Риски отдаленных последствий

Учет характера дозовой зависимости и наличия эффекта мощности дозы оказывается важным при переносе данных, полученных в экспери­ментах на реальные ситуации облучения человеческих популяций. Наибольшим при­знанием у специалистов в настоящее время пользуется гипотеза о беспо­роговом характере индукции генетических повреждений, по крайней ме­ре, ионизирующей радиацией.

Благодаря процессам репарации радиационных повреждений происходит «взаимодействие» биообъекта и излучения, а задача описания дозовой зависимости требует изучения как характеристик непосредственно излучения, так и облучаемого биообъекта. В отличие от порогового детерминированного эффекта тя­жесть которого зависит от дозы, эффект отдаленных последст­вий является стохастическим (вероятностным). Вероятность того, что у каждого из облученных будет в течение года обнаружен эффект отдаленных последствий, называется радиационным риском.

Зна­чения радиационного риска сопоставля­ют с рисками, которые характе­ризуют степень опасности окружающей среды, т.е. ее экологическое каче­ство. Кроме того, становится возмож­ной стоимостная оценка ущерба и со­поставление его с выгодой, получаемой от применения ио­низирующих излучений. Применение концепции «ущерб — вы­года» позволяет провести оптимизацию радиационной защиты от наружного или внутреннего облучения.

Для получения статистически достоверной информации о случаях возникновения радиационно индуцированного рака или генетических аномалий при облучении малыми дозами необхо­дим труднодостижимый уровень медицинского контроля населе­ния. Международной комиссией по радиологической защите и Научным комитетом по действию атомной радиации ООН (НКДАР ООН) принята концепция о линейной зависимости риска (индивиду­альную вероятность смерти в результате отдаленных последст­вий облучения), от дозы в области ма­лых доз, а также об отсутствии порога для этой зависимости.

Рекомендуется принимать комплекс мер для снижения реального риска до как можно более низких значений, которые достижимы с учетом экономических и социальных факторов. Например, расходы на снижение реального риска нa предприятиях атомной энергетики США соответствуют 1000 долларов на 1 бэр. Если расходы на снижение индивидуальной дозы облучения превосходят этот порог, то от соответствующих мероприятий отказываются, считая их неразумными. Область безусловно приемлемого риска расположена при значениях R, не превосходящих 1·10^-6 год^-1. Такие ситуации не воспринимаются человеком как потенциально опасные.

Аналогичный подход принят в НРБ-99.

 

Основные понятия дозиметрии

Мерой количества радиоактивного вещества является его активность, которая измеряется числом спонтанных ядерных пре­вращений за единицу времени. Единицами активности является беккерель (Бк), кюри (Ки) и мг-экв Ra. Активность, соответ­ствующая 1 Бк, - один распад в секунду. 1 Ки - 3, 7*10¹⁰ рас­падов в секунду. 1 мг-экв Ra равен 1 мКи.

Радиоизотопы элемента различают и обозначают числом, соответствующим атомной массе, слева сверху от символа элемента. Скорость распада изотопа характеризуют величиной, называемой периодом полураспада Т_1/2. Период полураспада Т_1/2. – это время, в течение которого из имеющегося количества радиоактивных ядер распадается половина. Так, для изотопа урана U-238 Т_1/2 =4, 5*10⁹ лет, для радия Ra-226 Т_1/2 =1590 лет, для радона Rn-222 Т_1/2 = 3, 8 суток, а для курчатовия Ku-261 Т_1/2 = 0, 3 сек. Таким образом, если имеется 1г радия Ra-226, то через 1590 лет останется 0, 5 г, ещё через 1590 лет – 0, 25 г.

Исторически первыми методами измерения активности и были методы основанные на ионизации воздуха или других сред. Эти методы и опирающиеся на них способы оценки воздействия применяются и в современных приборах. Для количественной оценки ионизирующего излучения используется понятие экспозиционной дозы, характеризующую степень ионизации воз­духа под влиянием излучения.

