Стр. 3
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10
отселении населения на постоянное место жительства.
55. При проведении вмешательств пределы доз (см. приложение 1)
не применяются. Исходя из указанных принципов (см. пункт 52), при
планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии
органами санитарно-эпидемиологической службы устанавливаются уровни
вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного
загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и
условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев
развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной
обстановки.
56. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение
обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной
обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне
радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и
осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения
на основе изложенных в пунктах 51, 52, 54 принципов и подходов.
57. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной
радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории
проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы,
предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с
уровнями А и Б, приведенными в приложениях 6, 7, 8.
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием,
не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты,
связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а
также хозяйственного и социального функционирования территории.
Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение
превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о
выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и
оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.
Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием,
достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение
соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением
нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального
функционирования территории.
58. На поздней стадии радиационной аварии, повлекшей за собой
загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами,
решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом складывающейся
радиационной обстановки и конкретных социально-экономических
условий. При этом вмешательство обосновывается величиной годовой
эффективной дозы (ГЭД), которая может быть получена жителями в
отсутствие мер радиационной защиты. Под ГЭД здесь понимается
эффективная доза, средняя у жителей населенного пункта за текущий
год, обусловленная искусственными радионуклидами, поступившими в
окружающую среду в результате радиационной аварии.
59. При обнаружении локальных радиоактивных загрязнений в любом
случае должна быть осуществлена оценка величины годовой эффективной
дозы и величины дозы, ожидаемой за 70 лет.
Критерием вмешательства для локальных радиоактивных загрязнений
является величина годовой эффективной дозы, равная 0,3 мЗв в год.
Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого
требуется проведение защитных мероприятий с целью ограничения
облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с
учетом интенсивности радиационного воздействия на население по
величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.
Решение о необходимости, а также о характере, объеме и
очередности защитных мероприятий принимается с учетом следующих
основных условий:
местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые
участки, дороги и подъездные пути, жилые здания,
сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр.,
промышленная зона: территория предприятия, здания промышленного и
административного назначения, места для сбора отходов и пр.);
площади загрязненных участков;
возможного проведения на участке загрязнения работ, действий
(процессов), которые могут привести к увеличению уровней
радиационного воздействия на население;
мощности дозы гамма-излучения, обусловленной радиоактивным
загрязнением;
изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от
поверхности почвы (при загрязнении территории).
60. Критерии принятия решений и производные уровни для
ограничительных мер при авариях с диспергированием преимущественно
урана, плутония, других трансурановых элементов устанавливаются
специальным нормативным документом.
РАЗДЕЛ VI
ТРЕБОВАНИЯ К КОНТРОЛЮ ЗА ВЫПОЛНЕНИЕМ НОРМ
Глава 12. Требования к контролю за выполнением Норм
61. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения
радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования
радиационно опасных объектов. Он имеет целью определение степени
соблюдения принципов радиационной безопасности и требований
нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз
и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой
информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве
в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий
радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным
уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется
за всеми источниками излучения, кроме приведенных в пункте 5 Норм.
62. Радиационному контролю подлежат:
радиационные характеристики источников излучения, выбросов в
атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;
радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на
рабочих местах и в окружающей среде;
радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с
повышенным уровнем природного облучения;
уровни облучения персонала и населения от всех источников
излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.
63. Основными контролируемыми параметрами являются:
годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. приложение 1);
поступление радионуклидов в организм и их содержание в
организме для оценки годового поступления;
объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде,
продуктах питания, строительных материалах и др.;
радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви,
рабочих поверхностей;
доза и мощность дозы внешнего излучения;
плотность потока частиц и фотонов.
Переход от измеряемых величин внешнего излучения к нормируемым
определяется специальными методическими указаниями.
64. С целью оперативного контроля для всех контролируемых
параметров по пункту 73 устанавливаются контрольные уровни. Значение
этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано
непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения
уровней облучения до возможно низкого уровня.
При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю
источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность
его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации.
Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для
выяснения причин этого превышения.
