НАЙТИ ДОКУМЕНТ
Постановление Главного государственного санитарного врача РФ от 18.04.2003 N 58 "О введении в действие СП 2.6.1.1292-03" (вместе с "Санитарными правилами "Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения. СП 2.6.1.1292-03", утв. Главным государственным санитарным врачом РФ 18.04.2003) (Зарегистрировано в Минюсте РФ 13.05.2003 N 4535)
Архив июль 2009 года
<< Назад |
<<< Главная страница
Стр. 2
строительных материалов
5.2.1. Эффективная удельная активность (АЭФФ) природных радионуклидов в строительных материалах (сырье), добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленый камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом производства, а также в отходах промышленного производства, используемых для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), должна соответствовать установленным в п. 5.3.4 НРБ-99 нормам.
5.2.2. Для проверки соответствия действующим нормативам вводится производственный радиационный контроль строительного сырья и материалов.
5.2.3. Организация производственного радиационного контроля организуется администрацией предприятия и осуществляется службой радиационного контроля (лицом, ответственным за радиационный контроль) предприятия либо сторонней организацией, аккредитованной в данной области измерений.
5.3. Требование к организации радиационного контроля
жилых домов и зданий социально-бытового назначения
5.3.1. Радиационный контроль в жилых и общественных зданиях осуществляется для обеспечения соблюдения принятых в НРБ-99 ограничений по облучению населения за счет внешнего облучения и внутреннего облучения изотопами радона и их короткоживущими дочерними продуктами.
Для вновь строящихся и реконструируемых зданий, а также сдаваемых в эксплуатацию после капитального ремонта, радиационный контроль предусматривается на всех стадиях строительства - проектирование, землеотвод (выбор участка для застройки), строительство (контроль сырья и материалов) и сдача в эксплуатацию.
Для существующих зданий радиационный контроль осуществляется в штатном режиме эксплуатации и предусматривает получение информации о соответствии параметров радиационной обстановки принятым значениям.
5.3.2. При отводе участков территорий под строительство жилых и общественных зданий, оздоровительных и детских учреждений должны выбираться участки с мощностью дозы гамма-излучения, не превышающей 33 мкР/ч.
5.3.3. Если мощность дозы гамма-излучения в жилых и общественных зданиях (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта), превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до установленного уровня без нарушения целостности здания рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
5.3.4. Если среднегодовое значение ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона в воздухе зданий (части помещений), сдающихся в эксплуатацию после окончания строительства (реконструкции, капитального ремонта), превышает 100 Бк/м3, то предусматриваются мероприятия по ее снижению (снижение поступления изотопов радона в воздух помещений за счет дополнительной изоляции почвы под зданием, создания разрежения в пространстве под зданием, повышения кратности воздухообмена помещений и подпольного пространства здания и др.).
При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе до значений ниже 100 Бк/м3 рассматривается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
5.3.5. Если мощность дозы гамма-излучения в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 33 мкР/ч, то предусматриваются мероприятия по ее снижению. При невозможности снизить его до указанного уровня без нарушения целостности здания решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
5.3.6. При превышении в эксплуатируемых жилых и общественных зданиях среднегодового значения ЭРОА дочерних продуктов изотопов радона 200 Бк/м3 проводятся защитные мероприятия по снижению ЭРОА изотопов радона в воздухе здания (части помещений).
При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе указанного уровня решается вопрос о перепрофилировании здания или части помещений здания.
5.3.7. Мероприятия по пп. 5.3.5 и 5.3.6 осуществляются с учетом указаний п. 2.3.
5.4. Требование к организации радиационного контроля
источников питьевого водоснабжения
5.4.1. На все источники питьевого водоснабжения населения должно оформляться санитарно-эпидемиологическое заключение на соответствие санитарным правилам и нормативам.
Новые источники водоснабжения вводятся в эксплуатацию при наличии санитарно-эпидемиологического заключения; на эксплуатируемые источники заключения оформляются в установленном порядке.
5.4.2. Требования по обеспечению радиационной безопасности населения при потреблении питьевой воды включают следующие основные положения:
- При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу облучения населения менее 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности.
- Условием непревышения указанной дозы за счет питьевой воды является содержание отдельных радионуклидов в воде ниже уровня вмешательства (УВ) по НРБ-99 для стандартного водопотребления 2 кг в сутки (730 кг в год).