Взаимодействуя с веществом, частица теряет свою энергию, причем плотность ионизации резко возрастает к концу пробега. Для тяжелых заряженных частиц существует одно­значная связь между энергией частицы и ее пробегом. Основной энергетической единицей является электронвольт (эВ), равный кинетической энергии электрона, прошедшего разность потенциалов 1 В. Высокими считаются энергии порядка 1 МэВ (10⁶ эВ). Характерные значения энергии a-частиц находятся в диапазоне значений до 10 МэВ. Величина пробега таких частиц в воздухе не превышает 10 см, а в биологической ткани 100 мкм. Скорость электронов, образующихся в результате b-распада существенно выше, чем более тяжелых заряженных частиц с одинаковой кинетической энергией, т.к. последняя пропорциональна массе (отношение масс покоя про­тона и электрона равно 1836). Поэтому плотность ионизации, создаваемой b-частицами, намного меньше, чем для других за­ряженных частиц, а пробег — больше. Пробег электронов, имеющих энергию 5, 0 МэВ достигает 20 м в воздухе и 2, 5 см в воде.

Гамма излучение имеют более высокую проникающую способность. Возможны следующие виды взаимодействия g-квантов с веществом: поглощение связанными в атоме элек­тронами (фотоэффект), рассеяние электронами (эффект Комптона), а также поглощение в кулоновском поле ядра с образованием пары электрон-позитрон. Воздух - смесь газов (преимущественно азота N₂ и кисло­рода 0₂) с малыми атомными номерами, и поэтому в широком диапазоне значений Eg, (20 кэВ - 23 МэВ) доминирующим эф­фектом взаимодействия является эффект Комптона. Поскольку электронам азота и кислорода при рассеянии на них фотонов пере­дается энергия, намного превосходящая их энергии связи, эти электроны считаются свободными. Для g-излучения, испускаемого радионуклидом Со-60 (Е_g = 1, 33 МэВ), макси­мальная энергия, передаваемая комптоновским электронам, равна 0, 9 МэВ. Именно эти электроны ионизируют молекулы азота и кислорода и имеют мак­симальный пробег, равный 3, 4 м. Поэтому g-излучение называется косвенно ионизирующим.

Экспозиционная доза X является ионизационным эквивалентом энергии, передан­ной g-квантами массе m сухого воздуха, находящегося при нор­мальных физических условиях (273 К; 0, 1 МПа ). Средняя энергия электрона ε, необходимая для создания одной пары ионов в воздухе, равна 33, 85 эВ. Число пар ионов (положительных и отрицательных зарядов), созданных на длине пробега, определяется отношени­ем начальной энергии комптоновского электрона к значению ε и для данного случая составляет 2, 6·10⁴. Единицей экспозиционной дозы в системе СИ является Кл/кг. Более употребительной единицей является 1 рентген (сокращенно 1 Р). При ее определении используется физическая система единиц. В соот­ветствии с этой системой областью передачи энергии g-излучения является объем воздуха, равный 1 cм³, а заряд электрона измеряется в электростатических единицах (е = 4, 8·10^-10 эл.ст.ед. заряда). Единице экспозиционной дозы 1 Р соответствует обра­зование за пределами рассматриваемого объема одной электро­статической единицы заряда в результате полного торможения комптоновских электронов, образующихся в этом объеме и вы­летающих из него.

Используя соотношение между единицами заряда в этих системах (1 Кл = 3·10⁹ эл.ст.ед.), а также плотность воздуха ρ _в при нормальных физических условиях (ρ _в =1, 293·10^-3 г/см³), получим, что 1 Кл/кг равен 3880 Р. Полученное значение намного превосходит смертельную до­зу, соответствующую однократному наружному облучению всего тела (600 Р), поэтому применение специальной единицы экспо­зиционной дозы является более удобным. Кроме того, практи­чески все имеющиеся дозиметры калиброваны именно в этих единицах.