65. Государственный надзор за выполнением Норм радиационной
безопасности осуществляют органы санитарно-эпидемиологической службы
Министерства здравоохранения Республики Беларусь и другие
уполномоченные органы в установленном порядке.
66. Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от
форм собственности, возлагается на администрацию этой организации.
Контроль за облучением населения возлагается на местные
исполнительные и распорядительные органы.
При возникновении радиационной аварии:
контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и
аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;
контроль за облучением населения осуществляется местными
органами власти и государственного надзора за радиационной
безопасностью.
Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на
администрацию органов и учреждений здравоохранения.
РАЗДЕЛ VII
ЗНАЧЕНИЯ ДОПУСТИМЫХ УРОВНЕЙ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ
Глава 13. Значения допустимых уровней радиационного воздействия
67. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого
уровня радиационного воздействия для данного пути облучения
определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только
одного данного фактора облучения в течение года величина дозы
равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного
за пять лет), указанного в приложении 1.
В приложениях запись вида 1,6-12 означает 1,6х10**-12, а
1,6+12-1,6х10**+12.
68. Значения допустимых уровней для всех путей облучения
определены для стандартных условий, которые характеризуются
следующими параметрами:
объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в
организм на протяжении календарного года;
временем облучения t в течение календарного года;
массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в
организм на протяжении календарного года;
геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.
Для персонала установлены следующие значения стандартных
параметров: Vперс = 2,4х10**3 куб.м в год; tперс = 1700 ч в год;
Mперс = 0.
Для населения установлены следующие значения стандартных
параметров: tнас = 8800 ч в год; Mнас = 730 кг в год для взрослых.
Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от
возраста и приведен в приложении 9.
69. Для целей нормирования поступления радионуклидов через
органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей их химические
соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода
радионуклида из легких в кровь:
тип М (медленнорастворимые соединения) - при растворении в
легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента
активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001
сут**-1;
тип П (соединения, растворимые с промежуточной скоростью) - при
растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная
активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005
сут**-1;
тип Б (быстрорастворимые соединения) - при растворении в легких
веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида
поступает в кровь со скоростью 100 сут**-1.
Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы
дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы Г (Г1-Г3) газов и
паров соединений некоторых элементов.
Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в
производственных условиях приведено в приложении 10.
70. Приведенные в приложениях 2 и 3 значения дозовых
коэффициентов, а также величин ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для
воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным
распределением частиц по активности при медианном по активности
аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом
отклонении, равном 2,5**а.
____________________________
**а В расчетах использована модель органов дыхания,
рекомендованная публикацией 66 МКРЗ.
71. В приложении 2 для персонала для случая поступления
радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового
коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой
среднегодовой объемной активности ДОАперс. В приложение 2 не входят
инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего
облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см.
разделы III и IV). Природные радионуклиды 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm
и 187Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их
химической токсичности. Из-за химической токсичности урана
поступление через органы дыхания его соединений типа Б или П не
должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.
Если химическая форма соединения данного радионуклида
неизвестна, то следует использовать данные из приложения 2 для
соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и
соответственно наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс.
72. В приложении 3 для населения приведены:
а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом -
критическая возрастная группа, а также значения дозового
коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же
возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая
среднегодовая объемная активность ДОАнас оказалась наименьшей;
б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей -
критическая возрастная группа**а, значения дозового коэффициента и
предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где ПГПнас
наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной
активности в питьевой воде УВнас, рассчитанный согласно пункту 43.
УВ в пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по
специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей
внутреннего и внешнего облучения населения (см. пункт 38) и с
обеспечением непревышения основных пределов доз (приложение 1) в
нормальных условиях и критериев приложений 7 и 8 при аварийном
облучении.
____________________________
**а Поступление радионуклидов с пищей не рассматривается у
детей в возрасте менее 1 года, поскольку они питаются
преимущественно грудным молоком.
73. В приложениях 11-17 приведены числовые значения
среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем
облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала
моноэнергетическими электронами (приложения 11, 12), бета-частицами
(приложение 13), моноэнергетическими фотонами (приложения 14-16) и
моноэнергетическими нейтронами (приложение 17). Значения
среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого
диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий
облучения: изотропного (2пи или 4пи) поля излучения и падения
параллельного пучка излучения на тело спереди (переднезадняя
геометрия).