- При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов доза облучения населения не превысит 0,1 мЗв/год, если для них выполняется условие:
SUM (Аi / УВi) <= 1,
i
где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде, Бк/кг;
УВi - соответствующий уровень вмешательства, Бк/кг.
5.4.3. Предварительная оценка соответствия воды УВ дается по
удельной суммарной альфа- (Аальфа) и бета-активности (Абета),
которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг соответственно. Ниже
этих значений дальнейшие исследования воды нецелесообразны. В
случае превышения указанных уровней проводится анализ содержания
радионуклидов в воде. Приоритетный перечень определяемых
радионуклидов в воде включает следующие природные радионуклиды:
238 234 226 228 210 210 222 40
U, U, Ra, Ra, Po, Pb, Rn и К (обязательно
40
при превышении значения Абета). При этом удельная активность К
должна вычитаться из полученного значения Абета.
5.4.4. При невыполнении условия п. 6.4.2 проводится оценка доз внутреннего облучения населения и/или критических групп населения за счет потребления воды и рассматривается вопрос о целесообразности разработки и осуществления защитных мероприятий с учетом принципа оптимизации.
Обоснование характера защитных мероприятий проводится в каждом конкретном случае на основании взвешивания пользы и вреда для здоровья населения с учетом результатов исследований воды используемых и альтернативных источников по показателям биологической, химической безопасности и органолептических свойств, а также возможного ущерба в связи с прерыванием или ограничением недопотребления.
222
При значительном вкладе Rn в соотношение п. 6.4.2
предусматривается аэрация питьевой воды.
5.4.5. Радиационно-гигиеническая оценка питьевой воды включает следующие основные этапы:
- Определение удельной суммарной альфа- и бета-активности радионуклидов в воде, а для подземных и в необходимых случаях и для приповерхностных источников еще и содержания радона.
- Определение удельной активности радионуклидов в питьевой воде.
- Гигиеническая оценка питьевой воды по критериям радиационной безопасности, включая и оценку доз облучения населения и/или критических групп населения.
5.4.6. Если содержание природных радионуклидов в питьевой воде превышает уровни вмешательства более чем в 10 раз (значения УОВ по Приложению 3), то поиск и переход на альтернативный источник водоснабжения населения осуществляется в безотлагательном порядке.
В исключительных случаях при отсутствии альтернативных источников питьевого водоснабжения решение вопроса о возможности использования таких источников водоснабжения принимается по согласованию с федеральным органом исполнительной власти, осуществляющим госсанэпиднадзор, с учетом результатов оценки суммарных доз облучения населения за счет всех природных источников излучения.
5.4.7. Производственный радиационный контроль питьевой воды обеспечивается организацией, осуществляющей водоснабжение населения, по программе, согласованной с органами госсанэпиднадзора.
При этом перечень радионуклидов, определяемых в питьевой воде, а также порядок контроля устанавливаются с учетом типа источника водоснабжения, возможных источников загрязнения воды, реального содержания радионуклидов в воде и его сезонных изменений. Объем производственного радиационного контроля устанавливается тем выше, чем выше содержание природных радионуклидов.
При проведении производственного радиационного контроля допускается определять только те радионуклиды, суммарный вклад которых в облучение населения за счет потребления питьевой воды составляет 80% или более.
5.4.8. На станциях водоснабжения, осуществляющих отбор воды из артезианских источников, проводится радиационный контроль в местах размещения фильтров-очистителей, отстойников, аэраторов и пр. по мощности дозы гамма-излучения, а также рабочих мест по содержанию изотопов радона и их дочерних продуктов в воздухе.
5.5. Требования к организации радиационного контроля
фосфорных удобрений и мелиорантов
5.5.1. Для ограничения поступления природных радионуклидов из почвы в продукцию сельского хозяйства и последующего поступления их в организм человека с продуктами питания установлены нормативы по допустимой удельной активности природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах.
5.5.2. Применение фосфорных удобрений и мелиорантов допускается при наличии санитарно-эпидемиологического заключения, в котором приведены численные значения удельной активности природных радионуклидов.
5.5.3. Радиационная безопасность при обращении с фосфорными удобрениями и мелиорантами (транспортировка, хранение, внесение в почву) обеспечивается в соответствии с требованиями НРБ-99, СП 2.6.1.798-99 и настоящих Правил.