Применение ионизационных камер для измерения экспозиционной дозы позволяет решать практические задачи дозиметрии рентгеновского и g-излучения, так как процесс ионизация воздуха хорошо моделирует ионизацию воды и мышечной ткани (ионизация пропорциональна поглощенной энергии и слабо зависит от мощности излучения).

С появлением всё более мощных источников, а также с появлением таких задач, как изучение действия на плотные конструкционные материалы пучков заряженных частиц, возникла необходимость в использовании понятия поглощенная доза. Единицы измерения поглощенной дозы - Грей (Гр [Дж/кг]) и внесистемная единица рад (100 эрг/г, 10-2 Гр.) Назва­ние «рад» является акронимом термина «radiation absorbed dose».

Определим объемный энергетический эквивалент рентгена, т.е. энергию g-излучения, переданную воздуху, находящемуся в объеме 1 см³. Найдем число пар ионов, создаваемых на длине пробега комптоновских электронов (полный заряд ионов одного знака, образованных за пределами рассматриваемого объема, ра­вен 1 эл.ст.ед. заряда). Полученное значение следует умножить на среднюю энергию образования пары ионов и результат пере­вести в энергетические единицы физической системы. Соотношение между единицей энергии в системе СИ (Джоуль) и специальной единицей (эВ) определяется зарядом электрона 1, 62·10^-19 Кл. Поэтому 1 эВ равен 1, 62·10^-19Дж. Переход к энергетической единице в физической системе (1 Дж = 10⁷ эрг, 1 эВ = 1, 602·10^-12 эрг) осуществляется по соотношению: 2, 8·10⁹ пар ионов/Р ´ 33, 85 эВ/пар ионов ´ 1, 62·10^-12 эрг/эВ=0, 113 эрг/Р.

При таком определении единицы экспозиционной дозы и ее энергетического эквивалента области передачи и поглощения энергии имеют существенно разные пространственные масшта­бы Упрощение измерений возникающего заряда возможно при условии электронного равновесия, совмещающем указанные области в пределах объема в 1 см³. Для этой цели источник g-излучения и объем, в котором из­меряется заряд ионов, разделяют слоем воздуха, толщина кото­рого равна или превосходит максимальный пробег образующих­ся в данном слое комптоновских электронов. В результате энергия последних компенсирует энергию электронов, образующихся в из­мерительном объеме и вылетающих из него. Если создано условие электронного равновесия, то экспозиционной дозе, равной 1 рент­ген, будет соответствовать заряд в 1 эл.ст.ед., возникающий в еди­ничном объеме воздуха. Кроме того, изменяется размерность энергетического эквивалента (1 Р = 0, 113 эрг/см³). Для перехода к массовому энергетическому эквиваленту следует разделить при­веденное значение на плотность ρ _в воздуха при нормальных фи­зических условиях, что дает: 1 Р = 87, 3 эрг/г и 1 Р = 0, 873 рад. Следует отметить, что энергетический эквивалент рентгена для воды и биологической ткани равен 93 эрг/г, т.е. является еще более близким к единице поглощенной дозы 1 рад.

Поскольку в процессах взаимодействия рентгеновского и g-излучения с воздухом и биологическими материалами много общего, то существует линейная пропорциональность между экспозиционной и погло­щенной дозами.

Массовый эквивалент позволяет оценить энергию g-излучения, которая соответствует наружному облуче­нию смертельной экспозиционной дозой взрослого человека стандартной массы в 70 кг (600 Р тождественны 367 Дж). Полученный результат наглядно по­казывает степень зависимости биологической опасности от энергетического потенциала воздействия на организм, посколь­ку энергия, равная 367 Дж, содержится в чайной ложке горя­чего кофе. Исключительно высокая биологическая опасность ионизирующих излучений объясняется передачей больших пор­ций энергии на уровне клеточного ядра. Например, значение ε = 33, 85 эВ в 1300 раз выше, чем средняя энергия теплового дви­жения при комнатной температуре. Можно сравнить действие на организм ножа и одеяла, равной массы и падающих с одинаковой высоты.

