Область непрерывного разряда. 8 страница

η = 1 - ехр(-0,07 р l /E_n^1/2)                                             (8 27)

При p = 0,1 МПа, l = 20см, E_n = 0,0253 эВ, η = 0,9

Камеры деления. Для регистрации нейтронов любых энергий можно использовать
деление тяжелых ядер в камерах деления, например ²³⁵U и ²³⁹Pu. Сечения деления для них
изменяются незначительно в большом диапазоне энергий нейтронов и имеют наибольшие
значения по сравнению с сечениями деления для других радионуклидов. Во избежание
самопоглощения продуктов деления, делящееся вещество наносится тонким слоем
(0,02 — 2 мг/см²) на электроды ионизационной камеры, заполненной аргоном
(0,5 — 1,0 МПа). При делении урана образуются продукты деления с общей энергией около
165 МэВ, поэтому импульсы ионизационного тока получаются довольно большими. Наличие
таких импульсов позволяет произвести дискриминацию малых импульсов другого
происхождения (например, α-частици сопровождающего γ-излучения).

Рис. 8.2. Камера деления с высокой эффективностью.

По сравнению с борными счетчиками камеры деления более долговечны и могут работать
при высокой температуре. Эффективность камер деления с ²³⁵U равна 0,6%, те значительно
ниже, чем для борных счетчиков. Для увеличения чувствительности камер деления к
нейтронному излучению необходимо увеличить поверхность электродов камеры.

Камера деления с высокой эффективностью имеющая четыре концентрических
алюминиевых электрода показана на рис. 8.2. На электроды общей поверхностью до 0,1 м²
нанесен слой U₂O₃, содержащий до 90 % ²³⁵U. Диапазон измерения камеры составляет от
10 до 2· 10⁵ нейтр /(см²· с) при плотности потока γ-излучения до 10¹⁰ фотон/(см²· с)

Сцинтилляционные счетчики. Для регистрации быстрых нейтронов широко
используют сцинтилляционные счетчики со специальными сцинтилляторами.

Быстрые нейтроны при упругом рассеянии на ядрах водорода передают им большую
часть своей энергии которая тратится на ионизацию водородсодержащей среды. Поэтому
органические сцинтилляторы, содержащие большое количество атомов водорода (например
стильбен), обладают высокой эффективностью регистрации быстрых нейтронов. Однако
эффективность регистрации γ-излучения такими сцинтилляторами также велика

Из-за этого регистрация быстрых нейтронов одним сцинтилляционным счетчиком в
присутствии γ-фона без применения специальных электронных устройств затруднена. Для
устранения указанных недостатков сцинтилляторы изготавливаются из смеси неорганических
люминофоров, имеющих высокую конверсионную эффективность для протонов, и материала
с большим содержанием водорода. Смеси приготавливают в виде таблеток из плексигласового
порошка с вкраплением зерен ZnS(Ag) или из ZnS(Ag) в расплавленном парафине с
полиэтиленом.

Для регистрации быстрых нейтронов, применяют также сцинтилляторы, содержащие
водород и бор. Быстрый нейтрон после нескольких, упругих столкновений с ядрами водорода
теряет свою энергию и становится тепловым. В результате счетчик регистрирует протоны
отдачи, возникающие вследствие взаимодействия быстрых нейтронов с ядрами водорода,
а также альфа-частицы и ядра лития, возникающие в ядерной реакции ¹⁰В(n, α)⁷Li в результате
взаимодействия тепловых нейтронов с бором.

Для регистрации тепловых нейтронов применяется спинтиллятор из смеси ZnS(Ag) с
B₂O₃ (толщиной около 80 мг/см²), эффективность которого около 5%. Сцинтиллятор,
состоящий из смеси ⁶LiI(Eu) (или ⁶LiF) и ZnS(Ag), имеет большую эффективность, чем
спинтиллятор, содержащий природную смесь изотопов лития. Эффективность достигает
90 % для тепловых нейтронов и 4 % для нейтронов с энергией 1 кэВ (толщина
кристалла 5 см).

Рис. 8.3. Сцинтилляционный счетчик нейтронов с шаровым замедлителем.

Для измерения потока нейтронов в интервале энергий от 10^-2 до 10⁷ эВ можно применить
сцинтилляционный детектор (рис. 8.3), который состоит из ФЭУ (4) с экраном (5),
предусилителя (6), световода (3), сцинтиллятора ⁶LiI(Eu) (2) со сменными полиэтиленовыми
шаровыми замедлителями (1).

Трековые дозиметрические детекторы. В дозиметрии нейтронного излучения нашли
применение твердотельные трековые детекторы в чувствительном объеме которых
регистрируется число треков заряженных частиц. Дозиметрическое применение этих
детекторов основано на связи числа треков с дозой излучения.

В твердых веществах с большим электрическим сопротивлением тяжелые заряженные
частицы образуют вдоль траектории движения зону структурных повреждений диаметром
порядка 5 мкм. В местах повреждений вещество более чувствительно к химическому
воздействию, чем в неповрежденных областях. Это приводит к тому, что при химическом
травлении вещество удаляется из зон повреждения более интенсивно, в результате чего в
местах пролета заряженных частиц проявляются видимые треки которые можно обнаружить
и сосчитать с помощью обычного оптического микроскопа.

В резулыате сравдения треки становятся видимыми только, в том случае, если частцы
обладают досрочной линейной потерей энергии. Один из наиболее чувствительных
материалов - нифоцеллюлоза все частицы, имеющие потepи энергии не менее чем
1,2 МэВ/(мг ^. см^-2), могут быть, зapeгистрированы.

Все другие материалы тpe6уют значительно больших потерь эпергии. Например в
фосфатных стеклах только осколки деления образуют видимые треки, в то время как
α-частицы и легкие ядра отдачи не могут быть зарегистрированы. В некоторых материалах
треки α-частиц после химического травления становятся видимыми, и их легко отличить οт
треков осколков деления.

Последнее обстоятельство делает особенно целесообразным применение этого метода
регистрации для нейтронной дозиметрии. Из делящихся материалов для целей дозиметрии
нейтронов наиболее пригодны ²²⁷Np с пороговой энергией около 0,6 МэВ, природный ²³²Th
с пороговой энергией приблизительно 2 МэВ, природный уран и его изотопы ²³⁵U и ²³⁸U

"Травителем" может служить любое химическое соединение, разъедающее вещество
детектора с достаточной скоростью. Наиболее распространенные травители - гидроксид
калия KOH, гидроксид натрия NaOН, фтористоводородная кислота HF.

Выбор материала детектора и химического травителя определяется диапазоном
измеряемой дозы, способом измерения числа проявленных треков, устойчивостью вещества
детектора к травителю и другими факторами.

Для практической дозиметрии нейтронов неизвестного энергетического состава необходимо
создать, комбинацию нескольких детекторов, каждый из которых являлся бы дозиметром
для определенной энергетической гpyппы. Например в одном из варианюв такого
комбинированного дозиметра в качестве детектора служит пластик. Делящиеся материалы
²³⁵ U, ²³⁷Np, ²³⁸U. Пластинки из делящегося материала находятся в  контакте с пластиком,
поверхность которого разделена на четыре участка. Каждому участку cooтветствует
определенная комбинация делящегося вещества и поглотителя. Пo четырем значениям числа
peгистрируемых треков можно найти не только суммарную эквивалентную дозу, но и вклад
в дозу отдельных энергетических групп нейтронов. Существуют различные модификации
подобных дозиметрических спектрометров.

Ядерные фотоэмульсии. Толстослойные ядерные фотоэмульсии можно использовать
для дозиметрии быстрых нейтронов. Фотографический эффект состоит  в образовании следов
протонов отдачи, возникающих в результате рассеяния нейтронов на водороде, который
входит в состав эмульсии и окружающей среды.

Дня технических толстослойных эмульсий след минимальной длины, состоящий из тpex
зерен, образуется нейтронами, энергия которых не менее 0,25 MэB. Этим определяется
нижний энергетический порог метода. При наличии тeловых нейтронов протоны с энергией
0,63 MэB могyт возникать, при захвате этих нейтронов ядрами азота, находящимися в
фотоэмульсии если peгистрировать следы, длина котрых cooтветствует энергии протонов
больше 0,6 MэB, то число зарегистрированных следов будет характеризовать поток только
быстрых нейтронов. При упругом рассеянии моноэнергетические нейтроны могут создавать
протоны с энергией от нуля до энергии нейтрона, по этому часть следов быстрых нейронов

не будет зapeгистрирована. Расчеты показывают, что если не peгистрировать протоны,
возникающие при захвате тепловых нейтронов то половина провзаимодействовавших
нейтронов с энергией 1 MэB также не будет зарегистрирована. Для энергии 2 МэВ число
незарегистрированных следов уменьшается до 10%, а для нейтронов с энергией 5 МэВ
составляет топько 3 %.

Фотодозиметр отвечает своему назначению, если чисно зарегистрированных следов
пропорционально тканевой дозе независимо отэнергии нейтронов. Приближенно это удается
обеспечить в ограниченном энергетическом диапазоне покрытием эмульсии специальными
фильтрами.

Применение ядерных фотоэмульсий для дозиметрии медленных нейтронов по протонам,
возникающим в реакции захвата ограничено тем, что следы тепловых нейтронов трудно
отличать от следов протонов отдачи. Чувствительность фотоэмульсий к тепловым нейтронам
можно значительно повысить, добавив в них ¹⁰B или ⁶Li.

В обычных не трековых фотопленках тепловые нейтроны можно регистрировать с
использованием кадмиевого фильтра. При захвате тепловых нейтронов ядрами кадмия
испускается гамма-излучение, которое приводит к увеличению оптической плотности пленки
в области размещения фильтра по сравнению с окружающими областями. Этот способ
плохо работает при наличии γ-фона.

Индивидуальную дозиметрию в смешанных полях γ-излучения и нейтронов различной
энергии можно осуществить, применяя одновременно ядерные фотоэмульсии и обычные
фотопленки. Кассета для пленки в этом случае состоит, по крайней мере, из двух металлических
фильтров равной массы кадмиевого и оловянного. В кассету одновременно помещают пакеты
с ядерной фотоэмульсией и обычной фотопленкой. Дозу γ-излучения в этом случае можно
оценить по почернению обычной фотопленки под оловянным фильтром, дозу быстрых
нейтронов по числу следов в ядерной фотоэмульсии под кадмиевым фильтром, а дозу
тепловых нейтронов - по разности эффектов под оловянным и кадмиевым фильтрами.

Рассасывание треков со временем - основной недостаток ядерных фотоэмульсий. Оно
существенно увеличивается при повышенной влажности. При нормальной влажности около
половины треков, образовавшихся в соответственно упакованных пленках, распадутся в
течение двух недель. Не упакованная эмульсия 6удет иметь, время полураспада всего 2 дня.

Термолюминесцентные дозиметры. Характеристики фосфоров содержащих литий в
качестве составной части, cтpoгo говоря, относятся только к материалу, в котором атомы
лития представлены в их естественном изотопном составе 7,5% ⁶Liи 92,5% ⁷Li. Известно,
что у ⁶Li большое сечение (вероятность) захвата тепловых нейтронов. Энергия, выделяющаяся
при прохождении реакции захвата, локально передается веществу так как конечные продукты
реакции имеют очень большую тормозную способность. Например если LiF содержащий
изотоп ⁶Li, облучать тепловыми нейтронами то фосфор покажет наличие дозы благодаря
протеканию реакции захвата тепловых нейтронов. Если же LiF не содержит изотопа ⁶Li, то и
фосфор не покажет никакой дозы при обучении тептовыми нейтронами. Специальные
фосфоры содержащие различные изотопы лигия выпускаются фирмой Harshau в США
Фосфор, содержащий в основном Li-6, называется ТЛД-600. содержащий Li-7 известен под
маркой ТЛД-700. Фторид лития с естественной смесью изотопов лития имеет марку
ТЛД-100. Изотопный состав этих фосфоров дан в табл. 8. 12.

Таблица 8 12 Изотопный состав фосфоров, выпускаемых фирмой Harshaw
Фосфор	Содержание 6Li %	Содержание 7Li,%
ТЛД-100	7,5	92,5
ТЛД-600	95,6	4,4
ТЛД-700	0,07	99,93

Для измерений в поле тепловых нейтронов используется комбинация фосфоров ТЛД-600
и ТЛД-700. Отсчет от ТЛД-600 будет происходить благодаря тепловым нейтронам + гамма-
излучению (которое идентично регистрируется как фосфорами с Li-6, так и с Li-7), в то
время как отсчет от ТЛД-700 будет происходить только исключительно благодаря гамма-
излучению. Разница отсчетов ТЛД-700 и ТЛД-600 в миллибэрах дает нам отсчет, который
обусловлен только тепловыми нейтронами Исследованиями показано, что эта разница
(выраженная в мбэр гамма-излучения) должна быть умножена на коэффициент 0,0174 для
получения дозы тепловых нейтронов.

Термолюминесцентные дозиметры, с тетраборатом лития в качестве фосфора (Li₂B₄O₇ Cu),
также можно использовать с выделенными изотопами лития. Кроме этого, необходимо
осуществлять также обогащение и по ¹⁰B, в то время как нечувствительный к нейтронам
фосфор должен обогащаться по ¹¹B. Эти специальные фосфоры выпускаются Panasonic
Industrial Co, представителем японского производителя Matsushita Electric Corp в CШA.
Чувствительность фосфоров, выпускаемых Panasonic, и эффективность корректирующих
фильтров представлены в таблице 8.13

 

Таблица 8.13 Чувствительность тетрабората лития и эффективность фильтров
	7Li211B2O7	7Li210B4O7	Sn	Cd
n тепловые	нечувствительный	очень чувствительный	проходят	поглощаются
n надгепловые	нечувствительный	чувствительный	проходят	проходят
n быстрые	нечувствительный	нечувствительный	проходят	проходят
γ-излучение	чувствительны (эквивалентно)		частично проходит (приблизительно эквивалентно)

Активационный метод дозиметрии нейтронов В результате ядерных реакций,
протекающих под действием нейтронов, образовываются радиоактивные ядра При
использовании активационного метода измеряют наведенную активность детектора А, равную

где λ — постоянная распада образующихся радиоактивных ядер;

N_t—число радиоактивных ядер в единице объема детектора при его облучении в течение
времени t;

n — число ядер нуклида мишени в единице объема;

φ(E) ^. dE — плотность потока нейтронов, имеющих энергию в интервале от E до E+dE;

σ(Ε) — сечение активации для нейтронов с энергией E в веществе детектора.

Пределы интегрирования E₁ и E₂ соответствуют нижней и верхней границам энергии в
спектре нейтронов.

Сечение активации зависит от энергии нейтронов, поэтому применять формулу 8.28 можно,
если известен нейтронный спектр. В дозиметрической практике часто приходится иметь
дело с тремя группами нейтронов: быстрыми нейтронами деления, промежуточными,
образовавшимися в результате замедления нейтронов деления, и тепловыми. Такое деление
типично для излучения ядерно-энергетических установок. Спектр быстрых нейтронов деления
хорошо известен. Промежуточные нейтроны, образующиеся в результате замедления
быстрых, часто имеют энергетический спектр, соответствующий изменению энергии по
закону 1/E. Тепловые нейтроны имеют максвелловское распределение скорости и обладают
наиболее вероятной энергией 0,025 эВ. Сечение активации также специфично в каждом
рассмотренном энергетическом интервале.

В смешанном нейтронном потоке тепловые нейтроны можно выделить с помощью
кадмиевого экрана. Кадмий практически поглощает все нейтроны, которые имеют энергию
ниже 0,4 эВ. Активность детектора, экранированного кадмием, обусловлена практически
полностью надтепловыми нейтронами; разность в активности участков детектора, не
покрытого и покрытого кадмием, характеризует поток тепловых нейтронов. Сечение активации
тепловыми нейтронами σ₀, как правило, хорошо известно. Интеграл в уравнении (8.28) для
тепловых нейтронов принимает вид

 (8.29)

где φ_тепл — плотность потока тепловых нейтронов. Спектр нейтронов с энергией больше
0,4 эВ (надкадмиевые нейтроны) можно представить как φ(Ε) = а/Е, где а — постоянная
величина. Тогда интеграл в уравнении (8.28)

 (8.30)

где E₂ — верхняя граница энергии в спектре медленных нейтронов;

E_Cd — энергетический порог кадмия (0,4 эВ); — резонансный интеграл

 (8.31)

Сечение активации в области надкадмиевых нейтронов может иметь резонансные пики.
Если большой резонансный пик попадает в область низких энергий, то резонансный интеграл
определяется этим пиком, а вклад сечения, пропорционального 1/v невелик. В этом случае
точное знание границ спектра E_cd и E₂ необязательно, так как небольшие изменения этих
границ практически не влияют на резонансный интеграл.

Количественно роль сечения, пропорционального 1/v, характеризуется интегралом

 (8.32)

где v₀ — скорость тепловых нейтронов.

Если резонансный интеграл значительно больше, чем 0,5·σ₀, он определяется резонансным
пиком. У некоторых нуклидов резонансные пики расположены при высоких энергиях, и для
них резонансный интеграл определяется преимущественно сечением, изменяющимся по закону
1/v. Подобные детекторы удобны для спектральных измерений.

Для спектра быстрых нейтронов деления точно определить σ(Ε) затруднительно. В этом
случае удобны пороговые детекторы, которые характеризуются большим и приблизительно
постоянным значением сечения активации для нейтронов с энергиями выше некоторого порога.
Если σ_π—сечение активации порогового детектора, имеющего энергетический порог E₁, то

 (8.33)

где φ_6ыcтр — плотность потока быстрых нейтронов.

Применяя одновременно несколько пороговых детекторов, можно оценить плотность
потока нейтронов в пределах отдельных энергетических интервалов.

Активационный метод широко применяют для измерения нейтронных потоков и дозы.
Его основные преимущества: нечувствительность к фотонному излучению, простота
конструкции детекторов, дешевизна, малые габариты, возможность разделения процессов
облучения и измерения. Активационный методуцобен при оценке дозы в аварийных ситуациях,
когда происходит кратковременное облучение большими потоками нейтронов. В этом
случае время облучения мало и λ · t < =1. Формулы для активности детектора в результате
облучения применительно к различным энергетическим группам на основании формул
(8.29), (8.30), (8.33) и (8.28) при кратковременном облучении будут иметь вид:

 (8.34)

для тепловых, промежуточных и быстрых нейтронов соответственно. Различные λ
соответствуют тому, что в общем случае нейтронные потоки различных энергетических групп
измеряют разными детекторами.

В результате длительного облучения детектора постоянным нейтронным потоком
наступает равновесное состояние, при котором число образующихся радиоактивных ядер
равно числу распадающихся. В этом случае вместо формул (8.34) будем иметь:

 (8.35)

Формулы (8.34) и (8.35) позволяют оценить интегральный нейтронный поток и дозу по
измеренным значениям активности. В табл. 8.14 и 8.15 приведены основные характеристики
наиболее распространенных активационных детекторов тепловых нейтронов и пороговых
детекторов.

