз на берегу реки в месте отбора проб строительных материалов (кирпичей).

Цель работы состоит в решении задачи верификации поглощенной дозы • ионизирующего излучения в воздухе в верховье реки Теча на основании данных люминесцентной дозиметрии с использованием моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

Задачи исследования:

1. Проанализировать данные о характере загрязнения компонентов речной системы и уровнях мощности дозы в воздухе по берегам реки Теча на территории НП Метлино в период с 1949 года, а также результаты люминесцентных измерений проб кирпича Метлинской мельницы. Цель — формирование массива исходных данных, необходимых для моделирования в динамике геометрии расположения источников и детекторов излучения.

2. Разработать и протестировать модели переноса фотонного излучения в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения компонентов типичной речной системы. Исследовать распределения поглощенной дозы в воздушных и керамических детекторах, расположенных на берегах реки.

3. Рассчитать значения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино для различных периодов времени от начала загрязнения реки Теча с использованием метода Монте-Карло на базе разработанных моделей.

4. Разработать вероятностную схему вычисления поглощенной дозы в керамике и проанализировать чувствительность расчетной интегральной дозы относительно вариации основных параметров моделей.

5. Провести сравнительный анализ результатов расчетов интегральной дозы в образцах строительной керамики и результатов измерений, полученных экспериментально люминесцентными методами.

Метод исследования. Используется метод стохастического моделирования переноса излучения в веществе — метод Монте-Карло. Применение данного метода позволяет рассчитать отношение дозы в воздухе в реперных точках к дозе в керамических детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, а также оценить вероятностные распределения искомых дозовых величин.

Научная новизна работы:

• Разработан и реализован новый подход к верификации интегральной дозы в воздухе. Он использован для реконструкции уровней облучения жителей НП

Метлино на реке Теча, на основании данных люминесцентной дозиметрии и результатов моделирования переноса излучения методом Монте-Карло.

• На основании анализа архивных данных и собственных измерений впервые восстановлена геометрия расположения основных источников гамма-излучения, которые образовались в результате радиоактивного загрязнения реки Теча в НП Метлино на участке ниже Метлинской плотины.

• Впервые получены распределения поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики из НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризующих уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

• Впервые показано, что реконструированные интегральные дозы в керамике и результаты люминесцентных измерений кирпичей статистически достоверно не отличаются друг от друга.

Практическая значимость работы. Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло будут использованы для усовершенствования системы реконструкции доз внешнего облучения на реке Теча. Уточненные с учетом вариабельности параметров, результаты расчетов доз внешнего облучения могут быть использованы для более достоверной оценки риска отдаленных последствий у облученного населения.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Разработанная серия моделей переноса излучений методом Монте-Карло в геометрии, характерной для условий радиоактивного загрязнения речной системы, позволяет оценить распределение поглощенной дозы в воздухе и строительных материалах зданий, расположенных на берегах.

2. Расчетные оценки коэффициентов перехода от дозы в воздухе в реперных точках на территории НП Метлино в верховье реки Теча к дозе в детекторах, находящихся в местах отбора проб строительной керамики, получены с учетом реальных изменений геометрии облучения.

3. Вероятностные распределения значений поглощенных доз в воздухе и образцах строительной керамики в НП Метлино, обусловленные неопределенностью значений исходных параметров, характеризуют уровни радиоактивного загрязнения компонентов речной системы и геометрию облучения.

4. Результаты сравнительного анализа вероятностной оценки интегральной дозы в керамике и люминесцентных измерений кирпичей, показывают отсутствие статистически достоверных отличий между данными, полученными с помощью расчетных и экспериментальных методов.

Личный вклад соискателя. В диссертационной работе представлены следующие результаты научных исследований, выполненных автором самостоятельно:

• Конструирование трехмерной геометрии моделей Монте-Карло и проведение расчетов по переносу излучения.

• Оценка относительных мощностей модельных источников излучения и расчет переходных коэффициентов от дозы в реперных точках к дозе в кирпиче.