 

3. Величина поглощенной зоны не определяет полностью биологическое дей­ствие и тяжесть возможных поражений. Дополнительно вводится понятие экви­валентной дозы, представляющей собой произведение поглощенной дозы на средний коэффициент качества излуче­ния. Для рентгеновского b- и g-излучения коэффициент качества принимается рав­ным единице. Тяжесть возможных поражений при облучении альфа-частицами значительно выше. Так как альфа-частицы отличаются наиболее быстрым поглощением (например, одеждой), то альфа-облучение возможно и наиболее биологически опасно при поступлении радио­активных веществ внутрь организма (при внутреннем облучении). Степень биологической опас­ности различных частиц тем выше, чем выше плотность ионизации, создаваемой в тканях организма.

В качестве единиц эквивалентной дозы используют зиверт (Зв, [Дж/кг]) и внесистемная единица бэр (биологический эквивалент рада, 10^-3 Зв).

4. Для оценки риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела и отдельных органов с учетом их радиочувствительности используется эффектив­ная эквивалентная доза. Она определяется как доза гипотетиче­ского одномоментного облуче­ния человека, вызывающая такие же биоло­гические эффекты, что и подобная доза протяженного во времени или фракционированного облучения. Единицей измерения, как и в случае эк­вивалентной дозы, является зиверт.

При расчете эффективной эквивалентной дозы используются взвешивающие коэффициенты для тканей и органов, так как ткани организма различаются в части чувствительности к излучению (таблица 5.2)

 

Взвешивающие коэффициенты для тканей и органов

при расчете эффективной эквивалентной дозы

1. Лёгкие	0, 12	2. Печень	0, 05	3. Гонады	0, 20
Костный мозг (красный)	0, 12	Молочная железа	0, 05	4. Кожа	0, 01
Толстый кишечник (прямая, сигмовидная, нисходящая кишка)	0, 12	Щитовидная железа Пищевод	0, 05     0, 05	Клетки костных поверхностей	0, 01
Желудок	0, 12	Мочевой пузырь	0, 05
5. Остальное, (надпочечники, головной мозг, слепая, восходящая и поперечноободочная кишка, тонкий кишечник, почки, мышечная ткань, поджелудочная железа, селезенка, вилочковая железа, матка)	0, 05

Пример расчета эффективной дозы [5]. При рентгеновском обследовании грудной клетки средняя эквивалентная доза облучения лёгких составила 180 мкЗв, молочной железы - 30 мкЗв, щитовидной железы - 50 мкЗв, красного костного мозга - 110 мкЗв, гонад- 10 мкЗв, поверхности костной ткани - 23 мкЗв, желудка, толстого кишечника, печени, почек, селезёнки, поджелудочной железы - по 20 мкЗв. Облучением остальных органов и тканей можно пренебречь. Определить эффективную эквивалентную дозу, полученную пациентом при обследовании.

180´ 0, 12 + 30´ 0, 05+ 50´ 0, 05 + 110´ 0, 12 + 10´ 0, 2 + 23´ 0, 01 + 20´ 0, 12 + 20´ 0, 12 + 20´ 0, 05 + 20´ 0, 05=47, 92.

Ответ: 47, 92 мкЗв.

 

Коллективная эффективная эквивалентная доза измеряется в человеко-Зивертах (чел-Зв) используется при оценке вероятных последствий воздействия на популяцию. Так как периоды полураспада радионуклидов сильно различаются, то ожидаемые в нескольких поколениях последствия увеличения радиоактивного фона оценивают с помощью ожидаемой (полной) коллективной эффективной эквивалентной дозы.

 

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99)

Нормы радиационной безопасности (НРБ в редакции 1999 года) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения. НРБ являются основополагающим документом. Требования по обеспечению радиационной безопасности в НРБ регламентируют нормы и требования в зависимости от обстоятельств облучения:

- в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

- облучение от природных источников;

- при медицинском облучении;

- в результате радиационной аварии.

