Приложение. Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010 "Определение суммарных (накопленных) эффективных доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на семипалатинском полигоне"

ГАРАНТ:

Настоящие МУ вводятся в действие с 4 мая 2010 г.

Приложение

Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010
"Определение суммарных (накопленных) эффективных доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на семипалатинском полигоне"
(утв. постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 21 января 2010 г. N 5)

I. Общие положения

ГАРАНТ:

Решением Верховного Суда РФ от 4 марта 2011 г. N ГКПИ10-1609 пункт 1.1 настоящих Методических указаний признан не противоречащим действующему законодательству в части, предполагающей вынесение официальных заключений об оценке доз облучения конкретных лиц из населения, которые проживали в 1949-1963 годах в населенных пунктах РФ и за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством РФ перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне

1.1. Настоящие Методические указания МУ 2.6.1.2574-2010 (далее - МУ) предназначены для определения значений суммарных (накопленных) эффективных доз облучения граждан, которые проживали в 1949 - 1963 годах в населенных пунктах Российской Федерации и за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие атмосферных ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне (далее - лиц из населения).

В соответствии с настоящими МУ определяются дозы облучения лиц из населения различного возраста за любой промежуток времени, включающий или не включающий дату локального выпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва.

Адресная оценка суммарной (накопленной) эффективной дозы облучения конкретного лица в соответствии с настоящими МУ определяется на основании сведений о датах проживания и возрасте во время проживания этого лица в упомянутых населенных пунктах.

1.2. Установленные в результате адресного применения настоящих МУ оценки доз облучения конкретных лиц из населения предназначаются для вынесения официальных заключений о соответствии (несоответствии) полученных ими суммарных (накопленных) эффективных доз облучения законодательной норме, дающей право на получение установленных Федеральным законом от 10 января 2002 г. N 2-ФЗ "О социальных гарантиях гражданам, подвергшимся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне"* льгот и компенсаций в порядке обеспечения гарантий социальной защиты граждан, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне.

ГАРАНТ:

Решением Верховного Суда РФ от 4 марта 2011 г. N ГКПИ10-1609 абзац второй пункта 1.2 настоящих Методических указаний признан не противоречащим действующему законодательству в части, предполагающей вынесение официальных заключений об оценке доз облучения конкретных лиц из населения, которые проживали в 1949-1963 годах в населенных пунктах РФ и за ее пределами, включенных в утверждаемые Правительством РФ перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне

Вынесение официальных заключений этого содержания в другом порядке не допускается.

1.3. Дозы облучения определяются для расчетной модели человека из наиболее облучаемой группы. Выбор наиболее облучаемой группы осуществляется по соотношению времени пребывания на открытом воздухе (без ослабления дозы) и внутри строений (с частичным ослаблением дозы) с учетом видов занятости населения городской и сельской местности. При расчетах доз облучения всех групп населения по пероральному пути поступления радионуклидов учитываются сведения о сроках проведения основных сельскохозяйственных работ и рационах питания.

1.4. Значения суммарных (накопленных) эффективных доз, установленные в соответствии с настоящими МУ, не должны применяться для проведения эпидемиологических исследований.

II. Требования к исходным данным

2.1. Для определения накопленных эффективных доз облучения лиц из населения, подвергшихся радиационному воздействию испытательного ядерного взрыва, используются исходные данные пяти типов:

а) данные о ядерном взрыве и условиях его проведения;

б) данные о результатах радиационной разведки на радиоактивном следе облака ядерного взрыва за пределами границ полигона;

в) данные об условиях жизни лиц из населения;

г) дозовые коэффициенты при внешнем гамма-облучении человека, ингаляционном и пероральном поступлении радионуклидов в организм;

д) сведения о возрасте, сроках и месте (местах) проживания лиц из населения в населенных пунктах, включаемых в утверждаемые Правительством Российской Федерации перечни населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне.

