Предисловие (стр. 4 )

Таблица П.3.8

Значения коэффициентов переработки исходного сырья в соответствующий продукт питания

Продукт питания (химический элемент)	fr, отн. ед.
Листовые овощи	1,0
Мясо	1,0
Молоко	1,0
Хлеб	Sr	0,4
Cs	0,6
Остальные	0,5

5. Численное решение систем обыкновенных дифференциальных уравнений первого порядка (П.3.1) – (П.3.9) с начальными условиями (П.3.10) и (П.3.11) проводится с использованием метода Рунге-Кутта четвертого порядка точности. Для вычисления интегралов по времени используются процедуры, обеспечивающие точность вычисления не ниже точности вычислений при решении описанных систем обыкновенных дифференциальных уравнений. Общая относительная погрешность вычислений не более 10-3.

Приложение 4

к МУ 2.6,

утверждены постановлением

Главного государственного санитарного

врача Российской Федерации

от 01.01.2001 г. № 5

Стандартизованные исходные
данные в размерностях, используемых для проведения расчетов

4.1

Коэффициенты, учитывающие геометрический фактор при расчете мощности дозы от выпавших радиоактивных продуктов взрыва () и радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе в период формирования
радиоактивного следа ()

Энергия гамма-кванта, МэВ	, отн. ед.	, м	Энергия гамма-кванта, МэВ	, отн. ед.	, м
0.010 0.015 0.020 0.030 0.040 0.050 0.060 0.070 0.080 0.100 0.150	48633.5 21020.2 10698.4 4073.1 2056.3 1215.1 794.2 557.0 411.9 252.7 113.2	10.7 38.9 96.8 334.2 781.9 1292.8 1693.6 1864.4 2073.7 2101.4 1951.3	0.200 0.300 0.400 0.500 0.600 0.800 1.000 2.000 4.000 6.000 8.000 10.000	71.4 45.7 38.4 35.6 34.4 33.7 33.7 35.2 37.4 38.7 39.5 40.0	1826.5 1693.6 1649.1 1623.6 1640.5 1689.0 1740.5 2073.7 2628.9 2977.8 3238.8 3396.3

4.2

Дозовые коэффициенты перехода от поглощенной дозы гамма-излучения в
воздухе к эффективной дозе внешнего облучения человека

Энергия гамма-кванта, МэВ	Дозовый коэффициент, Зв/Гр	Энергия гамма-кванта, МэВ	Дозовый коэффициент, Зв/Гр
е1	е2	е1	е2
0.010 0.015 0.020 0.030 0.040 0.050 0.060 0.070 0.080 0.100 0.150	0.0033 0.0153 0.0462 0.1910 0.4260 0.6610 0.8280 0.9240 0.9610 0.9600 0.8920	0.0027 0.0123 0.0362 0.1430 0.3260 0.5110 0.6420 0.7200 0.7490 0.7480 0.7000	0.200 0.300 0.400 0.500 0.600 0.800 1.000 2.000 4.000 6.000 8.000 10.000	0.8540 0.8240 0.8140 0.8120 0.8140 0.8210 0.8310 0.8710 0.9090 0.9250 0.9340 0.9410	0.6790 0.6640 0.6670 0.6750 0.6840 0.7030 0.7190 0.7740 0.8240 0.8460 0.8590 0.8680

4.3

Объемная интенсивность дыхания в возрастных группах лиц
населения, , м3/ч

Возрастная группа, лет
до 1	от 1 до 2	от 2 до 7	от 7 до 12	от 12 до 17	больше 17
0,114	0,217	0,365	0,594	0,833	0,925