• Разработка и расчет вероятностной модели реконструкции дозы в кирпиче.

• Оценка неопределенности параметров вероятностной модели и анализ чувствительности расчетных значений дозы.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы были представлены на II Международном симпозиуме «Хроническое радиационное воздействие: возможности биологической индикации» (Челябинск, 2000); V региональной научной конференции «Проблемы экологии и экологического образования Челябинской области» (Челябинск, 2000); Международном рабочем совещании «Исследование радиационного риска на Южном Урале» (Кимзее, ФРГ, 2002); II региональной научной конференции «Адаптация биологических систем к естественным и экстремальным факторам среды» (Челябинск, 2002); а также обсуждались на семинарах в институте радиационной защиты Национального исследовательского центра по охране окружающей среды и здоровья GSF (Мюнхен, ФРГ, 2001), Флоридском атлантическом университете (Бока-Ратон, США, 2005) и в Национальном агентстве по охране здоровья (Чилтон, Великобритания, 2006).

Публикации. По теме диссертационной работы имеется 8 публикаций в отечественных и международных научных изданиях.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы. Работа изложена на 100 страницах машинописного текста и содержит 25 рисунка и 11 таблиц. Список цитированной литературы содержит 90 ссылок, из которых 20 на русском языке.

Заключение диссертации по теме «Экология», Тараненко, Валерий Александрович

Выводы. В результате анализа неопределенности и естественной вариабельности ключевых параметров, участвующих прямо или косвенно в вычислениях накопленной дозы в кирпиче, были описаны функции их распределения. Значения, разыгрываемые в соответствии с законами распределения варьируемых величин, использовались в вероятностной схеме расчета для построения результирующего распределения. Таким образом, были получены 95%-е доверительные интервалы для поглощенной техногенной дозы в кирпиче на высоте 2,4 и 6 м.

По результатам вычислений доза для верхних позиций детектирования в стене обладала меньшей неопределенностью, а именно, коэффициент вариации для детектора на высоте 6 м составил 0,16 против 0,29 для детектора на высоте 2м в геометрии облучения от реки (при облучении от пруда коэффициент вариации равнялся приблизительно 0,2 для всех высот).

Интересно отметить, что при расчете по вероятностной схеме коэффициентов перехода для речной модели, последние обладали меньшим коэффициентом дисперсии по сравнению с входными распределениями. Уменьшение неопределенности в данном случае связано с тем, что в расчете использовалось отношение коррелирующих величин. Учет корреляций между входными распределениями существенно влияет на размах вычисляемых распределений.

Результаты раздельного вычисления поглощенной дозы в строительной керамике показали, что медианные значения дозы, полученной от облучения в геометрии пруда как минимум на 1 Гр меньше дозы облучения от реки для всех высот детектирования.

Сравнение результатов вероятностной реконструкции дозы в кирпиче и люминесцентных измерений проб кирпича выявило достоверное согласие этих данных для всех трех рассматриваемых высот детектирования.

Заключение

В работе описывается реконструкция техногенной составляющей поглощенной дозы в пробах строительной керамики отобранных с юго-западной стены Метлинской мельницы вследствие облучения от источников 137Cs в окружающей среде со сложной пространственной структурой. Две модели пространственной геометрии были разработаны в целях расчета переноса излучения — речная модель для облучения до 1957 г. и модель облучения от пруда с 1957 г. Также рассчитывалась поправка для сезонной зависимости формирования гамма-полей.

Результаты моделирования переноса излучения методом Монте-Карло говорят о том, что основной вклад в дозу был сделан до момента отселения жителей НП Метлино в 1956 г.