74. В приложении 18 приведены значения допустимого
радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды,
спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала. Для кожи,
спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется
общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В
остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.
Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с
учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет
произведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна
превосходить 300 кв.см.
75. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность
в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в приложении 19.
Приложение 1
к ГН 2.6.1.8-127-2000
Нормы радиационной
безопасности (НРБ-2000)
25.01.2000 N 5
Основные пределы доз облучения
------------------T------------------------------------------------
Нормируемые ¦ Пределы доз, мЗв
величины *) +-----------------------T------------------------
¦ Персонал ¦ Население
------------------+-----------------------+------------------------
Эффективная доза 20 мЗв в год в среднем 1 мЗв в год в среднем
за любые за любые
последовательные 5 лет, последовательные 5 лет,
но не более 50 мЗв в но не более 5 мЗв в год
год
Эквивалентная
доза за год:
в хрусталике
глаза **) 150 15
коже ***) 500 50
кистях и стопах 500 50
-------------------------------------------------------------------
____________________________
*) Допускается одновременное облучение до указанных пределов по
всем нормируемым величинам.
**) Относится к дозе на глубине 300 мг/кв.см.
***) Относится к среднему по площади в 1 кв.см значению в
базальном слое кожи толщиной 5 мг/кв.см под покровным слоем толщиной
5 мг/кв.см. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/кв.см.
Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при
условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 кв.см
площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при
облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на
хрусталик от бета-частиц.
Приложение 2
к ГН 2.6.1.8-127-2000
Нормы радиационной
безопасности (НРБ-2000)
25.01.2000 N 5
Значения дозовых коэффициентов, пределов годового
поступления с воздухом и допустимой среднегодовой
объемной активности в воздухе отдельных
радионуклидов для персонала
-----------T-----------T--------T-------T-------------T------------
Радионуклид¦Период ¦Тип ¦Дозовый¦ Предел ¦Допустимая
¦полураспада¦соеди- ¦коэффи-¦ годового ¦средне-
¦ ¦нения ¦циент, ¦ поступле- ¦годовая
¦ ¦при ¦Евозд ¦ ния ПГПперс,¦объемная
¦ ¦инга- ¦ перс, ¦ Бк в год ¦активность
¦ ¦ляции ¦Зв/Бк ¦ ¦ДОАперс,
¦ ¦*) ¦ ¦ ¦Бк/куб.м
-----------+-----------+--------+-------+-------------+------------
H-3 12,3 г. Г1 1,8-11 1,1+9 4,4+5
Г2 1,8-15 1,1+13 4,4+9
Г3 1,8-13 1,1+11 4,4+7
Be-7 53,3 сут П 4,8-11 4,2+8 1,7+5
М 5,2-11 3,8+8 1,5+5
Be-10 1,60+6 лет П 9,1-9 2,2+6 8,8+2
М 3,2-8 6,3+5 2,5+2
C-11 0,340 ч Г1 3,2-12 6,2+9 2,5+6
Г2 2,2-12 9,1+9 3,6+6
Г3 1,2-12 1,7+10 6,7+6
C-14 5,73+3 лет Г1 5,8-10 3,4+7 1,4+4
Г2 6,2-12 3,2+9 1,3+6
Г3 8,0-13 2,5+10 1,0+7
F-18 1,83 ч Б 3,0-11 6,7+8 2,7+5
П 5,7-11 3,5+8 1,4+5
М 6,0-11 3,3+8 1,3+5
Na-22 2,60 г. Б 1,3-9 1,5+7 6,2+3
Na-24 15,0 ч Б 2,9-10 6,9+7 2,8+4
Mg-28 20,9 ч Б 6,4-10 3,1+7 1,3+4
П 1,2-9 1,7+7 6,7+3
Al-26 7,16+5 лет Б 1,1-8 1,8+6 7,3+2
П 1,8-8 1,1+6 4,4+2
Si-31 2,62 ч Б 2,9-11 6,9+8 2,8+5
П 7,5-11 2,7+8 1,1+5
М 8,0-11 2,5+8 1,0+5
Si-32 4,50+2 лет Б 3,2-9 6,3+6 2,5+3
П 1,5-8 1,3+6 5,3+2
М 1,1-7 1,8+5 7,3+1
P-32 14,3 сут Б 8,0-10 2,5+7 1,0+4
П 3,2-9 6,3+6 2,5+3
P-33 25,4 сут Б 9,6-11 2,1+8 8,3+4
П 1,4-9 1,4+7 5,7+3
S-35 87,4 сут Б 5,3-11 3,8+8 1,5+5
П 1,3-9 1,5+7 6,2+3
Г1 7,0-10 2,9+7 1,1+4
Г2 1,1-10 1,8+8 7,3+4
Cl-36 3,01+5 лет Б 3,4-10 5,9+7 2,4+4
П 6,9-9 2,9+6 1,2+3
Cl-38 0,620 ч Б 2,7-11 7,4+8 3,0+5
П 4,7-11 4,3+8 1,7+5
Cl-39 0,927 ч Б 2,7-11 7,4+8 3,0+5
П 4,8-11 4,2+8 1,7+5
K-40 *2) 1,28+9 лет Б 2,1-9 9,5+6 3,8+3
K-42 12,4 ч Б 1,3-10 1,5+8 6,2+4
K-43 22,6 ч Б 1,5-10 1,3+8 5,3+4
K-44 0,369 ч Б 2,1-11 9,5+8 3,8+5
K-45 0,333 ч Б 1,6-11 1,3+9 5,0+5
Ca-41 1,40+5 лет П 1,7-10 1,2+8 4,7+4
Ca-45 163 сут П 2,7-9 7,4+6 3,0+3
Ca-47 4,53 сут П 1,8-9 1,1+7 4,4+3
Sc-43 3,89 ч М 1,2-10 1,7+8 6,7+4
Sc-44 3,93 ч М 1,9-10 1,1+8 4,2+4
Sc-44m 2,44 сут М 1,5-9 1,3+7 5,3+3
Sc-46 83,8 сут М 6,4-9 3,1+6 1,3+3
Sc-47 3,35 сут М 7,0-10 2,9+7 1,1+4
Sc-48 1,82 сут М 1,1-9 1,8+7 7,3+3
Sc-49 0,956 ч М 4,1-11 4,9+8 2,0+5
Ti-44 47,3 г. Б 6,1-8 3,3+5 1,3+2
П 4,0-8 5,0+5 2,0+2
М 1,2-7 1,7+5 6,7+1
Ti-45 3,08 ч Б 4,6-11 4,3+8 1,7+5
П 9,1-11 2,2+8 8,8+4
М 9,6-11 2,1+8 8,3+4
V-47 0,543 ч Б 1,9-11 1,1+9 4,2+5
П 3,1-11 6,5+8 2,6+5
V-48 16,2 сут Б 1,1-9 1,8+7 7,3+3
