авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:     | 1 | 2 ||

«РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК УРАЛЬСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ ИНСТИТУТ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЭКОЛОГИИ На правах рукописи ...»

-- [ Страница 3 ] --

• на основании параметров распределения определены фоновые и аномальные уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей с целью обоснования контрольных уровней;

• для оптимизации ведения контроля – определен уровень регистрации (записи численных значений) и уровень расследования причин радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, периодичность выполнения измерений.

На основании полученных результатов даны рекомендации по дополнению программы рутинного контроля радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей. По своим задачам, объемам исследований, приборному обеспечению работа выполнена на предприятии впервые.

Полученные значения загрязнения рабочих поверхностей радионуклидами лежат в диапазоне от 0 до 0,27 -частиц, 1/см2·мин и в диапазоне от 1,97 до 2,17 -частиц, 1/см2·мин. В монаците, помимо Th, находятся все его ДПР. Для двух нуклидов ториевого семейства (232Th, 228Th) ДОАперс установлена меньше 0,3 Бк/м3. Следовательно, для контроля загрязнения требуется использовать наиболее жесткие критерии для активных нуклидов, а именно 5 -частиц/(см2·мин). Все полученные результаты измерений существенно ниже допустимых уровней загрязнения рабочих поверхностей как -, так и -активными нуклидами. Максимальное зафиксированное значение загрязнения -активными нуклидами равно 0, -частиц/(см2·мин), что составляет примерно 5% от допустимого уровня.

Загрязнение -активными нуклидами не превышает 0,1% от допустимого уровня.

Определение характера распределения результатов измерения и его параметров требуется для установления фоновых и аномальных значений радиоактивного загрязнения поверхностей, разработки контрольных уровней, составления рекомендаций по регламенту выполнения измерений в рамках программы радиационного контроля. Результаты измерения загрязнения рабочих поверхностей -активными нуклидами характеризуется следующими параметрами:

среднеарифметическое значение – 0,024 -частиц/(см2·мин);

• среднегеометрическое значение – 0,028 -частиц/(см2·мин);

• стандартное отклонение – 0,031 -частиц/(см2·мин).

• В настоящее время в иерархии документов по радиационному контролю отсутствуют методические рекомендации по расчету фоновых и аномальных значений радиоактивного загрязнения поверхностей. Но существует практика определения аномальных значений полей ионизирующего излучения в методах поиска радиоактивных руд. Так, аномальными считаются значения измеряемой величины, которые равны или превышают сумму среднеарифметического значения и утроенного стандартного отклонения [56]:





Sаномал Sср. ариф. + 3, (5.1) где Sаномал – аномальное значение измеряемой величины;

Sср. ариф. – среднеарифметическое значение;

– стандартное отклонение.

Для полученной в настоящей работе выборке результатов измерений аномальными можно считать значения выше, чем 0,12 -частиц/(см2·мин).

Для подтверждения результатов инструментального измерения поверхностного загрязнения в помещениях постоянного пребывания персонала было установлено 14 трёхслойных трековых детекторов.

Поверхностная активность QS рассчитывалась по количеству треков во втором слое (0 = 0,2 трек/расп), время экспозиции t = 84 сут. Результаты экспонирования детекторов приведены в табл. 5.15.

Таблица 5.15.

Среднее количество треков в различных слоях трековых детекторов № слоя Среднее Минимальное Максимальное значение значение значение 1 585,7 0 2 521,4 0 3 75,1 0 Результаты измерений поверхностной активности находятся в диапазоне от 0 до 3,9·10-2 част/(см2·мин), а среднее значение составило 3,4·10- част/(см2·мин). Полученные значения поверхностной активности не превышают допустимого уровня радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей помещений постоянного пребывания персонала [57].

Количество треков в первом слое детектора сопоставимо с количеством треков во втором слое, что указывает на некоторое заглубление активности в исследуемой поверхности. Третий слой детектора регистрирует частицы с энергиями 7-8 МэВ, что показывает наличие элементов уран-ториевого ряда в приповерхностном слое поверхностного загрязнения.

Таким образом, можно утверждать, что персонал предприятия соблюдает необходимые меры по предупреждению радиоактивного загрязнения поверхностей в административном здании. На предприятии достигнут высокий уровень обеспечения безопасности для персонала в помещениях долговременного пребывания. Отсутствие поверхностного загрязнения выше допустимого уровня является доказательством того, что в административном здании аномальное внутреннее облучение работников отсутствует.

5.11. Исследования характеристик внешнего облучения Зона 1 предприятия. Измерение мощности дозы -излучения проводились в доступных для прохода участках складов на высоте 1 м над полом, приблизительно через каждые 2 м. Средние значения мощности эквивалента дозы -излучения внутри складов с монацитом находится в диапазоне от 13 до 158 мкЗв/ч, а средняя величина – 87 мкЗв/ч. Данная величина зависит от плотности заполнения склада ящиками и партии монацитового концентрата. На участках складов, где отсутствуют ящики, величина мощность дозы в 2-3 раза меньше чем на заполненных участках [58, 59].

Зона 2 предприятия. Усредненные результаты измерения интенсивности -излучения вблизи складов представлены в табл. 5.16.

Таблица 5.16.

Мощность дозы вблизи складов, мкЗв/ч На расстоянии 3 м По периметру Диапазон Средняя Диапазон Средняя значений величина значений величина 5 - 71 4 - 44±8 12± Снаружи по периметру складов интенсивность -излучения уменьшается в 3-4 раза по сравнению с мощностью дозы внутри складов.





Зоне 3 и СЗЗ предприятия. Результаты измерения находятся в диапазоне от 0,1 до 2 мкЗв/ч. Величина зависит от близости нахождения складских помещений. Среднее значение мощности дозы на открытой местности составляет 0,61±0,08 мкЗв/ч.

В помещениях длительного пребывания персонала в Зоне 3 среднее значение мощности дозы составляет 0,10 мкЗв/ч. В СЗЗ, непосредственно у забора предприятия, мощность эквивалента дозы находится в пределах 0,10 1,0 мкЗв/ч. На удалении от забора на расстояние 5-50 м средняя величина этого показателя находится в пределах от 0,20 до 0,70 мкЗв/ч.

Среднее значение мощности дозы в СЗЗ составляет 0,20±0,01 мкЗв/ч.

Кроме того, была обследована зона наблюдения – д. Колмаково, д. Чувашково и ж.д. станции Зюрзя. Все зарегистрированные значения мощности эквивалента дозы находятся в интервале 0,06-0,12 мкЗв/ч и соответствуют уровню естественного радиационного фона. Такой уровень гамма-излучения обусловлен в основном кларковым содержанием ЕРН в верхнем слое почвы и глобальными радиоактивными загрязнениями.

Представленные результаты комплексного изучения радиоэкологической ситуации, сформировавшейся в условиях длительного хранения монацита, подтверждают третье защищаемое положение о том, что дополнительное радиационное воздействие на человека и окружающую среду за пределами пункта хранения пренебрежимо мало. Кроме того, собранные данные позволили выполнить практически важную работу по ранжированию факторов радиационного воздействия на персонал предприятия.

5.12. Ранжирование факторов радиационного воздействия Радиационное воздействие на персонал предприятия от различных типов излучений происходит за счет:

• внешнего -излучения;

• внутреннего облучения от ингаляционного поступления изотопов радона и продуктов их распада;

• внутреннего облучения от ингаляционного поступления пыли, содержащей ЕРН.

По интенсивности воздействия вся территория базы хранения разбита на три зоны [7]. В ходе исследовательских работ определены величины характеризующие уровни радиационного воздействия в каждой зоне предприятия. Для сравнения интенсивности воздействия на персонал каждого радиационного фактора целесообразно провести их ранжирование по вкладу в общее облучение работника. Характеристики внешнего облучение можно получить на основании анализа данных производственного контроля и результатов специальных исследований. Для определения дозы внутреннего облучения необходимо использовать КДП от величины воздействия, рассматриваемого фактора. В настоящей работе стандартные КДП приняты для газообразных изотопов радона и ДПР Rn. Для обоснования величины КДП от экспозиции ДПР Rn выполнена серия специальных экспериментов.

Ранжирование радиационных факторов проведено по величине эффективной дозы облучения, которая может быть накоплена в течение одного часа за время работы в принятых условиях. Условия облучения определяются местом выполнения работы – зона предприятия. Все рассматриваемые ситуации относятся только к штатным ситуациям хранения монацита (без перетарки, переработки и т.д.). При этом воздействие от ингаляционного поступления монацита пренебрежимо мало.

Для оценки доз облучения при вдыхании газообразного радона, торона использованы дозовые коэффициенты равные 0,17 и 0,11 нЗв/(Бк·м-3·ч), соответственно [36]. Коэффициент дозового перехода от экспозиции по Rn к эффективной дозе облучения – 9,5 нЗв/(Бк·м-3·ч). Для ЭРОА ЭРОА торона выбрано значение КДП – 134 нЗв/(Бк·м-3·ч).

5.12.1. Радиационное воздействие в Зоне Работники, выполняющие работы в Зоне 1 подвержены радиационному воздействию, средняя интенсивность которого составляет:

• среднее значение мощности дозы внешнего облучения – 87 мкЗв/ч;

• среднее значение ОА 222Rn – 270 Бк/м3;

Rn – 135 Бк/м3 (коэффициент равновесия • среднее значение ЭРОА принят 0,5) [60];

• среднее значение ЭРОА 220Rn – 190 Бк/м3;

• среднее значение ОА 220Rn – 3800 Бк/м3.

Вклад в эффективную дозу каждого из действующих радиационных факторов представлен в табл. 5.17.

Таблица 5.17.

Облучение персонала в Зоне 1 предприятия за один час работы в штатных условиях хранения монацита Доза, мкЗв % Фактор воздействия Внешнее облучение 87 Внутреннее облучение 222Rn 0,05 0, Внутреннее облучение ДПР Rn 1,3 1, Внутреннее облучение 220Rn 0,4 0, Внутреннее облучение ДПР Rn 26 Итого 114 В штатных условиях хранения монацита, для соблюдения требований радиационной безопасности работники предприятия могут находиться в Зоне 1 (в складах) не более 175 ч в год или не более 10% рабочего времени [61]. В случаях планирования работ в складских помещениях, не связанных с перемещением, перетаркой монацита, общей продолжительностью более 78 ч в год для каждого занятого работника, следует обязательно осуществлять индивидуальный мониторинг внутреннего облучения задействованных работников [62]. При организации мониторинга внутреннего облучения необходимо учитывать, что ЭРОА торона обладает значительной вариабельностью во времени и может в 4-5 раз превышать средние значения.

Выполнение любых процедур по перетариванию монацита, приведет к увеличению среднего значения размеров радиоактивных аэрозолей, содержащих ДПР Rn, соответственно, к увеличению коэффициента дозового перехода от экспозиции по ЭРОА Rn к эффективной дозе облучения. В этой ситуации наиболее вероятный размер аэрозолей АМАД = 5 мкм, а среднее значение КДП – 226 нЗв/(Бк·м-3·ч). Мощность дозы Rn (43 мкЗв/ч) достигнет практически внутреннего облучения от ДПР половины значения мощности дозы внешнего облучения.

5.12.2. Радиационное воздействие в Зоне В Зоне 2 необходимо рассмотреть две наиболее вероятные ситуации облучения работников:

1) выполнение работ в непосредственной близости от склада – ремонт, обслуживание складов с наружной стороны;

2) выполнение работ на расстоянии не менее 3 метров от складов – внешний осмотр складов, выкос травы и т.д.

Для первой ситуации в Зоне 2 средняя интенсивность радиационного воздействия будет составлять:

• мощность дозы внешнего облучения – 43 мкЗв/ч;

• ОА 222Rn – 85 Бк/м3;

• ЭРОА 222Rn – 12 Бк/м3 (прямые измерения);

• значение ЭРОА 220Rn – 30 Бк/м3;

• значение ОА 220Rn – 230 Бк/м3.   Вклад в эффективную дозу радиационных факторов, действующих при обслуживании наружных стен складов, представлен в табл. 5.18.