Главными нормируемыми величинами являются основные пределы доз (предельно допустимые дозы облучения) - это величина годовой эффективной и эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность предполагаемых стохастических эффектов находится при этом на стохастическом уровне. Все остальные ограничения, установленные НРБ, определяются из того, чтобы не были превышены дозовые пределы, исходя из суммы как внешнего, так и внутреннего облучения. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

 

В НРБ устанавливаются следующие категории лиц:

- население;

- персонал - лица, работающие с техногенными источниками излучения (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б); основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 0, 25 значений для персонала группы А.

Основные пределы доз

Нормируемые величины	Пределы доз
	Персонал* (группа А)	население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в:
хрусталике глаза	150 мЗв	15 мЗв
коже	500 мЗв	50мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50мЗв

 

Допустимое поступление радионуклидов через воздух, воду, продукты питания

Эффективная доза облучения источниками, образовавшимися из природных радионуклидов в результате деятельности человека (концентрирование, изменение естественной формы нахождения в природе, повышенное космическое излучение), не должна превышать 5 мЗв в год. На основании годовых доз и с учетом всех факторов, влияющих на формирование дозы (период полураспада, скорость естественного выведения, биологические особенности радионуклида и его соединений, скорости их поступления из легких в кровь и проч.), рассчитаны допустимое поступление радионуклидов в организм через органы дыхания, с водой и пищей, допустимое содержание радионуклидов в воздухе.

Санитарная оценка степени загрязнения внешней среды радиоактивны­ми веществами производится на основании допустимой объемной активности и допустимой удельной активности (Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения, СП 2.6.1.1292-03). Удельную активность радионуклидов в воде открытых водоемов и в питьевой воде из централизованных систем хозяйственно-питьевого водоснабжения контролируют по суммарным показателям α - и β -активности, а при достоверном превышении значений контрольных уровней, обязательным является определение содержания отдельных радионуклидов. Перечень радионуклидов, подлежащих определению дополнительно (ряда техногенных изотопов), устанавливается с учетом местных условий.

При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0, 1 мЗв в год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Если вода содержит повышенное количество природных радионуклидов, то предварительная оценка допустимости использования ее для питьевых целей может быть отдана по удельной альфа- (не более 0, 1 Бк/кг) и бета- (не более 1Бк/кг) активности.

Предупреждения развития радиационной аварии или ограничение ее последствий

С целью предупреждения развития радиационной аварии или ограничения ее последствий согласно НРБ допускается планируемое повышенное облучение для мужчин старше 30 лет лишь при добровольном письменном согласии, и после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья. Лица, получившие эффективную дозу более 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению свыше 200 мЗв в течение года облучение должно рассматриваться как потенциально опасное.

Для населения в случае радиационной аварии НРБ устанавливают прогнозируемые уровни облучения (доза за 2 суток, Гр), при которых необходимо срочное вмешательство: все тело -1; легкие – 6; кожа – 3; щитовидная железа – 5; хрусталик глаза – 2; гонады – 3; плод - 0, 1. Уровень вмешательства при хроническом облучении устанавливаются (при годовой поглощенной дозе, Гр): красный косный мозг - 0, 4; гонады - 0, 2 хрусталик глаза - 0, 1.

 

Радиационные воздействия в медицине

Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз.

 

Минимально значимая активность

НРБ устанавливает границы радиоактивности источника, ниже которой не требуется разрешение органов Госсанэпиднадзора на их использование. Эти границы -минимально значимая активность (МЗА) и минимально значимая удельная активность (МЗУА) открытого источника ионизирующего излучения в помещении или на рабочем месте. Требования НРБ не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

- индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв.

 

Основные санитарные нормы и правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-2000)

ОСПОРБ базируется на НРБ-99 и устанавливают требования по защите людей от вредного радиационного воздействия при всех условиях облучения от источников ионизирующего излучения, на которые распространяется действие НРБ-99. Правила являются обязательными при проектировании, строительстве, эксплуатации, реконструкции, перепрофилировании и выводе из эксплуатации радиационных объектов.