4.4

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст до 1 года), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	3.9E-08 4.2E-07 3.5E-09 2.4E-08 6.9E-09 1.3E-08 2.6E-07 8.8E-09 1.5E-08 3.8E-09 1.8E-09 1.5E-08 1.1E-07 2.9E-08 1.6E-08 5.9E-09 2.1E-07	3.3E-08 1.5E-07 3.1E-09 2.0E-08 6.0E-09 1.1E-08 1.4E-07 7.2E-08 2.2E-08 1.9E-08 4.1E-09 1.3E-08 3.6E-08 2.7E-08 1.4E-08 6.6E-09 3.6E-07	3.6E-08 2.3E-07 5.2E-09 8.5E-09 5.5E-09 7.1E-09 8.4E-08 1.8E-07 4.8E-08 4.9E-08 1.0E-08 1.5E-08 2.1E-08 3.2E-08 8.1E-09 1.2E-08 6.6E-08

4.5

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 1 до 2 лет), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	3.0E-08 4.0E-07 2.5E-09 1.9E-08 4.8E-09 1.0E-08 2.3E-07 6.2E-09 1.1E-08 2.9E-09 1.3E-09 1.1E-08 1.0E-07 2.2E-08 1.2E-08 4.1E-09 1.8E-07	2.4E-08 1.1E-07 2.2E-09 1.6E-08 4.4E-09 8.4E-09 1.1E-07 7.2E-08 1.8E-08 1.8E-08 3.7E-09 1.0E-08 2.9E-08 2.0E-08 1.1E-08 3.9E-09 2.7E-07	1.8E-08 7.3E-08 4.0E-09 5.6E-09 3.5E-09 4.6E-09 4.9E-08 1.8E-07 3.0E-08 4.4E-08 8.9E-09 9.5E-09 1.2E-08 1.8E-08 5.1E-09 8.0E-09 3.9E-08

4.6

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 2 до 7 лет), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	1.7E-08 2.7E-07 1.2E-09 1.2E-08 2.4E-09 6.0E-09 1.4E-07 3.5E-09 5.8E-09 1.4E-09 6.5E-10 5.7E-09 7.0E-08 1.2E-08 7.1E-09 2.1E-09 1.1E-07	1.3E-08 6.5E-08 1.1E-09 9.7E-09 2.2E-09 5.0E-09 6.4E-08 3.7E-08 8.5E-09 8.3E-09 1.7E-09 6.0E-09 1.8E-08 1.1E-08 6.3E-09 1.9E-09 1.4E-07	8.9E-09 4.7E-08 2.1E-09 3.0E-09 1.8E-09 2.4E-09 2.5E-08 1.0E-07 1.6E-08 2.3E-08 4.7E-09 6.1E-09 9.6E-09 9.2E-09 2.6E-09 4.1E-09 1.9E-08

4.7

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 7 до 12 лет), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	1.2E-08 1.8E-07 7.7E-10 8.3E-09 1.7E-09 4.2E-09 9.1E-08 2.4E-09 3.8E-09 9.0E-10 4.2E-10 4.1E-09 4.8E-08 8.6E-09 5.3E-09 1.4E-09 7.3E-08	9.1E-09 5.1E-08 6.9E-10 6.8E-09 1.5E-09 3.5E-09 4.1E-08 1.9E-08 4.2E-09 3.8E-09 7.9E-10 3.7E-09 1.3E-08 7.6E-09 4.6E-09 1.3E-09 7.8E-08	5.8E-09 6.0E-08 1.2E-09 1.9E-09 1.1E-09 1.5E-09 1.5E-08 5.2E-08 8.3E-09 1.0E-08 2.2E-09 4.4E-09 1.0E-08 5.8E-09 1.5E-09 2.4E-09 1.1E-08

4.8

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст от 12 до 17 лет), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	9.3E-09 1.6E-07 4.9E-10 7.3E-09 1.2E-09 3.7E-09 7.1E-08 2.0E-09 2.5E-09 5.3E-10 2.7E-10 3.5E-09 4.2E-08 7.1E-09 4.8E-09 1.0E-09 5.8E-08	7.3E-09 5.3E-08 4.4E-10 5.9E-09 1.1E-09 3.0E-09 3.1E-08 1.1E-08 2.6E-09 2.2E-09 4.8E-10 3.1E-09 1.1E-08 6.2E-09 4.1E-09 9.3E-10 4.8E-08	4.0E-09 8.0E-08 7.4E-10 1.2E-09 7.6E-10 9.2E-10 8.6E-09 3.4E-08 5.3E-09 6.8E-09 1.4E-09 3.4E-09 1.3E-08 3.7E-09 8.8E-10 1.4E-09 6.5E-09

