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
Методические
указания
МУ 2.6.1.1182-03
1. Разработаны Институтом радиационной гигиены Минздрава России (проф. П.В. Рамзаев, В.Ю. Голиков, О.С. Кравцова, Г.Я. Брук, А.Н. Барковский) и Уральским научно-практическим центром радиационной медицины Минздрава России (проф. А.В. Аклеев, М.О. Дегтева)
2. Рекомендованы к утверждению Комиссией по государственному санитарно-эпидемиологическому нормированию при Минздраве России (протокол № 16 от 25 декабря 2002 г.)
3. Утверждены и введены в действие Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 09 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.
|
УТВЕРЖДАЮ Главный государственный санитарный врач Российской Федерации, Первый заместитель Министра здравоохранения Российской Федерации Г.Г. Онищенко 9 января 2003 г. Дата введения: 9 января 2003 г. |
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
Методические указания
МУ 2.6.1.1182-03
Введение
Настоящее дополнение к МУ 2.6.1.024-95 «Реконструкция накопленной дозы у жителей бассейна р. Течи и зоны аварии в 1957 г. на производственном объединении «Маяк» (далее - МУ) содержит положения и пояснения к ним, необходимые для проведения расчетов средних накопленных за период 1957 - 2002 эффективных доз облучения жителей населенных пунктов зоны радиационной аварии 1957 г. на ПО «Маяк».
Дополнения к МУ предусматривают замену численных значений дозовых коэффициентов, используемых в настоящее время в МУ для расчета доз внутреннего облучения по ингаляционному и пищевому пути облучения, на новые значения из публикации 72 МКРЗ.
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 σ90 в уравнении 3.1 (п. 3.2.1.1 МУ 2.6.1.024-95) изложить в редакции «σ90 - начальная плотность загрязнения территории населенного пункта 90Sr, 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 σ90, входящему в уравнения (3.8) и (3.9) в следующей редакции: «σ90 - 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 
(J - Т) и 
(J - Т) (п. 3.3.3.2 МУ
2.6.1.024-95) изложить в редакции: «где (J - Т) и (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 
мЗв/Бк, для ингаляционного
поступления радионуклидов в организм жителей разного возраста
|
Возраст, лет |
90Sr |
95Zr |
95Nb |
106Ru |
137Cs |
144Се |
|
< 1 |
1,5∙10-4 |
2∙10-5 |
6,8∙10-6 |
1,4∙10-4 |
8,8∙10-6 |
1,9∙10-4 |
|
1 - 2 |
1,1∙10-4 |
1,6∙10-5 |
5,2∙10-6 |
1,1∙10-4 |
5,4∙10-6 |
1,6∙10-4 |
|
2 - 7 |
6,5∙10-5 |
9,7∙10-6 |
3,1∙10-6 |
6,4∙10-5 |
3,6∙10-6 |
8,8∙10-5 |
|
7 - 12 |
5,1∙10-5 |
6,8∙10-6 |
2,2∙10-6 |
4,1∙10-5 |
3,7∙10-6 |
5,5∙10-5 |
|
12 - 17 |
5,0∙10-5 |
5,9∙10-6 |
1,9∙10-6 |
3,1∙10-5 |
4,4∙10-6 |
4,1∙10-5 |
|
> 17 |
3,6∙10-5 |
4,8∙10-6 |
1,5∙10-6 |
2,8∙10-5 |
4,6∙10-6 |
3,6∙10-5 |
1.6. Заменить существующие
численные значения дозовых коэффициентов мЗв/Бк и 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 |
dking, мГр/Бк |
eking, мЗв/Бк |
||||||||
|
90Sr |
90Sr |
95Zr |
95Nb |
106Ru |
137Cs |
144Се |
||||
|
ККМ |
КП |
ВТК |
НТК |
|||||||
|
< 1 |
1,5∙10-3 |
2,3∙10-3 |
6,0∙10-5 |
1,9∙10-4 |
2,3∙10-4 |
8,5∙10-6 |
4,6∙10-6 |
8,4∙10-5 |
2,1∙10-5 |
6,6∙10-5 |
|
1 - 2 |
4,2∙10-4 |
7,3∙10-4 |
4,3∙10-5 |
1,5∙10-4 |
7,3∙10-5 |
5,6∙10-6 |
3,2∙10-6 |
4,9∙10-5 |
1,2∙10-6 |
3,9∙10-5 |
|
2 - 7 |
2,7∙10-4 |
6,3∙10-4 |
2,2∙10-5 |
7,6∙10-5 |
4,7∙10-5 |
3,0∙10-6 |
1,8∙10-6 |
2,5∙10-5 |
9,6∙10-6 |
1,9∙10-5 |
|
7 - 12 |
3,7∙10-4 |
1,0∙10-3 |
1,3∙10-5 |
4,4∙10-5 |
6,0∙10-5 |
1,9∙10-6 |
1,1∙10-6 |
1,5∙10-5 |
1,0∙10-5 |
1,1∙10-5 |
|
12 - 17 |
4,9∙10-4 |
1,8∙10-3 |
7,2∙10-6 |
2,5∙10-5 |
8,0∙10-5 |
1,2∙10-6 |
7,4∙10-7 |
8,6∙10-6 |
1,3∙10-5 |
6,5∙10-6 |
|
> 17 |
1,8∙10-4 |
4,1∙10-4 |
5,8∙10-6 |
2,2∙10-5 |
2,8∙10-5 |
9,5∙10-7 |
5,8∙10-7 |
7,0∙10-6 |
1,3∙10-5 |
5,2∙10-6 |