Показано, что реконструированные дозы в строительной керамике в целом согласуются с результатами люминесцентных измерений. Однако, в последних также учитывается вклад коротко живущих радионуклидов, которые не были рассмотрены в данной работе ввиду недостатка информации. В результате, наблюдается 15%-е занижение реконструированных доз (по наилучшим оценкам и медиана'м) в среднем по всем трем высотам детектирования 2, 4 и 6 м. Учет неопределенности ключевых параметров в вероятностной схеме реконструкции (как то: заглубление источников, неоднородность загрязнения правого и левого берегов) привел к закономерному уширению интервальных оценок накопленной дозы в кирпиче, что привело в свою очередь к полному перекрытию 95%-х доверительных интервалов результатов реконструкции и измерений. В реконструкции использовались восстановленные мощности поглощенной дозы в воздухе в реперной точке на высоте 1 м на берегу за 1949—1956 гг. — данные, которые используются в дозиметрической системе TRDS-2000 для расчета внешних доз облучения людей. Согласие результатов реконструкции дозы в кирпиче с данными измерений кирпичных проб говорит о состоятельности восстановленных мощностей дозы в воздухе у уреза за 1949—1956 гг.

Таким образом, верификация поглощенной дозы в воздухе проведенная для НП Метлино, находящегося в верховье реки Теча, по данным люминесцентных измерений проб строительной керамики и с использование моделирования переноса излучения методом Монте-Карло дала положительные результаты. Восстановленные мощности дозы в воздухе за период 1949—1956 гг. находятся в согласии с данными люминесцентных измерений.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Тараненко, Валерий Александрович, 2006 год

1. Медико-биологические и экологические последствия радиоактивного загрязнения реки Теча / Под ред. А. В. Аклеева, М. Ф. Киселева. М., 2001. С. 531.

2. Арутюнян Р. В., Большое Л. А„ Зенич Т. С., Решетин В. П. Математическое моделирование вертикальной миграции в почве Cs-137, Cs-134 // Атомная энергия, 1993,74(3), С. 223-229.

3. Бугров Н. Г. Использование термолюминесцентного метода для реконструкции доз гамма-излучения от радиоактивно загрязненного водоема / Дисс. канд. техн. наук. М. 1999.105 с.

4. Бугров Н. Г., Дёгтева М. О., Гексу Й., Мекбах Р., Якоб П. Ретроспективная термолюминесцентная дозиметрия на прибрежных территориях верховьев реки Теча // Вопросы радиационной безопасности. 2001 3. С. 51—62.

5. Бусленко Н. П., Голенко Д. И., Соболь И. М., Срагович В. Г., Шрейдер Ю. А. Метод статистических испытаний (метод Монте-Карло). М.: Физматгиз, 1962.332 с.

6. Воробьёва М. И. Реконструкция доз внешнего облучения населения, обусловленных сбросами радиоактивных отходов ПО «Маяк» в реку Теча / Дисс. канд. физ.-мат. наук. Челябинск, 2000.112 с.

7. Гусев Н. Г., Климанов В. А., Машкович В. П., Суворов А. П. Защита от ионизирующих излучений: в 2 т., т. 1. Физические основы защиты от излучений. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1989.512 с.

8. Ильин Д. И. Миграция радиоактивных веществ из открытых водоемов / Дисс. докт. техн. наук. Челябинск-65.1956.270 с.

9. Косенко М. М„ Дёгтева М. О. Оценка радиационного риска популяции, облучившейся вследствие сбросов радиоактивных отходов в р. Течу // Атомная энергия, 72,1992. С. 386—390.

10. Марей А. Н. Санитарные последствия удаления в водоемы радиоактивных отходов предприятия атомной промышленности / Дисс. докт. мед. наук. М. 1959.441 с.

11. Пригарин С. М. Основы статистического моделирования переноса оптического излучения: Учеб. пособие. Новосибирск: Изд. Новосиб. ун-та, 2001.82 с.

12. Сафронова Н. Г., Питкянен Г. Б. Оценка поражения пресноводной рыбы, населяющей загрязненные стронцием-90 и цезием-137 водоемы. Челябинск: ФИБ 4, Технический отчет № 1439; 1982.