5.5.4. Ведущими радиационными факторами при обращении с фосфорными удобрениями и мелиорантами, как правило, является внешнее облучение и внутреннее облучение работников за счет ингаляционного поступления природных радионуклидов с производственной пылью.
Для фосфорных удобрений и мелиорантов возможно нарушение радиоактивного равновесия в рядах урана и тория, которое следует учитывать при проведении производственного радиационного контроля.
5.6. Радиационно-гигиенические требования
по реабилитации территорий при прекращении
эксплуатации предприятий
5.6.1. Для проектируемых предприятий, в результате деятельности которых возможно образование производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, проводится обследование территории с оценкой ее основных радиационно-гигиенических характеристик.
Полученные данные - мощность дозы гамма-излучения на территории, содержание природных радионуклидов в поверхностных породах земли, удельная активность природных радионуклидов в воде рек и озер и др. - вносятся в проектную документацию предприятия.
5.6.2. Для существующих предприятий исходные радиационно-гигиенические характеристики могут быть получены путем обследования близлежащей территории с аналогичными геологическими и геофизическими характеристиками.
5.6.3. При прекращении эксплуатации предприятий, в результате деятельности которых образуются производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, для реабилитации территории разрабатывается проект, на который оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора о его соответствии санитарным правилам и нормативам.
5.6.4. В проекте реабилитации территории предусматриваются мероприятия по нормализации параметров радиационной обстановки до уровней, максимально близких к их исходным значениям. При этом эффективная доза дополнительного облучения природными источниками излучения критической группы населения, проживающего на территории после ее реабилитации, не должна превышать 100 мкЗв/год.
5.6.5. Требования пп. 5.6.3 - 5.6.4 применяются также к территориям, на которых размещены производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов (свалки отходов, хвостохранилища предприятий по добыче и переработке минерального сырья и пр.), перед их реабилитацией.
5.7. Обследование уровней облучения населения
природными источниками ионизирующих излучений
5.7.1. Значения суммарных доз облучения населения природными источниками ионизирующего излучения являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионе, районе, населенном пункте. Радиационная обстановка характеризуется средним значением суммарной дозы и дозой облучения критической группы населения, подвергающегося наибольшему облучению.
Доля населения региона с повышенным и высоким уровнями облучения определяет стратегию обеспечения радиационной безопасности в регионе, степень необходимости и срочности проведения мероприятий по снижению облучения.
5.7.2. Оценка уровней облучения населения природными источниками излучений проводится по результатам выборочного обследования жилых и общественных зданий, контроля содержания природных радионуклидов в источниках питьевого водоснабжения, продуктах питания и атмосферном воздухе. Выборочное обследование и оценка доз облучения населения проводится в рамках федеральных и региональных (территориальных) программ в соответствии со ст. 6, 8, 13 и 18 Закона "О радиационной безопасности населения" от 9 января 1996 г. N 3-ФЗ (Собрание законодательства Российской Федерации, 1996, N 3, ст. 141).
5.7.3. Сведения об уровнях облучения населения природными источниками ионизирующего излучения, их вкладе в суммарную дозу, возможностях их снижения для населения региона или отдельных групп, подвергающихся повышенному облучению природными источниками излучения, являются важнейшей характеристикой радиационной обстановки в регионах и заносятся в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий.
5.7.4. Требования получения информации об уровнях облучения населения природными источниками излучения и ежегодного внесения ее в радиационно-гигиенические паспорта организаций и территорий установлены в ст. 13 Закона "О радиационной безопасности населения". Ведение радиационно-гигиенических паспортов организаций и территорий осуществляется в установленном Правительством Российской Федерации порядке.
5.7.5. Оценка доз облучения населения за счет всех основных природных источников излучения производится в соответствии с методическими указаниями.