4.9

Дозовые коэффициенты облучения человека при ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм (возраст более 17 лет), Зв/Бк

Радионуклид	Канал поступления
ингаляционный	пероральный
h0vi	h0si	gi
Sr89 Sr90 Sr91 Zr95 Mo99 Ru103 Ru106 I131 Te132 I132 I133 Cs136 Cs137 Ba140 Ce141 Ce143 Ce144	7.9E-09 1.6E-07 4.1E-10 5.9E-09 9.9E-10 3.0E-09 6.6E-08 1.6E-09 2.0E-09 4.3E-10 2.2E-10 2.8E-09 3.9E-08 5.8E-09 3.8E-09 8.3E-10 5.3E-08	6.1E-09 3.6E-08 3.7E-10 4.8E-09 8.9E-10 2.4E-09 2.8E-08 7.4E-09 2.0E-09 1.5E-09 3.2E-10 2.5E-09 9.7E-09 5.1E-09 3.2E-09 7.5E-10 4.0E-08	2.6E-09 2.8E-08 6.5E-10 9.5E-10 6.0E-10 7.3E-10 7.0E-09 2.2E-08 3.8E-09 4.3E-09 9.3E-10 3.0E-09 1.3E-08 2.6E-09 7.1E-10 1.1E-09 5.2E-09

Приложение 5

к МУ 2.6.1.

(справочное)

Нормативные ссылки

2.1. В настоящих МУ использованы следующие основополагающие документы:

- Постановление Совета Министров – Правительства Российской Федерации «О мерах по оздоровлению населения и социально-экономическому развитию населенных пунктов Алтайского края, расположенных в зоне влияния ядерных испытаний» от 01.01.01 г. № 428;

- Постановление Совета Министров – Правительства Российской Федерации «О государственной программе по реабилитации населения и социально-экономическому развитию районов Алтайского края, подвергшихся воздействию в результате ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне, на годы и на период до 2000 года и мерах по ее реализации» от 16 ноября 1993 г. № 1160;

- Распоряжение Правительства Российской Федерации «Об утверждении перечня населенных пунктов Алтайского края, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне» от 01.01.01 г. № 162-р (с последующими изменениями);

- Распоряжение Правительства Российской Федерации «Об утверждении перечня населенных пунктов Казахской ССР, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне 29 августа 1949 г. и 7 августа 1962 г.» от 01.01.01 г. № 356-р (с последующими изменениями);

- Определение Конституционного Суда Российской Федерации «О проверке конституционности подпункта «б» пункта 3 Правил выдачи удостоверений единого образца гражданам, подвергшимся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне» от 11 июля 2006 г. № 404-О;

- СанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Роспотребнадзор, М., 2009.

Приложение 6

к МУ 2.6.1.

(справочное)

Термины и определения*)

Термины, относящиеся к радиационной защите человека:

Лица из населения – Members of the public – ограниченная площадью проживания и хозяйственной деятельности часть населения (см.), в отношении которой воздействие данного источника ионизирующего излучения требуется оценить в связи с отличиями от воздействия этого источника на все население.

Население - The public – все лица, включая персонал вне работы с источниками ионизирующих излучений, без ограничений по площади проживания и другим признакам.

Доза эффективная суммарная (накопленная) – использованное в законодательстве Российской Федерации*) понятие, которое Законодателем применено как критерий установления гарантий социальной защиты лиц из населения; определяется настоящими МУ как сумма эффективных доз (см.) внешнего облучения в течение периода проживания за счет присутствия радиоактивных продуктов ядерных испытаний в среде обитания на площади проживания плюс сумма ожидаемых эффективных доз (см.) внутреннего облучения за счет попадания этих продуктов внутрь организма с водой, пищей и вдыхаемым воздухом, последующего пребывания их в теле до полного распада или полного выведения, либо до конца жизни человека при незавершенном выведении их из организма.