2.2. Исходные данные о ядерном взрыве и условиях его проведения включают в себя:

а) полную мощность (тротиловый эквивалент) взрыва q;

б) мощность взрыва по делению ;

в) состав разделившихся материалов ядерного взрывного устройства () в соотношении компонентов ;

г) астрономическое время проведения (дата и местное время), высоту Н и географические координаты (широта и долгота ) эпицентра ядерного взрыва;

д) распределения по высоте атмосферы z модуля скорости ветра v(z) и направления ветра , измеренные в районе опытной площадки полигона за срок, ближайший к моменту взрыва.

2.3. Результаты радиационной разведки в регионе выпадения радиоактивных продуктов испытательного ядерного взрыва применительно к целям настоящих МУ задаются выкопировкой любого из имеющихся в архиве материалов испытаний, где они представлены в виде:

а) прямых измерений в населенном пункте мощности экспозиционной дозы** гамма-излучения на высоте 1 м от поверхности земли с указанием времени измерения ;

б) нанесенных на топографическую основу карт-схем радиоактивного загрязнения поверхности земли в виде изолиний мощности экспозиционной дозы гамма-излучения и распределений мощности дозы гамма-излучения вдоль оси радиоактивного следа, приведенных к моменту времени после взрыва;

в) наборов приведенных к моменту времени после взрыва значений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, измеренных в совокупности точек на радиоактивном следе облака взрыва, не совпадающих с координатами населенных пунктов.

2.4. К исходным данным об условиях жизни лиц относятся:

а) режим проживания лиц из населения на радиоактивно загрязненных территориях с чередованием времени пребывания вне/внутри зданий (задается моментами времени и , соответствующими их переходу из состояния "внутри зданий" в состояние "вне зданий" и обратно);

б) численная оценка физического ослабления мощности дозы гамма-излучения и снижения концентраций радиоактивных продуктов в воздухе внутри зданий по отношению к аналогичным параметрам на открытой местности;

в) дифференцированное по сезонам либо среднегодовое суточное потребление продуктов питания местного происхождения: мяса, молока, хлеба (ржаного и пшеничного раздельно), листовых овощей в разных возрастных группах населения (до 1 года, от 1 до 2 лет, от 2 до 7 лет, от 7 до 12 лет, от 12 до 17 лет, старше 17 лет);

г) времена наступления основных фаз развития растений, сроки возделывания пищевых и кормовых культур и пастбищного содержания мясомолочного скота, рационы их кормления.

2.5. Преобразование величин, характеризующих физические поля и факторы радиационного воздействия на человека в реальной среде его обитания, в эффективные дозы облучения осуществляется с использованием дозовых коэффициентов трех типов, связывающих

а) эффективные дозы внешнего облучения человека с величиной поглощенной дозы гамма-излучения в воздухе в месте пребывания человека;

б) эффективные дозы внутреннего облучения с величиной ингаляционного поступления отдельных радионуклидов в дыхательную систему человека;

в) эффективные дозы внутреннего облучения с величиной перорального поступления отдельных радионуклидов в организм человека.

Дозовые коэффициенты по пункту "а", соответствующие осесимметричному облучению человека гамма-квантами с энергией Е, падающими нормально к поверхности цилиндрического фантома (коэффициенты ), применяются для определения эффективной дозы облучения открыто расположенного человека от радиоактивных продуктов, выпавших на поверхность земли. Аналогичные коэффициенты, соответствующие изотропному облучению человека гамма-квантами, падающими из верхнего полупространства (коэффициенты ), применяются для определения эффективных доз облучения человека в условиях его пребывания в зданиях, а также для определения эффективных доз облучения от радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе в период формирования радиоактивного следа.

Умеренно консервативное завышение эффективных доз внутреннего облучения человека в результате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва обеспечивается применением в расчетах дозовых коэффициентов по пункту "б", соответствующих стандартизованной дисперсности аэрозоля радиоактивных частиц (логарифмически-нормальное распределение с АМАД = 1 мкм и геометрическим стандартным отклонением 2,5), но дифференцированных по классу растворимости компонентов, содержащихся в объеме и на поверхности радиоактивных частиц (возрастзависимые коэффициенты и , соответственно).