Приложение 1
СП 2.6.1.1292-03
(справочное)
ОСНОВНЫЕ ПРИРОДНЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Таблица П1.1
Основные природные радионуклиды
-------+------------------+-----T------+---------------+---------¬
¦Нуклид¦Период полураспада¦Тип ¦Нуклид¦Период полурас-¦ Тип ¦
¦ ¦ Т1/2 ¦рас- ¦ ¦пада Т1/2 ¦ распада ¦
¦ ¦ ¦пада ¦ ¦ ¦ ¦
+------+------------------+-----+------+---------------+---------+
¦ 238 ¦ 235 ¦
¦ Ряд U ¦ Ряд U ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦238 ¦ ¦ ¦235 ¦ ¦ ¦
¦ U ¦ 4,468 x 1E9 лет ¦альфа¦ U ¦7,038 x 1E8 лет ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦234 ¦ ¦ ¦231 ¦ ¦ ¦
¦ Th ¦ 24,10 дней ¦бета ¦ Th¦ 25,52 час. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦234m ¦ ¦ ¦231 ¦ ¦ ¦
¦ Ра¦ 1,17 мин. ¦бета ¦ Ра¦3,276 x 1E4 лет ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦234 ¦ ¦ ¦227 ¦ ¦ альфа ¦
¦ U ¦ 2,455 x 1E5 лет ¦альфа¦ Ас¦ 21,773 года ¦(1,38%); ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ бета ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦(98,62%) ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦230 ¦ ¦ ¦227 ¦ ¦ ¦
¦ Th ¦ 7,538 x 1E4 лет ¦альфа¦ Th¦ 18,72 дней ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦226 ¦ ¦ ¦223 ¦ ¦ ¦
¦ Ra ¦ 1600 лет ¦альфа¦ Fr¦ 21,8 мин. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦222 ¦ ¦ ¦223 ¦ ¦ ¦
¦ Rn ¦ 3,8232 дней ¦альфа¦ Ra¦ 11,435 дней ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦218 ¦ ¦ ¦219 ¦ ¦ ¦
¦ Ро ¦ 3,10 мин. ¦альфа¦ Rn¦ 3,96 с ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦214 ¦ ¦ ¦215 ¦ ¦ ¦
¦ Рb ¦ 26,8 мин. ¦бета ¦ Ро¦ 1,78 мс ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦214 ¦ ¦ ¦211 ¦ ¦ ¦
¦ Bi ¦ 19,9 мин. ¦бета ¦ Рb¦ 36,1 мин. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦214 ¦ ¦ ¦211 ¦ ¦ альфа ¦
¦ Ро ¦ 164,3 мкс ¦бета ¦ Bi¦ 2,14 мин. ¦(99,72%);¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ бета ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ (0,28%) ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦210 ¦ ¦ ¦207 ¦ ¦ ¦
¦ Рb ¦ 22,3 года ¦бета ¦ Tl¦ 4,77 мин. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦210 ¦ ¦ ¦ 232 ¦
¦ Bi ¦ 5,013 дней ¦бета ¦ Ряд Тh ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦210 ¦ ¦ ¦232 ¦ ¦ ¦
¦ Ро ¦ 138,376 дней ¦альфа¦ Th¦1,405 x 1E10 лет¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦228 ¦ ¦ ¦
¦ Калий ¦ Ra¦ 5,75 лет ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦40 ¦ ¦бета,¦228 ¦ ¦ ¦
¦ К ¦ 1,265 x 1E10 лет ¦гамма¦ Ac¦ 6,15 час. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Th¦ 1,9116 лет ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦224 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Ra¦ 3,66 дней ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦220 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Rn¦ 55,6 с ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦216 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Ро¦ 145 мс ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Рb¦ 10,64 час. ¦ бета ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ альфа ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Bi¦ 60,55 ¦(35,94%);¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ бета ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦(64,06%) ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Ро¦ 298 нс ¦ альфа ¦
+------+------------------+-----+-----+----------------+---------+
¦ ¦ ¦ ¦208 ¦ ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ Тl¦ 3,053 мин. ¦ бета ¦
¦------+------------------+-----+-----+----------------+----------
Таблица П1.2
Гамма-излучение основных природных радионуклидов
с энергией (Егамма) более 100 кэВ и квантовым
238 232
выходом (ni) более 1% для рядов U и Th и 10%
235
- для ряда U
--------+------+-----------------+-------+------+----------------¬
¦Егамма,¦ni, % ¦Радионуклид ряда ¦Егамма,¦ ni, %¦Радионуклид ряда¦