Таблица 5.18.

Облучение в Зоне 2 при ремонте наружных стен склада за один час работы Доза, мкЗв % Фактор воздействия Внешнее облучение 43 Внутреннее облучение 222Rn 0,01 0, Внутреннее облучение ДПР Rn 0,11 0, Внутреннее облучение 220Rn 0,03 0, Внутреннее облучение ДПР Rn 4,0 8, Итого 47 Для соблюдения требований радиационной безопасности при обслуживании (ремонте, покрытии антипиренами и т.д.) наружных стен складов работники предприятия могут находиться в Зоне 2 не более часов в год или не более 25% рабочего времени [61].

Для второй ситуации в Зоне 2 (осмотр территории) средняя интенсивность радиационного воздействия будет составлять:

• мощность дозы внешнего облучения – 12 мкЗв/ч;

• ОА 222Rn – 20 Бк/м3;

• ЭРОА 222Rn – 11 Бк/м3;

• значение ЭРОА 220Rn – 11 Бк/м3;

• значение ОА 220Rn – 230 Бк/м3.

Вклад, действующих радиационных факторов, в эффективную дозу облучения при обходе Зоны 2 представлен в табл. 5.19.

Таблица 5.19.

Облучение за один час нахождения в Зоне 2 при осмотре территории Доза, мкЗв % Фактор воздействия Внешнее облучение 12 Внутреннее облучение 222Rn 0,003 0, Внутреннее облучение ДПР 222Rn 0,1 0, Внутреннее облучение 220Rn 0,03 0, Внутреннее облучение ДПР 220Rn 1,5 Итого 14 Для соблюдения требований радиационной безопасности на осмотр территории в Зоне 2 работник может тратить не более 1470 часов в год или не более 86% рабочего времени [61].

5.12.3. Радиационное воздействие в Зоне Для Зоны 3 следует рассмотреть облучение работников помещения при нахождении в помещениях длительного пребывания и в случае нахождении вне помещений.

В помещениях Зоны 3 персонал предприятия подвергается радиационному воздействию, средняя интенсивность которого составляет:

• мощность дозы внешнего облучения – 0,01 мкЗв/ч;

• ОА 222Rn – 60 Бк/м3;

• ЭРОА 222Rn – 80 Бк/м3;

• значение ЭРОА 220Rn – 10 Бк/м3;

• значение ОА 220Rn – 10 Бк/м3.

Вклад в эффективную дозу облучения радиационных факторов действующих в помещениях длительного пребывания персонала Зоны представлен в табл. 5.20.

Таблица 5.20.

Облучение за один час нахождения в помещениях Зоны Доза, мкЗв % Фактор воздействия Внешнее облучение 0,01 0, Внутреннее облучение 222Rn 0,01 0, Внутреннее облучение ДПР 222Rn 0,76 Внутреннее облучение 220Rn 0,001 0, Внутреннее облучение ДПР 220Rn 1,3 Итого 2,1 Средняя интенсивность радиационного воздействия на работников в Зоне 3 вне помещений составляет:

• мощность дозы внешнего облучения – 0,02 мкЗв/ч;

• ОА 222Rn – 20 Бк/м3;

• ЭРОА 222Rn – 10 Бк/м3;

• значение ЭРОА 220Rn –0,4 Бк/м3;

• значение ОА 220Rn – 10 Бк/м3.

Вклад в эффективную дозу облучения радиационных факторов действующих в на территории предприятия в Зоне 3 представлен в табл. 5.21.

Таблица 5.21.

Облучение персонала за один час нахождения в Зоне 3 вне помещений Доза, мкЗв % Фактор воздействия Внешнее облучение 0,60 Внутреннее облучение 222Rn 0,003 0, Внутреннее облучение ДПР 222Rn 0,10 Внутреннее облучение 220Rn 0,001 0, Внутреннее облучение ДПР 220Rn 0,05 7, Итого 0,75 Ограничений по времени пребывания персонала в Зоне 3 (в помещениях и вне помещений) нет.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ РАБОТЫ.

1. Разработан и опробован метод идентификации аномальных значений содержания природных радионуклидов, позволяющий установить техногенное поступление ЕРН в пределах естественной вариабельности их содержания.

2. Экспериментально установлена доля быстрорастворимой компоненты реальных аэрозолей Pb – 30%, а также постоянные времени быстрого и медленного растворения аэрозолей Pb в имитаторе биологической жидкости равные 145 сут-1 и 2 сут-1 соответственно.

3. Полученные параметры кинетики растворения 212Pb в биологической жидкости позволили рассчитать дозовые коэффициенты при ингаляционном поступления ДПР торона. Данный коэффициент для аэрозолей с АМАД: 0, мкм – (6,3±0,4)10-8 Зв/Бк, 1 мкм – (9,5±3,5) 10-8 Зв/Бк, 5 мкм – (1,6±0,8) 10- Зв/Бк.

4. Полученные значения КДП от экспозиции по ЭРОА торона (80- нЗв/(Бк·м-3·ч)) к эффективной дозе существенно, в 2-7 раз превышают значения, рекомендованные НКДАР ООН и используемые в отечественной практике нормирования облучения от природных источников ионизирующего излучения.

5. Наиболее перспективным и чувствительным методом определения поступления Pb в организм работников представляется прямое измерение активности нуклида, содержащегося в теле человека при помощи спектрометров излучения человека через 12 или 24 ч после начала поступления. Менее чувствительным является метод определения поступления 212Pb путем измерения его выведения с мочой.

6. Проведено ранжирование радиационных факторов воздействия на персонал при выполнении различных видов работ. В стационарных условиях хранения торийсодержащих материалов преобладающим фактором радиационного воздействия на персонал является внешнее облучение.

Факторы внутреннего облучения ранжируются (по убыванию дозы 220 222 220 облучения) следующим образом: ДПР Rn, ДПР Rn, Rn, Rn, долгоживущие радионуклиды. В зоне максимального воздействия радиационных факторов внутреннее облучение от ДПР торона может достигать 30% дозы внешнего облучения.

7. Разработан и опробован измерительный комплекс для совместного 220 определения ОА Rn и Rn. Получены данные по пространственному распределению торона внутри складов монацита, внешней атмосфере, впервые оценен вклад торона в облучение работников предприятия, использующих торийсодержащие материалы.

8. В результате многолетних исследований не установлены признаки загрязнения объектов окружающей среды за пределами территории базы хранения монацита. Вода поверхностных водных объектов и донные отложения на территории предприятия и в зоне наблюдения не подвержены радиационному воздействию монацита. В растениях и грибах на территории предприятия не обнаружено техногенного загрязнения ЕРН. Локальные участки с повышенным содержанием природных радионуклидов в почве на территории предприятия обусловлены просыпями монацита. В воздухе помещений хранения монацита, наружной атмосфере и атмосферных выпадениях на территории предприятия не установлено наличие пыли монацита. Высокая активность материнского Th и технология хранения, создают благоприятные условия для накопления газообразного Rn в складских помещениях, а также для выноса торона в открытую атмосферу.

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

1. Бетехтин А.Г. Курс минералогии. – М.: Госгеолтехиздат, 1956.

2. Данчев В.И., Лапинская Т.А. Месторождения радиоактивного сырья. – М.:

Недра, 1965.

3. Hudson S.B. Assessment of a beach-sand deposit near Queencliff, Victoria.

Melbourn. – Rept Commonwealth Scient. And Industr. Res. Organization and Mining dept Univ. Melbourne. Ore-dressing Invest., 1963.

4. Технический отчет по результатам измельчения монацитового концентрата. Екатеринбург, 2000.

5. Kraitzer I.C. Chemical treatment of monazite sand. Proc. Australas. Inst.

Mining and Metallurgy, 1963, N 205.

6. Технический отчет по государственному контракту № 24 от 04.04.2006г.:

«Проведение радиационного мониторинга в филиале ОГУ «УралМонацит», ГУПСО «УралМонацитТехно», Екатеринбург, 2006.

7. Екидин А.А., Михеев А.А. База хранения монацитового концентрата // «Техногенез и экология». Екатеринбург, Уральская государственная горно-геологическая академия, 2001.

8. Технический отчет «О возможности анализа монацитового концентрата с помощью анализатора BSI 2003». Рига, Baltic Scientific Instruments, 2003.

9. Эмсли Дж. Элементы. М.: “Мир”, 1993.

10. Егоров Ю.В., Бетенеков Н.Д., Пузако В.Д. Радиоактивность и смежные проблемы. Часть 1. Физические основы радиоактивности и методы обработки результатов измерений. Екатеринбург, Уральский государственный технический университет – УПИ, 2000.

11. Оценка радиационной и экологической обстановки на объекте ГУ «УралМонацит» и предварительные предложения к ТЭО по переработке монацитового концентрата. Тема 097-015. Рег №110-009 ПГ. ИЭРЖ УрО РАН, Екатеринбург, 1996.

12. Технический отчет о НИР по теме 7-07.19-01-01.91-5959 (864Д) за 1991 1992 г.г. «Исследование состояния радиационной обстановки и разработка мер по охране обслуживающего персонала и окружающей среды на территории филиала комбината «Победа». Москва, «ВНИПИпромтехнология», 1992.

13. Технический отчет о НИР по теме «Проведение радиационных измерений в хранилищах и на территории ГУ «УралМонацит». Составление радиационной схемы хранилища». ИЭРЖ УрО РАН, Екатеринбург, 1998.

14. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования.

Методические указания МУ 2.6.1.016-2000 – М.: Министерство Российской Федерации по атомной энергии, Министерство здравоохранения Российской Федерации, Федеральное управление медико-биологических и экстремальных проблем, 2000.

15. Thorium isotopes in human tissues. Technical Report. Argonne National Lab., 1991.

16. Thorium-232 in human tissues – Metabolic parameters and radiation dose.

Technical Report. Argonne National Lab., 1994.

17. Stehney A.F., Lucas H.F. Thorium isotopes in autopsy samples from thorium workers // Health Phys. 2000. Vol. 78, No. 1. P. 8-14.

18. Радиоактивный монацитовый концентрат в Красноуфимском районе Свердловской области: пути решения проблемы. Уральский экологический союз. Екатеринбург, 2006.

19. Радиоактивное загрязнение растительности Беларуси (в связи с аварией на Чернобыльской АЭС)/ В.И. Парфенов, Б.И. Якушев, Б.С. Мартинович и др.;

Под. общ. ред. В.И. Парфенова, Б.И. Якушева. – Минск: Навука i тэхнiка, 1995.

20. Ионизирующее излучение. Радиационная безопасность. Контроль загрязнения радиоактивными нуклидами поверхностей рабочих помещений, оборудования, транспортных средств и других объектов.

Методические указания МУК 2.6.1.016-99. Москва, 1999.

21. Радон. Измерение объёмной активности интегральным трековым методом в производственных, жилых и общественных помещениях. Методика выполнения измерений МВИ 2.6.1.003-99. Москва, 1999.

22. ГСИ. Объёмная активность и уровень скрытой энергии аэрозолей дочерних продуктов радона и торона в воздухе. Методика выполнения измерений радиометрами аэрозолей. Санкт-Петербург, 1992.

23. Николаев В.А. Трековый метод в радоновых измерениях // АНРИ. - 1998. N 2(13). - С.16-27.

24. Екидин А.А., Кирдин И.А., Пахолкина О.А., Ярмошенко И.В.. «Оценка радиационного воздействия изотопов радона на персонал базы хранения монацита» // Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии.

г.Заречный, 2005. С. 13.

25. Старик И.Е. Основы радиохимии. Издательство Наука Ленинградское отделение. Ленинград, 1969.

26. Marocco D., Bochicchio F. Experimental determination of LR-115 detector efficiency for exposure to alpha particles. Radiation Measurements 34, 2001.