13. Смагин А. И. Распределение радионуклидов в компонентах экосистемы залива водоема-хранилища отходов и оценка эффективности дезактивации воды методом вымораживания // Вопросы радиационной безопасности, 1, С. 64—70.

14. Соболь И. М. Численные методы Монте-Карло. М.: Наука, 1973. 312 с.

15. Фано У., Спенсер Л., Бергер Л. Перенос гамма-излучения. М.: Госатомиздат, 1963.283 с.

16. Advanced Monte Carlo for Radiation Physics, Particle Transport Simulation and Applications // Monte Carlo 2000. Lisbon, Portugal: Springer, 2000.

17. Aarkrog A., Trapeznikov A. V., Molchanova I. V., Yushkov P. I., Pozolotina V. N„ Polikarpov G. G., Dahlgaard H„ Nielsen S. P. Environmental modelling of radioactive contamination of floodplains and sorlakes along the Techa and Iset rivers // Journal of

18. Environmental Radioactivity, 2000,49:243—257.

19. Anspaugh L. R., Degteva M. O., Vasilenko E. K. Mayak Production Association: introduction // Radiat Environ Biophys, 2002,41(l):19-22.

20. Bailiff I. K„ Botter-Jensen L., Correcher A., Delgado A., Goksu H. Y., Jungner H„ Petrov S. Absorbed dose evaluations in retrospective dosimetry: methodological developments using quartz // Radiation Measurements, 2000,32:609-613.

21. Booth E. A Sample Problem for Variance Reduction in MCNP. Los Alamos: Los Alamos National Laboratory, LA-10363-MS; 1985.

22. Botter-Jensen L. Luminescence techniques: instrumentation and methods // Radiation Measurements, 1997,27:749-768.

23. Bougrov N. G., Baturin V. A., Goksu H. Y„ Degteva M. O., Jacob P. Investigations of thermoluminescence dosimetry in the Techa river flood plain: analysis of the new results // Radiat Prot Dosimetry, 2002,101(l-4):225-8.

24. Bougrov N. G., Goksu H. Y., Haskell E., Degteva M. O., Meckbach R., Jacob P. Issues in the reconstruction of environmental doses on the basis of thermoluminescence measurements in the Techa riverside // Health Phys, 1998,75(6):574-83.

25. Bougrov N. G., Vlasov V. I<„ Kiryukhin О. V., Fatkulbayanova N. L. Thermoluminescence measurements of ceramic samples from accidentally polluted territory of South-Urals // Radiat Meas, 1995,24:493-498.

26. Briesmeister J. F. MCNP—A general Monte Carlo n-particle transport code, version 4C manual. Los Alamos, NM, USA: Los Alamos National Laboratory; 2000.

27. Brown F. В., Sutton Т. M. Monte Carlo Fundamentals. New York, NJ, USA: Knolls Atomic Power Laboratory, KAPL-4823; 1996.

28. Bunzl K., Schimmack W., Jacob P. Uncertainty analysis of the external gamma-dose rate due to the variability of the vertical distribution of 137Cs in the soil // J Environ Radioact, 2001, 54(2):243-52.

29. Carter L. L., Cashwell E. D. Particle-Transport Simulation with the Monte Carlo Method. Los Alamos, NM, USA: Technical Information Center, Energy Research and Development Administration, 1975.

30. Cashwell E. D., Everett C. J. A Practical Manual on the Monte Carlo Method for Random Walk Problems. Los Alamos: Pergamon Press, 1959.

31. Chen S. Y. Calculation of Effective Dose Equivalent Responses for External Exposure from Residual Photon Emitters in Soil // Health Physics, 1991,60(3):411-426.

32. Chesnokov A. V., Govorun A. P., Ivanitskaya M. V., Liksonov V. I., Shcherbak S. B.

33. Cs-137 contamination of Techa river Flood plain in Brodokalmak settlement // Applied Radiation and Isotopes, 1999,50:1121—1129.

34. Chesnokov A. V., Govorun A. P., Linnik V. G., Shcherbak S. B. Cs-137 contamination of the Techa river flood plain near the village of Muslumovo // Journal of Environmental Radioactivity, 2000,50:179—191.

35. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Burmistrov D. S., Vorobyova M. I., Valchuk V. V., Bougrov N. G., Shishkina H. A. An approach to dose reconstruction for the Urals population // Health Phys, 1996,71(l):71-6.

36. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Tolstykh E. I. Retrospective dosimetry related to chronic environmental exposure // Radiat Prot Dosimetry, 1998,79(l-4):155-60.

37. Degteva M. O., Kozheurov V. P., Vorobiova M. I. General approach to dose reconstruction in the population exposed as a result of the release of radioactive wastes into the Techa River // Sci Total Environ, 1994,142(l-2):49-61.

38. Degteva M. O., Shagina N. B„ Tolstykh E. I., Vorobiova M. I., Napier B. A., Anspaugh L. R. Studies on the Techa river populations: dosimetry // Radiat Environ Biophys, 2002,41(l):41-4.

39. Degteva M. O., Vorobiova M. I., Kozheurov V. P., Tolstykh E. I., Anspaugh L. R., Napier B. A. Dose reconstruction system for the exposed population living along the Techa river // Health Physics, 2000,78(5):542-54.

40. Dupree S. A., Fraley S. K. A Monte Carlo Primer: A Practical Approach to Radiation Transport. 2002.

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

42. EPA Guiding Principles for Monte Carlo Analysis. Washington, DC, USA: US Environmental Protection Agency. Risk Assessment Forum, EPA/630/R-97/001; 1997.

43. EPA Report of the Workshop on Selecting Input Distributions for Probabilistic Assessments. Washington, DC, USA: US Environmental Protection Agency. Risk Assessment

44. Forum, EPA/630/R-98/004; 1999.

45. Faw R. E., Shultis J. 1С Radiological assessment: sources and doses. La Grange Park, IL, USA: American Nuclear Society, Inc., 1999.

46. Gierga D. P., Adams K. J. Electron photon verification calculations using MCNP 4B. Los Alamos, NM, USA: LANL, LA-UR-98-363; 1998.

47. Hammersley J. M„ Handscomb D. C. Monte Carlo Methods. London: Chapman and Hall, 1979.

48. Helton J. C., Davis F. J. Sampling-based methods for uncertainty and sensitivity analysis. Albuquerque, NM, USA: Sandia National Laboratories, SAND99-2240; 2000.

49. Applications of New Technology: External Dosimetry / Под ред. Higginbotham J. — Madison, WI, USA: Medical Physics Publishing, 1996.

50. ICRP Radionuclide Transformations: Energy and Intensity of Emissions. International Commission on Radiological Protection, Publication No. 38; 1983.

51. ICRU Measurement of dose equivalents from external photon and electron radiations. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 47; 1992.

52. ICRU Quantities and Units in Radiation Protection Dosimetry. Bethesda, MD, USA:1.ternational Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 51; 1993.

53. ICRU Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Report No. 60; 1998.

54. ICRU Retrospective assessment of exposures to ionising radiation. Bethesda, MD, USA: International Commission on Radiation Units and Measurements, Journal of the ICRU No 2; 2002.

55. Jacob P., Goksu Y., Meckbach R., Taranenko V., Wieser A. SURF Project. Final Report. Workpackage 3—Dosimetry. EU Contract No: EN В FP5RTD. 2003.

56. Monte Carlo Transport of Electrons and Photons / Под ред. Jankins Th. M., Nelson W. R„ Rindi A. — New York and London: Plenum Press, 1988.

57. Kahn H. Appliciations of Monte Carlo. Santa Monica, CA, USA: RAND Corporation, United States Atomic Energy Commission Report No. ECU-3259; 1954.

58. Kalos M. H., Whitlock P. A. Monte Carlo Methods. Volume I: Basics. John Wiley and Sons, 1986.

59. Lorence L. J., Beutler D. E. Radiation Transport Phenomena and Modeling. Albuquerque: Sandia National Laboratories, SAND97-2135; 1997.

60. Lux I, Koblinger L Monte Carlo Particle Transport Methods: Neutron and Photon Calculations. Boca Raton: CRC Press, 1990.

61. Meckbach R., Bailiff I. K., Goksu H. Y., Jacob P., Stoneham D. Calculation and measurement of depth dose distributions in bricks // Radiation Protection Dosimetry, 1996, 66(1-4):183-186.

62. Napier B. A., Shagina N. В., Degteva M. O., Tolstykh E. I., Vorobiova M. I., Anspaugh L. R. Preliminary uncertainty analysis for the doses estimated using the Techa river dosimetry system—2000 // Health Phys, 2001, 81(4):395-405.

63. NCRP Conceptual Basis for Calculations of Absorbed-Dose Distributions. Bethesda,

64. MD, USA: National Counsil on Radiation Protection and Measurements, Report No. 108; 1991.

65. NCRP A Guide for Uncertainty Analysis in Dose and Risk Assessments Related to Environmental Contamination. Bethesda, MD, USA: National Council on Radiation Protection and Measurements, NCRP commentary no, 14; 1996.

66. OECD Advanced Monte Carlo Computer Programs for Radiation Transport: Nuclear Energy Agency, OECD, 1995.

67. OECD Computing Radiation Dosimetry—CRD 2002 Sacavem, Portugal: Nuclear Energy Agency, OECD, 2002.

68. ORNL Shielding Benchmark Problems. Oak Ridge, USA: Oak Ridge National Laboratory, ORNL-RSIC-25, ANS-SD-9; 1974.

69. Rubinstein R. Y. Simulation and the Monte Carlo Method. John Wiley & Sons, 1981.

70. Saito K., Jacob P. Gamma ray fields in the air due to sources in the ground // Radiation Protection Dosimetry, 1995,58(l):29-45.

71. Shultis J. K., Faw R. E. Radiation Shielding. American Nuclear Society, Inc., 2000.

72. Strand P., Brown J. E., Drozhko E., Mokrov Yu„ Salbu В., Oughton D., Christensen G. C., Amundsen I. Biogeochemical behaviour of Cs-137 and Sr-90 in the artificial reservoirs of Mayak PA, Russia // The Science of the Total Environment, 1999,241:107—116.

73. Strom D. J., Stansbury P. S. Determining parameters of lognormal distributions from minimal information // AIHAJ, 2000,61:877—880.

74. Taranenko V., Prohl G., Gomez-Ros J. M. Absorbed dose rate conversion coefficients for reference terrestrial biota for external photon and internal exposures // Journal of Radiological Protection, 2004,24:A35-A62.

75. Taylor B. N., Kuyatt С. E. Guidlines for Evaluating and Expressing the Uncertainty of N1ST Measurement Results. Gaithersburg: National Institute of Standards and Technology, 1297; 1994.

76. Trapeznikov A. V., Pozolotina V. N„ Chebotina M. Ya., Chukanov V. N., Trapeznikova V. N., Kulikov N. V., Nielsen S. P., Aarkrog A. Radioactive contamination of the Techa River, the Urals // Health Physics, 1993,65:481—488.

77. Vorobiova M. I., Degteva M. O. Simple model for the reconstruction of radionuclideconcentrations and radiation exposures along the Techa River // Health Physics, 1999, 77(2):142-149.

78. Vorobiova M. I., Degteva M. O., Burmistrov D. S., Safronova N. G., Kozheurov V. P., Anspaugh L. R., Napier B. A. Review of historical monitoring data on Techa river contamination // Health Phys, 1999,76(6):605-18.

79. Whalen D. J., Hollowell D. E., Hendricks J. S. MCNP: Photon Benchmark Problems. Los Alamos, NM, USA: Los Alamos National Laboratory, LA-12196; 1991.