2.6. Сведения о возрасте, сроках и месте проживания конкретного лица задаются датами начала и окончания его проживания в населенном пункте, географическими координатами населенного пункта ( - широта, град с.ш., - долгота, град з.д.) и возрастом в период проживания в этом населенном пункте. Если таких населенных пунктов несколько, указанные выше сведения задаются для каждого из мест проживания лица. Принимается, что время начала его проживания в населенном пункте совпадает с 0 часов местного времени даты начала проживания, а время окончания проживания - с 24 часами местного времени даты окончания проживания.

III. Требования к порядку определения эффективных доз

3.1. Определение накопленной эффективной дозы облучения конкретного лица соответствует случаю, когда это лицо в период с 1949 г. по 1963 г. непрерывно проживало только в одном из населенных пунктов, подвергшихся радиационному воздействию вследствие ядерных испытаний на Семипалатинском полигоне. Если один и тот же населенный пункт подвергался воздействию в результате различных ядерных испытаний, то эффективная доза облучения лица за период его проживания в таком населенном пункте определяется от каждого ядерного испытания раздельно, а результаты суммируются. В случае, когда лицо в указанный период времени последовательно проживало в нескольких населенных пунктах, излагаемая ниже последовательность действий выполняется многократно, и определяются эффективные дозы облучения за периоды времени его проживания в каждом из населенных пунктов с учетом возраста в эти периоды времени. Суммарная (накопленная) эффективная доза облучения лица определяется суммированием эффективных доз, накопленных за периоды времени последовательного проживания в разных населенных пунктах.

3.2. Для расчёта вводится декартова система координат, начало которой совмещается с эпицентром ядерного взрыва, ось х направлена на восток, ось у - на север. Отсчет всех углов ведется от северного направления по часовой стрелке. Географические координаты населенного пункта, для которого должны быть выполнены расчеты, преобразуются в декартовы координаты в соответствии с правилом

, км,

(1)

, км, .

Отсчет времени t ведется от момента взрыва . Моменты времени и , определяющие режим проживания человека на радиоактивно загрязненных территориях, а также моменты времени начала и окончания проживания человека в населенном пункте пересчитываются к моменту взрыва:

,

(2)

.

3.3. Определяется значение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатами населенного пункта на время после взрыва. Если указанное значение является результатом прямого измерения в ареале населенного пункта, время имеет смысл времени измерения. Если измерения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в ареале населенного пункта не проводились, значение указанной характеристики радиационного поля определяется путем интерполяции в точку с координатами населенного пункта данных измерений, выполненных в соседних точках региона, с использованием одного из двух ниже описанных алгоритмов в зависимости от способа представления результатов радиационной разведки в архивных документах. Время в этом случае имеет смысл времени, к которому приведены результаты измерений (обычно 3 часа после взрыва).

Первый алгоритм применяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки на территории региона представлены картами-схемами радиоактивного загрязнения местности, отображенными в виде изолиний мощности экспозиционной дозы и распределений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения вдоль оси радиоактивного следа, приведенных на 3 часа после взрыва. Реализация алгоритма в этом случае включает три этапа.

На первом этапе проводится верификация первичных данных. Она состоит в проверке согласованности осевых распределений со значениями мощностей доз в точках пересечения изолиний с осью следа. При наличии расхождений проводится корректировка положения изолиний в локальных областях, примыкающих к точкам их пересечения с осью следа.

На втором этапе решается задача восстановления двумерного поля мощностей доз гамма-излучения над поверхностью земли в узлах регулярной координатной сетки по координатам линий уровня этого поля. С этой целью используется численный метод, реализующий решение уравнения Пуассона для логарифмов характеристики поля в замкнутых областях двух типов: имеющих внешнюю и внутреннюю границы, совпадающие с линиями уровня двумерного поля, и имеющих только внешнюю границу.

Математическая постановка задачи о восстановлении характеристик радиационного поля в областях первого типа имеет вид

,

(3)

,

.

где - величина мощности дозы гамма-излучения в точке с координатами (х, у), приведенная на время после взрыва, , - экспериментальные значения мощностей доз, соответствующие внешней () и внутренней () границам (линиям уровня) области.

Математическая постановка задачи о восстановлении характеристик радиационного поля в областях второго типа имеет вид

,

(4)

где Г - граница подобласти, - часть ограничивающей изолинии, заключенная между точками ее пересечения с осью следа, - часть оси следа, ограниченная указанными точками, - величина мощности дозы, равная значению изолинии, f(x,y) - функция, задающая распределение мощности дозы на оси следа.