¦ кэВ ¦ +-----+-----T-----+ кэВ ¦ +-------+--------+
¦ ¦ ¦238 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 238 ¦ 232 ¦
¦ ¦ ¦ U ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ U ¦ Th ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦214 ¦ ¦
¦ 129,1 ¦ 2,93 ¦ ¦ ¦ Ac¦ 785,9 ¦ 1,09 ¦ Pb ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦235 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 143,8 ¦10,96 ¦ ¦ U ¦ ¦ 794,8 ¦ 4,6 ¦ ¦ Ас ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦235 ¦ ¦ ¦ ¦214 ¦ ¦
¦ 185,7 ¦57,2 ¦ ¦ U ¦ ¦ 806,2 ¦ 1,23 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦226 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 186,2 ¦ 3,59 ¦ Ra¦ ¦ ¦ 835,6 ¦ 1,71 ¦ ¦ Ас ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ ¦ 208 ¦
¦ 209,4 ¦ 4,1 ¦ ¦ ¦ Ас¦ 860,3 ¦12,42 ¦ ¦ Тl ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ <*> ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦227 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 236,0 ¦12,3 ¦ ¦ Th¦ ¦ 911,2 ¦26,6 ¦ ¦ Ас ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 238,6 ¦43,6 ¦ ¦ ¦ Рb¦ 934,0 ¦ 3,16 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦224 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
¦ 240,8 ¦ 3,97 ¦ ¦ ¦ Ra ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦214 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 241,9 ¦ 7,46 ¦ Рb¦ ¦ ¦ 964,6 ¦ 5,8 ¦ ¦ Ас ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦223 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 269,4 ¦13,7 ¦ ¦ Ra¦ ¦ 969,0 ¦16,2 ¦ ¦ Ас ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 270,3 ¦ 3,77 ¦ ¦ ¦ Ас¦1120 ¦15,1 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦219 ¦ ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 271,1 ¦ 9,9 ¦ ¦ Rn¦ ¦1155 ¦ 1,69 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦208 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 277,3 ¦ 6,31 ¦ ¦ ¦ Tl¦1238 ¦ 5,92 ¦ Bi ¦ ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦ <*> ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦214 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 295,2 ¦19,3 ¦ Рb¦ ¦ ¦1281 ¦ 1,47 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 300,0 ¦ 3,34 ¦ ¦ ¦ Pb¦1378 ¦ 4,02 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 328,0 ¦ 3,5 ¦ ¦ ¦ Ac¦1401 ¦ 1,39 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 338,3 ¦11,3 ¦ ¦ ¦ Ac¦1408 ¦ 2,48 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦211 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 350,0 ¦12,8 ¦ ¦ Bi¦ ¦1459 ¦ 1,06 ¦ ¦ Ac ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦214 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 40 ¦
¦ 351,9 ¦37,6 ¦ Pb¦ ¦ ¦1461 ¦10,66 ¦ K ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦219 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 401,7 ¦ 6,64 ¦ ¦ Rn¦ ¦1496 ¦ 1,05 ¦ ¦ Ac ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 409,6 ¦ 2,20 ¦ ¦ ¦ Ac¦1509 ¦ 2,19 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦228 ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 463,1 ¦ 4,6 ¦ ¦ ¦ Ac¦1588 ¦ 3,6 ¦ ¦ Ac ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦208 ¦ ¦ ¦ ¦ 212 ¦
¦ 510,6 ¦22,6 ¦ ¦ ¦ Tl¦1621 ¦ 1,51 ¦ ¦ Bi ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦208 ¦ ¦ ¦ ¦ 228 ¦
¦ 583,0 ¦84,5 ¦ ¦ ¦ Tl¦1630 ¦ 1,95 ¦ ¦ Ac ¦
¦ ¦ ¦ ¦ ¦<*> ¦ ¦ ¦ ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦214 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 609,3 ¦46,1 ¦ Bi¦ ¦ ¦1661 ¦ 1,15 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦214 ¦ ¦ ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 665,5 ¦ 1,56 ¦ Bi¦ ¦ ¦1730 ¦ 3,05 ¦ Bi ¦ ¦
+-------+------+-----+-----+-----+-------+------+-------+--------+
¦ ¦ ¦ ¦ ¦212 ¦ ¦ ¦ 214 ¦ ¦
¦ 727,3 ¦ 6,58 ¦ ¦ ¦ Bi¦1765 ¦15,4 ¦ Bi ¦ ¦
| Стр.1 | Стр.2 | Стр.3 | Стр.4 |
<< Назад |
<<< Главная страница
карта новых документов | 