П 2,3-9 8,7+6 3,5+3
V-49 330 сут Б 2,1-11 9,5+8 3,8+5
П 3,2-11 6,3+8 2,5+5
Cr-48 23 ч Б 1,0-10 2,0+8 8,0+4
П 2,0-10 1,0+8 4,0+4
М 2,2-10 9,1+7 3,6+4
Cr-49 0,702 ч Б 2,0-11 1,0+9 4,0+5
П 3,5-11 5,7+8 2,3+5
М 3,7-11 5,4+8 2,2+5
Cr-51 27,7 сут Б 2,1-11 9,5+8 3,8+5
П 3,1-11 6,5+8 2,6+5
М 3,6-11 5,6+8 2,2+5
Mn-51 0,770 ч Б 2,4-11 8,3+8 3,3+5
П 4,3-11 4,7+8 1,9+5
Mn-52 5,59 сут Б 9,9-10 2,0+7 8,1+3
П 1,4-9 1,4+7 5,7+3
Mn-52m 0,352 ч Б 2,0-11 1,0+9 4,0+5
П 3,0-11 6,7+8 2,7+5
Mn-53 3,70+6 лет Б 2,9-11 6,9+8 2,8+5
П 5,2-11 3,8+8 1,5+5
Mn-54 312 сут Б 8,7-10 2,3+7 9,2+3
П 1,5-9 1,3+7 5,3+3
Mn-56 2,58 ч Б 6,9-11 2,9+8 1,2+5
П 1,3-10 1,5+8 6,2+4
Fe-52 8,28 ч Б 4,1-10 4,9+7 2,0+4
П 6,3-10 3,2+7 1,3+4
Fe-55 2,70 г. Б 7,7-10 2,6+7 1,0+4
П 3,7-10 5,4+7 2,2+4
Fe-59 44,5 сут Б 2,2-9 9,1+6 3,6+3
П 3,5-9 5,7+6 2,3+3
Fe-60 1,00+5 лет Б 2,8-7 7,1+4 2,9+1
П 1,3-7 1,5+5 6,2+1
Co-55 17,5 ч П 5,1-10 3,9+7 1,6+4
М 5,5-10 3,6+7 1,5+4
Co-56 78,7 сут П 4,6-9 4,3+6 1,7+3
М 6,3-9 3,2+6 1,3+3
Co-57 271 сут П 5,2-10 3,8+7 1,5+4
М 9,4-10 2,1+7 8,5+3
Co-58 70,8 сут П 1,5-9 1,3+7 5,3+3
М 2,0-9 1,0+7 4,0+3
Co-58m 9,15 ч П 1,3-11 1,5+9 6,2+5
М 1,6-11 1,3+9 5,0+5
Co-60 5,27 г. П 9,6-9 2,1+6 8,3+2
М 2,9-8 6,9+5 2,8+2
Co-60m 0,174 ч П 1,1-12 1,8+10 7,3+6
М 1,3-12 1,5+10 6,2+6
Co-61 1,65 ч П 4,8-11 4,2+8 1,7+5
М 5,1-11 3,9+8 1,6+5
Co-62m 0,232 ч П 2,1-11 9,5+8 3,8+5
М 2,2-11 9,1+8 3,6+5
Ni-56 6,10 сут Б 5,1-10 3,9+7 1,6+4
П 8,6-10 2,3+7 9,3+3
Г 1,2-9 1,7+7 6,7+3
Ni-57 1,50 сут Б 2,8-10 7,1+7 2,9+4
П 5,1-10 3,9+7 1,6+4
Г 5,6-10 3,6+7 1,4+4
Ni-59 7,50+4 лет Б 1,8-10 1,1+8 4,4+4
П 1,3-10 1,5+8 6,2+4
Г 8,3-10 2,4+7 9,6+3
Ni-63 96 лет Б 4,4-10 4,5+7 1,8+4
П 4,4-10 4,5+7 1,8+4
Г 2,0-9 1,0+7 4,0+3
Ni-65 2,52 ч Б 4,4-11 4,5+8 1,8+5
П 8,7-11 2,3+8 9,2+4
Г 3,6-10 5,6+7 2,2+4
Ni-66 2,27 сут Б 4,5-10 4,4+7 1,8+4
П 1,6-9 1,3+7 5,0+3
Г 1,6-9 1,3+7 5,0+3
Cu-60 0,387 ч Б 2,4-11 8,3+8 3,3+5
П 3,5-11 5,7+8 2,3+5
М 3,6-11 5,6+8 2,2+5
Cu-61 3,41 ч Б 4,0-11 5,0+8 2,0+5
П 7,6-11 2,6+8 1,1+5
М 8,0-11 2,5+8 1,0+5
Cu-64 12,7 ч Б 3,8-11 5,3+8 2,1+5
П 1,1-10 1,8+8 7,3+4
М 1,2-10 1,7+8 6,7+4
Cu-67 2,58 сут Б 1,1-10 1,8+8 7,3+4
П 5,2-10 3,8+7 1,5+4
М 5,8-10 3,4+7 1,4+4
Zn-62 9,26 ч М 4,7-10 4,3+7 1,7+4
Zn-63 0,635 ч М 3,8-11 5,3+8 2,1+5
Страницы:
Стр.1 |
Стр.2 |
Стр.3 |
Стр.4 |
Стр.5 |
Стр.6 |
Стр.7 |
Стр.8 |
Стр.9 |
Стр.10
|