На третьем этапе полученные в узлах значения мощностей доз интерполируются в координаты населенных пунктов.

Второй алгоритм применяется в тех случаях, когда результаты радиационной разведки территории региона представлены в виде набора результатов измерений, пространственно не объединенных, но приведенных к одному моменту времени после взрыва. Пространственное объединение этих результатов и их интерполяция в точки с координатами населенных пунктов производится с использованием гауссовой модели радиоактивного следа. Сущность этой модели состоит в том, что распределение мощностей доз гамма-излучения в сечениях, перпендикулярных оси радиоактивного следа, на каждой дистанции аппроксимируется нормальным законом. Для полного пространственного описания радиационного поля по результатам обработки данных измерений устанавливаются следующие функции:

- координаты оси радиоактивного следа как функции расстояния s от эпицентра ядерного взрыва, отсчитанного вдоль оси следа;

- распределение мощностей доз гамма-излучения, приведенных на время после взрыва, вдоль оси радиоактивного следа;

- зависимость среднеквадратического отклонения рассеяния примеси в сечениях, перпендикулярных оси следа, от расстояния вдоль оси.

Восстановление мощности дозы гамма-излучения в произвольной точке с координатами (х, у) производится с использованием соотношения

,

(5)

где , , - величина, соответствующая минимуму функционала

.

(6)

3.4. Методами математического моделирования процессов образования радиоактивных частиц и их выпадения на поверхность земли из объемного источника радиоактивного загрязнения в точке с координатами населенного пункта определяются временные характеристики и дисперсность радиоактивных выпадений, включающие в себя

- вклад в мощность экспозиционной дозы гамма-излучения радиоактивных частиц, образованных в результате осаждения радионуклидов на частицы раздробленного грунта (далее именуются частицами 1-го типа);

- распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных частиц 1-го типа;

- распределение по размерам d массы выпавших радиоактивных частиц конденсационно-коагуляционного происхождения (далее именуются частицами 2-го типа);

- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 1-го типа;

- времена начала и окончания выпадения радиоактивных частиц 2-го типа.

Математическая постановка задачи, константное обеспечение и метод ее решения, обеспечивающие определение указанных параметров и функций, приведены в Приложениях 1 и 2 к МУ.

С целью снижения погрешностей определения расчетной информации реализуется двухэтапная процедура вычислений. На первом этапе по исходным данным о распределениях скоростей и направлений ветра по высоте атмосферы, измеренных в районе испытательной площадки полигона за срок, ближайший к моменту взрыва, рассчитывается распределение мощности дозы гамма-излучения на территории региона и определяются расчетные координаты оси радиоактивного следа и как функции расстояния s от эпицентра взрыва, отсчитанного вдоль оси следа. Далее результаты расчета корректируются по фактическим данным радиационной разведки. Смысл корректировки состоит в определении такой угловой поправки к направлениям ветра на всех высотах, при которой новые расчетные координаты оси радиоактивного следа будут минимально отклоняться от фактической оси. В математическом плане эта задача сводится к поиску минимума функционала вида

,

(7)

где - фактические координаты оси радиоактивного следа, S - расстояние вдоль оси радиоактивного следа до границы зоны, где проводилась радиационная разведка, - расчетные координаты оси радиоактивного следа при введении поправки ;

,

(8)

.

На втором этапе проводится расчет искомых параметров и функций с учетом найденной угловой поправки к направлениям ветра.