27. Bastrikov V., Zhukovsky M., Kruzhalov A. Uncertainties of Retrospective Radon Concentration Measurements by Multilayer Surface Trap Detector // Radiation protection: from knowledge to action. Second European IRPA Congress. 2006. Proceedings of full papers CD Rom. 11 p.

28. Жуковский М.В., Бастриков В.В., Кружалов А.В. Метод ретроспективного определения объемной активности радона в помещении // АНРИ. - 2005. №4. - С. 2-10.

29. СП 2.6.1.1292-03 Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения.

30. Тяжелые естественные радионуклиды в биосфере: миграция и биологическое действие на популяции и биогеоценозы // Р.М. Алексахин, Н.П. Архипов, Р.М. Бархударов и др. - М.: Наука, 1990.

31. Екидин А.А., Кирдин И.А., Пахолкина О.А., Ярмошенко И.В.. «Оценка радиационного воздействия на окружающую среду нефтеперерабатываюшего предприятия», // Вопросы радиационной безопасности № 1, 2005. С. 32-41.

32. Трапезников А.В., Трапезникова В.Н. Радиоэкология пресноводных экосистем как научная дисциплина // Вопросы радиационной безопасности, 2006. №1. С. 35-58.

33. Ярмошенко И.В., Онищенко А.Д., Екидин А.А., Жуковский М.В.

Идентификация техногенного радиоактивного загрязнения естественными радионуклидами // Современные проблемы обеспечения радиационной безопасности населения: материалы научно-практической конф.-С. Петербург, 2006.-С.31-33.

34. Yarmoshenko I.V., Ekidin A.A., Zhukovsky M.V., Onischenko A.D.

Identification of Technogenic Contamination by Natural Radionuclides. // 5th International Symposium on Naturally Occurring Radioactive Material. Seville, Spain, 2007.- P. 141.

35. Sources and Effects of Ionizing Radiation. UNSCEAR 1993 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. UN. New York, 1993.

36. Sources and Effects of Ionizing Radiation. UNSCEAR 2000 Report to the General Assembly with Scientific Annexes. UN. New York, 2000.

37. Жуковский М.В., Екидин А.А., Ярмошенко И.В. Проблема мониторинга профессионального внутреннего облучения дочерними продуктами распада торона // Вопросы радиационной безопасности, 2006. № 3.– С. – 53.

38. Дельмон Б. Кинетика гетерогенных реакций. М.: Мир, 1971г.

39. Безденежных А.А. Инженерные методы составления уравнений скоростей реакций и расчета кинетических констант. Ленинград: Химия, 1973.

40. Marsh J.W., Birchall A. Determination of lung-to-blood absorption rates for lead and bisbuth which are appropriate for radon progency // Radiation Protection Dosimetry. 1999. Vol. 83, No. 4. P. 331-337.

41. Human Respiratory Tract Model for Radiological Protection. ICRP Publication 66 // Annals of the ICRP. 1994. V. 24. N 1-3.

42. Guide for the Practical Application of the ICRP Human Respiratory Tract Model. Supporting Guidance 3 // Annals of the ICRP. 2002. V. 32. N 1-2.

43. ICRP Database of Dose Coefficients: Workers and Members of Public. CD ROM. Elsevier Science, 1998.

44. Пределы поступления радионуклидов для работающих с радиоактивными веществами. Публикация МКРЗ 30, Ч. 1. М.: Энергоатомиздат. 1982.

45. Age dependent doses to members of public from intake of radionuclides: Part Ingestion Dose coefficients. ICRP Publication 67. // Annals of the ICRP. 1993.

V. 23. N 3-4.

46. Жуковский М.В., Ярмошенко И.В. Радон: Измерение, дозы, оценка риска.

Екатеринбург, 1997.

47. Общие принципы радиационной защиты персонала: Публикация МКРЗ. Пер. с англ. – Екатеринбург: Уралэсцентр, 1999.

48. Крисюк Э.М. Радиационный фон помещений. М.: Энергоатомиздат, 1989.

49. Ярмошенко И.В., Жуковский М.В., Екидин А.А. Моделирование поступления радона в жилища // АНРИ №4, 1999. С. 17-26.

50. Екидин А.А., Вожаков А.В., Ярмошенко И.В. «Оценка эквивалентной равновесной объемной активности торона на территории хранилища "УралМонацит"» // Техногенез и экология. Екатеринбург, 1998.

51. Екидин А.А., Жуковский М.В., Павлюк А.В., Ярмошенко И.В. «Тороновое обследование Среднего Урала» // Материалы научно-практической конференции «Радон – 2000». Пущино, 2000.

52. Жуковский М.В., Ярмошенко И.В., Екидин А.А. и др. Радон в жилых помещениях Среднего Урала: медицинские последствия его воздействия // Медицинская радиология и радиационная безопасность, 2003. Т.48 №2. С.

5-17.

53. Онищенко А.Д., Жуковский М.В. Определение удельной активности радия-226 в воде эманационным методом // Современные проблемы обеспечения радиационной безопасности населения. Сборник докладов и тезисов конференции. НИИРГ им. П.В. Рамзаева. Санкт-Петербург, 2006.

С. 37-39.

54. Екидин А.А., Екидина Н.П., Михеев А.А. Биологический мониторинг на базе хранения монацитового концентрата // Экологические проблемы промышленных регионов. Материалы Седьмой всероссийской научно практической конференции. Екатеринбург, 2006. С. 79.

55. Шмаров В.П., Геращенко С.М., Дричко В.Ф., Лисаченко Э.П.

«Нормирование содержания природных радионуклидов в фосфорных удобрениях». // Радиационная гигиена: Сб. науч. трудов – СПб: ФГУН НИИРГ, 2006.

56. Инструкция по работе со сцинтилляционными радиометрами при геологических съемках и поисках. – Ленинград, 1986.

57. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99): Санитарные правила СП-2.6.1.799-99. – М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 2000.

58. Екидин А.А., Кирдин И.А., Павлюк А.В., Ярмошенко И.В., Михеев А.А.

«Система производственного радиационного контроля на территории филиала ГУ «УралМонацит» в г.Красноуфимске» // Урал-Атомный, Урал Промышленный. Екатеринбург, 2001.

59. Екидин А.А., Кирдини И.А., Шустов А.М., Михеев А.А. «Исследования радиационной ситуации на базе хранения монацитового концентрата» // Урал. Радиация. Реабилитация (под ред. В.Н. Чуканова), Екатеринбург:

УрО РАН, 2004. С. 252-294.

60.

Защита от радона-222 в жилых зданиях и на рабочих местах. Публикация 65 МКРЗ. - М.: Энергоатомиздат, 1995. - 78 с.

61. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы СП-2.6.1.758-99. – М.: Центр санитарно-эпидемиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999.

62. МУ 2.6.1.26-2000. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методическое обеспечение радиационного контроля на предприятии. Том 1.М.: 2001 г., с. 111-155.

Приложение Таблица П.3.1.

Результаты измерения УА образцов верхнего слоя почвы УА, Бк/кг Код Ряд 232Th Ряд 238U площадки 137 Cs K 232 212 208 226 214 Th Pb Tl Ra Pb Bi ЗН 1 17,1 8,0 58,9 15,9 17,3 19,0 342, н.о.

ЗН 3 24,0 7,6 61,2 14,0 14,6 11,6 305, н.о.

ЗН 4 21,5 22,2 8,4 54,6 17,4 16,3 8,8 374, ЗН 5 15,8 6,1 49,6 12,7 11,8 41,2 342, н.о.

ТП 1 17,8 7,8 55,7 11,9 10,9 16,5 322, н.о.

ТП 2 17,9 7,8 40,4 15,9 14,0 20,7 340, н.о.

ТП 3 17,9 7,9 45,6 14,3 12,9 13,4 349, н.о.

ТП 4 15,5 6,6 38,7 11,2 9,5 16,1 309, н.о.

ТП 5 17,3 6,4 45,7 12,6 10,5 19,2 322, н.о.

ТП 6 18,5 2,0 9,3 48,9 13,5 10,9 6,3 414, ТП 7 20,0 7,8 60,9 13,4 11,6 9,0 321, н.о.

ТП 8 18,5 8,2 43,8 12,6 12,7 12,6 339, н.о.

ТП 9 20,8 20,2 48,3 14,2 12,6 12,8 365, н.о.

ТП 10 11,9 5,4 29,1 9,8 9,2 7,3 309, н.о.

ТП 11 15,5 7,1 45,3 11,8 9,6 25,3 315, н.о.

ТП 12 26,3 10,8 64,0 19,2 16,7 20,5 337, н.о.

ТП 13 19,1 8,3 45,4 13,6 13,4 20,3 343, н.о.

ТП 14 18,2 7,5 59,1 13,0 13,2 23,5 356, н.о.

ТП 15 17,7 2,4 8,5 43,2 12,1 10,6 10,3 308, ТП 16 19,8 8,5 50,5 14,4 14,0 19,8 343, н.о.

ТП 17 20,0 7,2 64,6 16,0 15,8 21,4 395, н.о.

ТП 18 40,2 16,3 43,5 15,6 14,0 15,3 328, 44, ТП 19 18,1 6,9 47,0 12,3 10,4 18,2 345, н.о.

ТП 20 17,1 7,4 47,3 11,9 11,7 26,3 339, н.о.

ТП 21 17,2 6,9 41,3 10,2 9,6 22,3 349, 59, ТП 22 18,9 7,8 52,9 16,7 17,0 28,4 375, н.о.

ТП 23 25,4 11,3 66,2 16,0 15,5 9,3 365, 90, ТП 24 24,8 25,3 53,7 13,0 10,8 24,8 360, н.о.

ТП 25 15,7 7,8 40,2 12,3 12,3 10,0 353, н.о.

ТП 26 20,1 55,1 15,7 15,7 30,3 357, 49,0 н.о.

ТП 27 21,6 63,3 17,7 18,0 28,4 370, 64,5 н.о.

ТП 28 24,3 26,6 7,6 67,6 16,7 14,2 19,5 407, ТП 29 31,0 64,9 22,2 19,5 25,7 327, 74,2 н.о.

ТП 30 23,5 8,8 54,7 13,3 13,5 24,7 364, н.о.

ТП 31 13,6 5,7 57,2 16,1 14,3 24,1 293, н.о.

ТП 32 18,0 6,5 49,0 12,1 11,0 12,6 269, н.о.

Таблица П.3.2.