Доза эффективная - Effective dose – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Формализованный алгоритм определения задан по Нормам радиационной безопасности. Единица измерения – зиверт (Зв). С единицей измерения бэр, использовавшейся в период ядерных испытаний, находится в приблизительном соотношении 1 бэр = 1 сантизиверту (сЗв).

Доза эффективная ожидаемая (при внутреннем облучении) - Committed effective dose – доза, которая, как ожидается, будет получена от попавших внутрь организма радиоактивных веществ за время до полного распада или выведения их из организма или до конца жизни человека при незавершенном выведении. Определяется интегрированием мощностей доз внутреннего облучения на интервале времени присутствия радиоактивных веществ в теле с учетом ядерных превращений радионуклидов, а также с учетом радиочувствительности органов и тканей человека. Для интегрирования время, прошедшее после поступления радиоактивных веществ в организм, принимается равным 50 годам для взрослых и 70 годам для детей.

Условный человек – Reference man – идеализированная от индивидуальных особенностей модель взрослого (или другой возрастной группы) человека, характеристики которой выработаны Международной комиссией по радиологической защите и применяются при определении доз с целями оценки радиационной защиты.

Контрольный уровень – Reference level – уровень воздействия фактора, при превышении которого проводятся обусловленные этим превышением защитные мероприятия; в данных МУ – законодательно установленные значения суммарной (накопленной) эффективной дозы облучения лиц из населения, при превышении которой этим лицам предоставляется право на получение соответствующих льгот и компенсаций.

Термины, относящиеся к физике образования и переноса в среду обитания человека воздействующих факторов ядерного взрыва:

Мощность (тротиловый эквивалент) ядерного взрыва – энерговыделение ядерного взрыва, выраженное в единицах массы тротила, при взрыве которого выделяется энергия, равная энерговыделению ядерного взрыва.

Мощность ядерного взрыва по делению – часть энерговыделения ядерного взрыва, обусловленная реакциями деления ядерного горючего.

Атмосферный ядерный взрыв – ядерный взрыв, центр энерговыделения которого расположен относительно поверхности земли на глубинах не более  м ( – мощность ядерного взрыва, т) и на высотах не более 10 км.

Объемный источник радиоактивного загрязнения – область атмосферы, содержащая радиоактивные частицы и газообразные радиоактивные продукты ядерного взрыва на момент окончания подъема и стабилизации облака взрыва в атмосфере.

Эпицентр ядерного взрыва – проекция центра энерговыделения ядерного взрыва на поверхность земли.

Радиоактивный след облака ядерного взрыва (локальные радиоактивные выпадения) – зона радиоактивного загрязнения поверхности земли, сформированная выпавшими из облака ядерного взрыва радиоактивными частицами и простирающаяся от эпицентра взрыва в направлении господствующего ветра.

Ось радиоактивного следа – отображение в виде линии, имеющей своим началом эпицентр ядерного взрыва, области максимальных уровней радиоактивного загрязнения поверхности земли на различных удалениях от эпицентра взрыва.

Аэродинамический медианный по активности диаметр частиц (АМАД) - медиана логарифмически-нормального распределения активности радиоактивных частиц плотностью 1 г/см3 по их диаметрам.

Собрание законодательства Российской Федерации, 2002 г. № 2, ст. 128; 2004 г. № 12, ст. 1035, № 35, ст. 3607; 2005 г. № 1 (часть I), ст. 25; 2007 г. № 45, ст. 5421; 2008 г. № 9, ст. 817, № 29 (часть I), ст. 3410, № 30 (часть II), ст. 3616, № 52 (часть I), ст. 6236; 2009 г. № 18 (часть I), ст. 2152, № 30, ст. 3739

*) Внесистемная величина «экспозиционная доза» с единицей измерения «рентген» (Р) указывается здесь и далее в связи с использованием ее при измерениях в период проведения испытаний.

*) Английская транскрипция приведена для международно принятых понятий.

*) Федеральный закон от 01.01.01 г. , статья 1.