3.5. Определяется эффективная доза внешнего облучения лица , накопленная за период его проживания в населенном пункте от момента времени до момента времени . В общем случае эта величина является суммой двух компонент и . Первая компонента () обусловлена радиоактивными продуктами, выпавшими на поверхность земли, вторая компонента () - радиоактивными продуктами, взвешенными в приземном слое воздуха в период формирования радиоактивного следа. Ввиду кратковременности периода выпадения радиоактивных частиц в фиксированной точке следа по сравнению с периодом накопления дозы обоснованно считать, что а) степень защищенности человека к воздействию радиоактивных продуктов взрыва в течение этого периода не изменяется и б) накопление дозы от радиоактивных продуктов, взвешенных в воздухе, является одномоментным. С учетом изложенного условие суммирования указанных компонент записывается в виде

,

(9)

где - компоненты эффективной дозы , соответствующие радиоактивным частицам k-го типа (k = 1, 2), - функция Хевисайда;

Определение компоненты дозы производится с использованием соотношений

,

(10)

где ,

(11)

, , ,

, ,

(12)

, ,

(13)

Определение компоненты дозы производится с использованием соотношений

(14)

где ,

(15)

,

(16)

, ,

, м/с, , [d]=мкм.

В приведенных соотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа не обозначенных ранее по тексту МУ):

- плотность выпадения массы радиоактивных частиц k-го типа, - коэффициент, учитывающий микрорельеф поверхности земли, - коэффициент перехода от экспозиционной дозы к поглощенной дозе гамма-излучения в воздухе, - динамика выпадения радиоактивных частиц k-го типа, - удельная (на единицу массы частицы) активность i-го радионуклида в частице k-го типа диаметром d на время t после взрыва, - дифференциальная гамма-постоянная и энергия j-ой линии i-го радионуклида, - коэффициенты, учитывающие геометрический фактор при формировании мощности дозы гамма-излучения с энергией квантов Е над плоским источником с постоянной плотностью (поверхностной активностью) загрязнения и на границе полубесконечного пространства с постоянной удельной объемной активностью излучателей, - скорость сухого осаждения "невесомой" примеси на подстилающую поверхность, - скорость гравитационного осаждения частицы 1-го типа диаметром d на высоте поверхности земли, - плотность радиоактивных частиц 1-го типа.

Знак суммы по индексу i в соотношениях (10), (11) и (15) подразумевает суммирование по всем радионуклидам, входящим в состав изобарных цепочек с массовыми номерами от 72 до 160, знак суммы по индексу j - суммирование по всем гамма-линиям i-го радионуклида. В случае, когда является временем приведения, значение в соотношении (11) следует принять тождественно равным 1.

Способ определения функций изложен в Приложении 2 к МУ, рекомендуемые значения коэффициентов и , а также дозовых коэффициентов и в зависимости от энергии гамма-квантов приведены в Приложении 4 к МУ. Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в приведенных выше формулах: ; сГр/Р, , м/с.

3.6. Определяется эффективная доза внутреннего облучения лица , накопленная в результате ингаляции радиоактивных продуктов взрыва за период его проживания в населенном пункте от момента времени до момента времени . В общем случае эта величина представляет собой сумму двух компонент и . Первая компонента () соответствует эффективной дозе, обусловленной вдыханием воздуха, загрязненного выпадающими из облака взрыва радиоактивными частицами, вторая компонента - эффективной дозе вследствие ингаляции радиоактивных аэрозолей, оказавшихся в зоне дыхания в результате их дефляции (вторичного ветрового подъема) с поверхности земли. В силу кратковременности периода выпадения радиоактивных частиц по сравнению с периодом накопления дозы суммирование указанных компонент производится в соответствии с правилом

,

(17)

где - компоненты эффективной дозы , соответствующие радиоактивным частицам k-го типа.

Определение компонент дозы и производится на основании соотношений

(18)

,

(19)

,

, .

В приведенных соотношениях приняты следующие обозначения физических величин (из числа не упомянутых ранее по тексту МУ):

- скорость вентиляции легких человека, - приведенная к моменту взрыва удельная активность i-го радионуклида в частицах k-го типа размером d, - приведенная к моменту взрыва удельная активность i-го радионуклида, содержащегося на поверхности частицы 1-го типа размером d, - постоянная распада i-го радионуклида, - максимальный диаметр частиц, поднимаемых на высоту органов дыхания в результате дефляции.