ОСПОРБ состоят из разделов:

- радиационная безопасность при воздействии природных источников излучения;

- радиационная безопасность персонала и населения при эксплуатации техногенных источников излучения;

- радиационная безопасность пациентов и населения при медицинском облучении;

- санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности.

 

Принципы обеспечения радиационной безопасности:

- принцип нормирования - непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан;

- принцип обоснования - запрещение всех видов деятельности, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда;

- принцип оптимизации - поддержание на возможно низком достижимом уровне индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц.

Аварии, связанные с взрывами или пожарами, могут привести к неожиданному распространению радионуклидов в окружающей среде. Должен быть выбран способ удаления возникшего в результате этого загрязнения, для чего следует получить консультацию у технически компетентного лица. По мере возможности необходимо иметь рекомендации по работе с радиоактивными отходами после ликвидации аварии и их удалению.

Если в результате аварии произошел или мог произойти выброс радионуклидов в окружающую среду, то согласно местному законодательству об этом следует немедленно поставить в известность соответствующие органы.

 

Контрольные вопросы и задания

 

1. Какие источники радиоактивного облучения называются открытыми?

2. Какими единицами описывается процесс испускания излучения?

3. Какими показателями характеризуются источники излучения?

4. Почему необходимо использовать коэффициент качества излучения?

5. Почему необходимо использовать взвешивающие коэффициенты для тканей и органов?

6. Чем определяется радиотоксичность изотопа?

7. Какими единицами описывается процесс поглощения излучения?

8. Какие показатели учитываются при расчете эффективной дозы?

9. Дайте определение предельно допустимой дозы.

10. Перечислите принципы обеспечения радиационной безопасности.

 

Библиографический список

 

1. Новые сведения о токсичности и опасности химических и биологических веществ. Под ред. Курляндского Б.А и Сидорова К.К.– Российский регистр потенциально опасных химический и биологических веществ, 1995. – 104 с. (ББК 51.21я8 П35).

Кудров А.Н. Элементы физиологии и токсикологии. 2002 г.

3. Lim R.R. at all. A method for the evaluation of cumulation and tolerance by the determination of acute and subchronic median effective doses.– Arch. Intern.Pharm. Ther., 1961, v.130, p. 336–352, цит. по [4].

4. Основы общей промышленной токсикологии (руководство). Под ред. Н.А.Толоконцева и В.А.Филова. – Л., “Медицина”, 1976 г., – 304 с.

5. Пивоваров Ю.П. Руководство к лабораторным занятиям по гигиене и основам экологии человека. М.: Издательство ИКАР.1998. – 380 с.

6. Краткая медицинская энциклопедия: в 3–х т. – М. Советская энциклопедия. – Т.2.1989. с.550.

7. Предельно допустимые уровни (ПДУ) загрязнения кожных покровов вредными веществами (ГН 2.2.5.563–96).– М.: Инф.–изд. центр Госсанэпиднадзора Минздрава России, 1997. –11 с. (ББК 51.245 П47).

8. В.И.Попова, Е.Б.Нефедова. Охрана окружающей среды и проблемы токсикологии в химической технологии текстильных материалов. ЖВХО, т.26, №2, 1981, с.88–92.

9. Вредные вещества в промышленности. Справочник для химиков, инженеров и врачей. Изд. 7–е пер. и доп. В трех томах. Под ред. заслуженного деятеля науки проф. Н.В.Лазарева и докт. мед. наук Э.Н. Левиной., “Химия”, 1976.

10. Степанов Б.Н. Введение в химию и технологию органических красителей. – М.: Химия, 1971. – 448 с.

11. Арбузова Т.П., Курляндский Б.А., Филов В.А. Вредные химические вещества. Азотсодержащие органические соединения. – СПб, Химия, 1992. – 432 с. (658 (03) В81.

12. Канцерогенные вещества. Справочник. – Медицина, 1987. – 333 с.

⇐ Предыдущая12345678

Поделиться: