1. Требования к методике реконструкции накопленной дозы у населения зоны радиационной аварии на производственном объединении "Маяк" 29 сентября 1957 г.
1.1. Пояснения к значению параметра сигма_90 в уравнении 3.1 (п. 3.2.1.1 МУ 2.6.1.024-95) изложить в редакции "сигма_90 - начальная плотность загрязнения территории населенного пункта (90)Sr, Бк/м2;".
1.2. Изменить параметр интенсивность дыхания V табл. 3.5 (п. 3.3.2.2 МУ 2.6.1.024-95) для людей разного возраста в соответствии с п. 8.2 и табл. 8.1 НРБ-99. Таблицу 3.5 следует читать в следующей редакции.
Таблица 3.5
Интенсивность дыхания V у людей разного возраста
Возраст, лет | V, м3/с |
< 1 | 3,2Е-5 |
1-2 | 6,0Е-5 |
2-7 | 1,0Е-5 |
7-12 | 1,6Е-4 |
12-17 | 2,3Е-4 |
> 17 | 2,6Е-4 |
1.3. Добавить пояснение в п. 3.3.3.2 МУ 2.6.1.024-95 к параметру сигма_90, входящему в уравнения (3.8) и (3.9) в следующей редакции: "сигма_90 - среднее значение плотности загрязнения стронцием-90 территории НП и его ареала в 1957 году, Бк/м2". В этом же пункте сделать сноску следующего содержания: "территория НП и его ареала определяется территорией НП и прилегающей к нему территорией радиусом до 5 км".
1.4. Пояснение к значениям параметров dk(ing)_r(J - T) и ek(ing)_r(J - T) (п. 3.3.3.2 МУ 2.6.1.024-95) изложить в редакции: "где dk(ing)_r(J - Т) и ek(ing)_r(J - Т) - дозовые коэффициенты для расчета ожидаемой поглощенной в органе или эффективной дозы от разового пищевого поступления радионуклида в возрасте (J - Т), мГр/Бк или мЗв/Бк, соответственно. Численные значения дозовых коэффициентов приведены в табл. П.3 приложения".
1.5. Заменить существующие численные значения дозовых коэффициентов радионуклидов в приложении к МУ 2.6.1.024-95 (табл. П.2), используемых в уравнении (3.7) на значения из публикации 72 МКРЗ. Таблицу П.2 следует читать в следующей редакции.
Таблица П.2
Дозовые коэффициенты ek(ing)_r мЗв/Бк, для ингаляционного поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста
Возраст, лет |
(90)Sr, | (95)Zr, | (95)Nb, | (106)Ru | (137)Cs | (144)Се |
< 1 | 1,5 х 10(-4) |
2 х 10(-5) | 6,8 х 10(-6) |
1,4 х 10(-4) |
8,8 х 10(-6) |
1,9 х 10(-4) |
1-2 | 1,1 х 10(-4) |
1,6 х 10(-5) | 5,2 х 10(-6) |
1,1 х 10(-4) |
5,4 х 10(-6) |
1,6 х 10(-4) |
2-7 | 6,5 х 10(-5) |
9,7 х 10(-6) | 3,1 х 10(-6) |
6,4 х 10(-5) |
3,6 х 10(-6) |
8,8 х 10(-5) |
7-12 | 5,1 х 10(-5) |
6,8 х 10(-6) | 2,2 х 10(-6) |
4,1 х 10(-5) |
3,7 х 10(-6) |
5,5 х 10(-5) |
12-17 | 5,0 х 10(-5) |
5,9 х 10(-6) | 1,9 х 10(-6) |
3,1 х 10(-5) |
4,4 х 10(-6) |
4,1 х 10(-5) |
> 17 | 3,6 х 10(-5) |
4,8 х 10(-6) | 1,5 х 10(-6) |
2,8 х 10(-5) |
4,6 х 10(-6) |
3,6 х 10(-5) |
1.6. Заменить существующие численные значения дозовых коэффициентов ek(ing)_r мЗв/Бк и dk(ing)_r мГр/Бк из приложения к МУ 2.6.1.024-95 (табл. П.3), используемых в уравнениях (3.8) и (3.9) на значения из публикации 72 МКРЗ. Таблицу П.3 следует читать в следующей редакции.
Таблица П.3
Дозовые коэффициенты для поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста пищевым путем
Возраст, лет |
dk (ing), мГр/Бк | ek(ing), мЗв/Бк | ||||||||
(90)Sr | (90)Sr | (95)Zr | (95)Nb | (106)Ru | (137)Cs | (144)Ce | ||||
ККМ | КП | ВТК | НТК | |||||||
< 1 | 1,5 х 10(-3) |
2,3 х 10(-3) | 6,0 х 10(-5) |
1,9 х 10(-4) |
2,3 х 10(-4) |
8,5 х 10(-6) |
4,6 х 10(-6) |
8,4 х 10(-5) |
2,1 х 10(-5) | 6,6 х 10(-5) |
1-2 | 4,2 х 10(-4) |
7,3 х 10(-4) | 4,3 х 10(-5) |
1,5 х 10(-4) |
7,3 х 10(-5) |
5,6 х 10(-6) |
3,2 х 10(-6) |
4,9 х 10(-5) |
1,2 х 10(-6) | 3,9 х 10(-5) |
2-7 | 2,7 х 10(-4) |
6,3 х 10(-4) | 2,2 х 10(-5) |
7,6 х 10(-5) |
4,7 х 10(-5) |
3,0 х 10(-6) |
1,8 х 10(-6) |
2,5 х 10(-5) |
9,6 х 10(-6) | 1,9 х 10(-5) |
7-12 | 3,7 х 10(-4) |
1,0 х 10(-3) | 1,3 х 10(-5) |
4,4 х 10(-5) |
6,0 х 10(-5) |
1,9 х 10(-6) |
1,1 х 10(-6) |
1,5 х 10(-5) |
1,0 х 10(-5) | 1,1 х 10(-5) |
12-17 | 4,9 х 10(-4) |
1,8 х 10(-3) | 7,2 х 10(-6) |
2,5 х 10(-5) |
8,0 х 10(-5) |
1,2 х 10(-6) |
7,4 х 10(-7) |
8,6 х 10(-6) |
1,3 х 10(-5) | 6,5 х 10(-6) |
> 17 | 1,8 х 10(-4) |
4,1 х 10(-4) | 5,8 х 10(-6) |
2,2 х 10(-5) |
2,8 х 10(-5) |
9,5 х 10(-7) |
5,8 х 10(-7) |
7,0 х 10(-6) |
1,3 х 10(-5) | 5,2 х 10(-6) |
Главный государственный санитарный врач |
Г.Г.Онищенко |
Если вы являетесь пользователем интернет-версии системы ГАРАНТ, вы можете открыть этот документ прямо сейчас или запросить по Горячей линии в системе.
Методические указания МУ 2.6.1.1182-03. 2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность "Реконструкция накопленной дозы у жителей бассейна р. Течи и зоны аварии в 1957 г. на производственном объединении "Маяк". Дополнение 1 к МУ 2.6.1.024-95 (утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 9 января 2003 г.)
Текст документа приводится по официальному изданию Госсанэпиднадзора РФ (М.: Федеральный центр госсанэпиднадзора Минздрава РФ, 2003)
1. Разработаны Институтом радиационной гигиены Минздрава РФ (проф. П.В.Рамзаев, В.Ю.Голиков, О.С.Кравцова, Г.Я.Брук, А.Н.Барковский) и Уральским научно-практическим центром радиационной медицины Минздрава РФ (проф. А.В.Аклеев, М.О.Дегтева)
2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Минздраве РФ (протокол N 16 от 25 декабря 2002 г.)
3. Утверждены и введены в действие Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 9 января 2003 г.
4. Введены в качестве дополнения 1 к методическим указаниям "Реконструкция накопленной дозы у жителей бассейна р. Течи и зоны аварии 1957 г. на производственном объединении "Маяк" МУ 2.6.1.024-95