Знак суммы по индексу i в соотношениях (18) и (19) подразумевает суммирование по основным дозообразующим радионуклидам, актуальным при внутреннем облучении. Перечень этих радионуклидов и соответствующие им значения дозовых коэффициентов и для различных возрастных групп населения приведены в Приложении 4 к МУ. Способ определения функций и изложен в Приложении 2 к МУ. Объёмная интенсивность вентиляции легких для разных возрастных групп населения приведена в Приложении 4 к МУ. Рекомендуемые значения других величин, встречающихся в приведенных выше формулах: м/с, мкм, , , ,

3.7. На основе сведений по пунктам 2.4 "в" и 2.4 "г" с использованием метода, описанного в Приложении 3 к МУ, определяются как функции времени, отсчитанного от момента окончания радиоактивных выпадений , интенсивности перорального поступления отдельных радионуклидов в организм человека, нормированные на единичные плотности радиоактивного загрязнения поверхности земли каждым радионуклидом, содержащимся в биологически доступных (растворимых) формах на монодисперсных частицах 1-го и 2-го типов диаметром d (функции и , соответственно). В составе рациона питания человека учитываются мясо, молоко, хлеб (ржаной и пшеничный раздельно) и листовые овощи, загрязненные радионуклидами, перечень которых представлен в Приложении 4 к МУ.

3.8. Определяется эффективная доза внутреннего облучения лица , накопленная в результате потребления им загрязненных продуктов питания местного происхождения за период проживания в населенном пункте от момента времени до момента времени

,

(20)

где - дозовый коэффициент для i-го радионуклида при его пероральном поступлении в организм человека.

Значения коэффициентов , соответствующие различным возрастным группам населения, приведены в Приложении 4 к МУ.

3.9. Полная эффективная доза облучения лица , накопленная за период времени его проживания в населенном пункте от момента до момента , определяется суммированием

(21)

IV. Оценка неопределенности установленных значений эффективных доз

4.1. Неопределенность установленных значений эффективных доз облучения лиц из населения определяется следующими составляющими:

неопределенность метода преобразования мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатами населенного пункта в параметры, характеризующие физические поля и факторы радиационного воздействия на человека в реальной среде его обитания (поглощенные дозы в воздухе, ингаляционные и пероральные поступления радионуклидов в организм человека);

неопределенность интерполяции измеренной мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точку с координатами населенного пункта .

В силу независимости указанных составляющих и линейной связи параметров полей и факторов воздействия с величиной мощности дозы общая оцененная неопределенность установленного значения эффективных доз рассчитывается по формуле

.

(22)

4.2. Максимальная суммарная неопределенность для последовательности процедур преобразования мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в параметры указанных выше физических полей и факторов по результатам тестовых расчетов для расстояний от эпицентра взрыва, не превышающих 1000 км, оценивается величиной %, что соответствует среднеквадратичному значению %.

4.3. Значение величины зависит от способа задания исходных данных по пункту 2.3.

Если значение мощности экспозиционной дозы гамма-излучения является результатом прямого измерения в ареале населенного пункта, то погрешность значения этой величины принимается равной нулю.

Если исходные данные по пункту 2.3 заданы в виде карты-схемы радиоактивного загрязнения местности, то величина рассчитывается по формуле

,

(23)

где - экспериментальные значения мощности экспозиционной дозы гамма-излучения, соответствующие внешней и внутренней границам (линиям уровня) пространственной области, содержащей точку с координатами населенного пункта.

Если исходные данные по пункту 2.3 заданы в виде набора результатов измерений в точках, не совпадающих с координатами населенного пункта, то величина рассчитывается по формуле

,

(24)

где - приведенные на время t* результаты измерений мощности экспозиционной дозы гамма-излучения в точке с координатами , - расчетные значения этой же величины, полученные по формуле (5), N - общее количество точек измерений.

При установлении в соответствии с настоящими МУ значения доз облучения конкретных лиц из населения проводится округление до второй значащей цифры по правилу округления с избытком.

_____________________________

* Собрание законодательства Российской Федерации, 2002 г. N 2, ст. 128; 2004 г. N 12, ст. 1035, N 35, ст. 3607; 2005 г. N 1 (часть I), ст. 25; 2007 г. N 45, ст. 5421; 2008 г. N 9, ст. 817, N 29 (часть I), ст. 3410, N 30 (часть II), ст. 3616, N 52 (часть I), ст. 6236; 2009 г. N 18 (часть I), ст. 2152, N 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.