Распределение УА радионуклидов по вертикальному профилю почвы Удельная активность, Бк/кг Горизонт, № п.п. Код площадки УА Cs УА 40K УА 226Ra УА 232Th см 1. ОГУ 2006_1 0-5 17,4±6,2 350±77 20,0±6,2 17,2±4, 2. ОГУ 2006_1 5 - 10 13,3±4,9 261±58 12,9±4,5 11,2±3, 3. ОГУ 2006_1 10 - 15 н.о. 349±75 15,9±5,0 14,0±3, 4. ОГУ 2006_1 15 - 20 н.о. 357±77 15,0±5,0 14,2±4, 5. ОГУ 2006_2 0-5 26±7 359±78 16,5±5,5 19,0±5, 6. ОГУ 2006_2 5 - 10 23±6,7 382±82 15,0±5,0 20,0±5, 7. ОГУ 2006_2 10 - 15 9,8±5,1 373±80 17,0±5,0 18,0±4, 8. ОГУ 2006_2 15 - 20 н.о. 360±77 18,8±5,6 16,3±4, 9. ОГУ 2006_3 0-5 н.о. 372±80 20,4±5,9 15,1±4, 10. ОГУ 2006_3 5 - 10 н.о. 381±79 17,0±5,0 18,3±4, 11. ОГУ 2006_3 10 - 15 9,5±4,6 360±77 17,0±5,0 17,9±4, 12. ОГУ 2006_3 15 - 20 12±6 271±65 29,0±8,0 25,3±6, 13. ОГУ 2006_4 0-5 26,6±8,2 396±88 18,3±6,7 48,0±11, 14. ОГУ 2006_4 5 - 10 14,9±5,6 405±85 18,2±5,5 33,0±7, 15. ОГУ 2006_4 10 - 15 н.о. 446±92 15,8±5,1 27,6±6, 16. ОГУ 2006_4 15 - 20 н.о. 402±83 17,0±5,0 22,4±5, 17. ОГУ 2006_5 0-5 31,5±7,9 309±68 11,8±4,7 21,0±5, 18. ОГУ 2006_5 5 - 10 13,9±4,4 288±61 11,5±3,9 15,7±3, 19. ОГУ 2006_5 10 - 15 6,7±3,7 346±72 11,0±4,0 16,0±4, 20. ОГУ 2006_5 15 - 20 н.о. 365±78 14,6±4,0 14,3±4, 21. ОГУ 2006_6 0-5 16,6±6,6 365±82 17,0±6,3 19,9±5, 22. ОГУ 2006_6 5 - 10 9,8±5,2 361±79 16,0±6,0 20,0±5, 23. ОГУ 2006_6 10 - 15 17,7±5,9 368±79 15,4±5,3 19,5±5, 24. ОГУ 2006_6 15 - 20 н.о. 372±81 16,8±5,7 19,7±5, 25. ОГУ 2006_7 0-5 27,2±6,9 326±79 17,7±4,6 12,8±3, 26. ОГУ 2006 ЗН1 0 - 10 15,2±4,4 385±77 13,4±3,9 18,2±4, 27. ОГУ 2006 ЗН1 10 - 20 6,6±3,2 380±76 13,6±3,8 20,5±4, 28. ОГУ 2006 ЗН2 0 - 10 16,7±5,5 323±70 9±4,3 20,4±5, 29. ОГУ 2006 ЗН2 10 - 20 10,2±4,8 359±77 11,9±4,6 22,5±5, Таблица П.3.3.

Характеристика мест отбора проб воды Мощность дозы Масса Код Объем на пробной сухого Примечание пробы, л площадки остатка, гр площадке Водный 98 нЗв/ч 5,22 3,80 р.Зюрзя ниже базы объект Водный 96 нЗв/ч 5,00 3,94 р.Зюрзя выше базы объект р.Уфа в Водный 82 нЗв/ч 5,96 1,10 г.Красноуфимск объект возле моста Водный Болото между базой 82 нЗв/ч 5,18 2, объект 4 хранения и ж.д.

Водный Пожарный водоём 2,3 мкЗв/ч 5,23 1, объект 5 Зона Водный Дренажная система 1,0 мкЗв/ч 5,10 2, объект 6 Зона Водный Административное 82 нЗв/ч 5,05 2, объект 7 помещение Таблица П.3.4.

Характеристика мест отбора проб донных отложений Мощность дозы Масса образца, Код площадки на пробной Примечание кг площадке Водный объект 1 98 нЗв/ч 0,99 р.Зюрзя Водный объект 2 122 нЗв/ч 1,00 р.Зюрзя Водный объект 4 82 нЗв/ч 1,20 Болото Пожарный Водный объект 5 2,3 мкЗв/ч 1, водоём Зона Дренажная Водный объект 6 1,0 мкЗв/ч 1, система Зона Таблица П.4.1.

Результаты расчетов дозовых коэффициентов на все органы и ткани человека при различных сценариях ингаляционного поступления аэрозолей 212Pb для динамики растворимости, основывающейся на экспериментальных данных АМАД АМАД 0,3 мкм АМАД 1,0 мкм АМАД 5,0 мкм Тип работы тяжелая легкая тяжелая легкая тяжелая легкая Тип дыхания ротонос.

носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой Отделы желудочно-кишечного тракта -9 -9 - 2,04·10-9 2,38·10-9 2,26·10-9 2,38·10-9 2,30·10-9 3,91·10-9 2,78·10-9 3,77·10-9 2,63·10- Желудок 1,87·10 1,91·10 1,90· Тонкий 1,94·10-9 2,06·10-9 1,97·10-9 2,19·10-9 2,61·10-9 2,76·10-9 2,60·10-9 2,79·10-9 4,81·10-9 3,74·10-9 4,61·10-9 3,57·10- кишечник Верхний отдел 2,32·10-9 2,78·10-9 2,35·10-9 2,93·10-9 3,74·10-9 5,02·10-9 3,65·10-9 5,03·10-9 8,89·10-9 7,99·10-9 8,41·10-9 7,73·10- толстого кишечника Нижний отдел 2,38·10-9 2,92·10-9 2,41·10-9 3,07·10-9 3,96·10-9 5,50·10-9 3,86·10-9 5,51·10-9 9,75·10-9 8,91·10-9 9,21·10-9 8,63·10- толстого кишечника 4,29·10-8 4,25·10-8 4,35·10-8 4,55·10-8 5,18·10-8 4,47·10-9 5,22·10-8 4,57·10-8 7,58·10-8 4,92·10-9 7,37·10-8 4,62·10- Почки Поджелудочная 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,25·10-9 2,00·10-9 2,27·10-9 2,05·10-9 3,42·10-9 2,29·10-9 3,32·10-9 2,16·10- железа 1,84·10-9 1,84·10-9 1,86·10-9 1,97·10-9 2,26·10-9 2,02·10-9 2,27·10-9 2,06·10-9 3,45·10-9 2,32·10-9 3,34·10-9 2,19·10- Желчный пузырь 1,19·10-8 1,19·10-8 1,20·10-8 1,27·10-8 2,95·10-8 1,29·10-9 1,47·10-8 1,32·10-8 2,21·10-8 1,48·10-9 2,14·10-8 1,39·10- Печень Отделы респираторного тракта 4,07·10-5 1,51·10-4 4,36·10-5 1,60·10-4 1,28·10-4 4,65·10-4 1,37·10-4 4,94·10-4 3,20·10-4 9,88·10-4 3,49·10-4 9,88·10- Отдел ET 1,24·10-8 1,89·10-8 1,28·10-8 1,96·10-8 3,32·10-8 4,59·10-8 3,00·10-8 4,93·10-8 1,12·10-7 9,60·10-8 1,03·10-7 8,93·10- Отдел ET Лимфоузлы LN 1,99·10-9 2,44·10-9 2,03·10-9 2,60·10-9 2,76·10-9 3,88·10-9 2,81·10-9 4,04·10-9 4,71·10-9 6,29·10-9 4,73·10-9 6,15·10- ET Бронхиальный 5,16·10-7 4,43·10-7 4,85·10-7 4,21·10-7 1,74·10-6 9,86·10-7 1,28·10-6 6,14·10-7 3,46·10-6 1,35·10-6 2,75·10-6 6,76·10- отдел BBi-bas Бронхиальный 9,49·10-7 8,15·10-7 8,95·10-7 7,77·10-7 3,19·10-6 1,80·10-6 2,34·10-6 1,12·10-6 6,34·10-6 2,46·10-6 5,05·10-6 1,24·10- отдел BBi-sec Бронхиолярный 7,42·10-7 6,89·10-7 8,45·10-7 7,93·10-7 6,25·10-7 4,15·10-7 6,78·10-7 4,39·10-7 8,63·10-7 3,08·10-7 9,01·10-7 2,77·10- отдел bbe-sec АМАД АМАД 0,3 мкм АМАД 1,0 мкм АМАД 5,0 мкм Тип работы тяжелая легкая тяжелая легкая тяжелая легкая Тип дыхания ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой ротонос. носовой Альвеолярный 5,47·10-8 5,12·10-8 5,47·10-8 5,48·10-8 5,51·10-8 3,72·10-8 5,87·10-8 4,08·10-8 4,57·10-8 2,03·10-8 4,91·10-8 2,08·10- отдел AI Лимфоузлы LN 1,88·10-9 1,88·10-9 1,91·10-9 2,01·10-9 2,31·10-9 2,03·10-9 2,32·10-9 2,07·10-9 2,32·10-9 3,40·10-9 2,17·10- 3,52E- Th 5,09·10-7 4,56·10-7 5,29·10-7 4,82·10-7 1,05·10-6 6,15·10-7 8,49·10-7 4,49·10-7 1,93·10-6 7,44·10-7 1,62·10-6 4,18·10- Легкие в целом 1,84·10-9 1,84·10-9 1,87·10-9 1,97·10-9 2,25·10-9 2,00·10-9 2,27·10-9 2,04·10-9 2,28·10-9 3,31·10-9 2,15·10- Надпочечники 3,42E- 2,01·10-9 2,00·10-9 2,04·10-9 2,14·10-9 2,45·10-9 2,17·10-9 2,47·10-9 2,21·10-9 2,47·10-9 3,59·10-9 2,32·10- Мочевой пузырь 3,70E- Поверхность 4,47·10-8 4,47·10-8 4,54·10-8 4,78·10-8 5,49·10-8 4,89·10-8 5,52·10-8 4,99·10-8 8,37·10-8 5,61·10-8 8,11·10-8 5,28·10- кости 1,82·10-9 1,82·10-9 1,85·10-9 1,95·10-9 2,23·10-9 1,99·10-9 2,25·10-9 2,03·10-9 3,39·10-9 2,27·10-9 3,29·10-9 2,14·10- Мозг Молочные 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,24·10-9 1,99·10-9 2,25·10-9 2,03·10-9 3,39·10-9 2,27·10-9 3,29·10-9 2,13·10- железы 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,24·10-9 2,00·10-9 2,26·10-9 2,04·10-9 3,41·10-9 2,29·10-9 3,30·10-9 2,15·10- Мышцы 1,84·10-9 1,84·10-9 1,86·10-9 1,97·10-9 2,26·10-9 2,04·10-9 2,28·10-9 2,08·10-9 3,49·10-9 2,37·10-9 3,38·10-9 2,23·10- Яичники Красный костный 5,68·10-9 5,68·10-9 5,76·10-9 6,08·10-9 6,21·10-9 7,01·10-9 6,32·10-9 1,06·10-8 7,12·10-9 1,03·10-8 6,70·10- 6,97E- мозг 1,82·10-9 1,82·10-9 1,85·10-9 1,95·10-9 2,23·10-9 1,99·10-9 2,25·10-9 2,03·10-9 3,39·10-9 2,27·10-9 3,29·10-9 2,13·10- Кожа 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,25·10-9 2,00·10-9 2,26·10-9 2,04·10-9 3,41·10-9 2,28·10-9 3,31·10-9 2,15·10- Селезенка 1,82·10-9 1,82·10-9 1,85·10-9 1,95·10-9 2,23·10-9 1,99·10-9 2,25·10-9 2,03·10-9 3,39·10-9 2,27·10-9 3,29·10-9 2,13·10- Яички Вилочковая 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,24·10-9 2,00·10-9 2,26·10-9 2,04·10-9 3,40·10-9 2,28·10-9 3,30·10-9 2,15·10- железа Щитовидная 1,83·10-9 1,83·10-9 1,85·10-9 1,95·10-9 2,24·10-9 1,99·10-9 2,25·10-9 2,03·10-9 3,39·10-9 2,28·10-9 3,29·10-9 2,14·10- железа 1,84·10-9 1,84·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,25·10-9 2,00·10-9 2,26·10-9 2,04·10-9 3,41·10-9 2,28·10-9 3,31·10-9 2,14·10- Сердце 1,83·10-9 1,83·10-9 1,86·10-9 1,96·10-9 2,25·10-9 2,01·10-9 2,26·10-9 2,05·10-9 3,44·10-9 2,31·10-9 3,33·10-9 2,18·10- Матка 2,27·10-9 2,53·10-8 2,31·10-8 2,68·10-8 2,25·10-8 7,37·10-8 2,38·10-8 7,82·10-8 5,43·10-8 1,54·10-7 5,84·10-8 5,40·10- Остальные Эффективная 6,42·10-8 5,90·10-8 6,66·10-8 6,24·10-8 1,31·10-7 8,12·10-8 1,07·10-7 6,15·10-8 2,41·10-7 1,01·10-7 2,03·10-7 8,13·10- доза

Pages:     | 1 | 2 ||
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.