Таблица 8.14
Характеристики радионуклидов, используемых для активационных детекторов

 

	Вещество детектора			Продукт активации
Элемент	Сечение активации для тепловых нейтронов, σ	Первые резонансы, эВ	Резонансный интеграл	Радио- нуклид	Период полураспада	Энергия излучения, МэВ
55Mn	13,2	340	11,8	56Mn	2,58ч	β- (2,81) γ (0,882)
197Au	98,8	4,9	1558	118Au	2,7 сут	β-(0,963) Y (0,41)
115In	155	1,46	2640	116In	51 мин	β-(1) у(разные)
127I	5,6	21	140	128І	25 мин	β(1,25;0,88;0,42) γ(0,36;0,76)
107Ag	45	—	__	108Ag	2,3 мин	γ (0,6;0,51;0,43)

Таблица 8. 15 Характеристики радионуклидов, используемых для пороговых детекторов
Реакции	Пороговая энергия, МэВ	Период полураспада	Вещество детектора
32S(n,p)	1,7	14,5 сут	Плавленая сера
31Р(n,р)	1,8	5,62 ч	(NH4) H2PO4
27А1(n,р)	2,6	10 мин	Al
28Si(n,p)	4,4	2,27 мин	Si
56Fe(n,p)	5,0	2,6 ч	Fe
27А1(n, а)	6,5	15,06 ч	Al
127I(n,2n)	8,5	13,3 сут	Кристалл NaI
107Ag(n,2n)	9,6	24,0 мин	Ag
14N(n,2n)	10,6	10,9 мин	NH3
31Ρ(n,2n)	12,2	2,6 мин	(NH4) H2PO4
160(n,2n)	16,5	2,1 мин	H2O
l2C(n,2n)	20,3	20,5 мин	С; кристалл антрацена

Детекторы нейтронов прямой зарядки. Для измерения плотности потока нейтронов в
активной зоне реактора применяются детекторы нейтронов прямой зарядки (ДПЗ). Эти
детекторы основаны на первичных эффектах: захвате нейтронов и β-распаде (захват
нейтронов сопровождается мгновенным испусканием γ-излучения и эмиссией из
возбужденных ядер высокоэнергетических электронов); выходе электронов отдачи и
фотоэлектронов при поглощении внешнего γ-излучения.

Основные элементы ДПЗ показаны на рис.8.4. Эмиттер (2) (диаметром 0,5 — 1 мм),
выполняется из материалов (родий, ванадий), в которых под действием нейтронного облучения
образуются заряженные частицы. С эмиттера частицы переходят на коллектор (3)
(нержавеющая сталь, внешний диаметр 1,5 мм), создавая разность потенциалов, которая
определяет ток (измеряемый прибором 8), пропорциональный измеряемой плотности потока
нейтронов. Объем между эмиттером и коллектором заполняется изолятором (1) из окиси
алюминия. Коллектор детектора (4) приваривается к оболочке из нержавеющей стали (6)
(диаметром 1 мм), эмиттер — к нихромовой жиле(5). Объем между оболочкой и нихромовой
жилой заполняют окисью магния (7).

Рис 8 4 Детектор нейтронов прямой зарядки

Чувствительность родиевых ДПЗ составляет (3 — 21) ^. 10^-20 А см^{2 .} с/нейтр, предел
линейности более 10¹⁷ — 10²⁰ нейтр /(см^{2 .} с), рабочая температура — от 250 до 700⁰C. Ресурс
работы ДПЗ до 10²² нейтр /см². Максимальная допустимая погрешность в определении
плотности потока нейтронов — ± 5 %.

С помощью ДПЗ можно контролировать мощность реактора, определять плотность
потока нейтронов по высоте и радиусу активной зоны.

Основные преимущества ДПЗ большой ресурс работы (несколько лет) при рабочей
температуре до 70O⁰C, малые габаритные размеры 1 — 2 мм, нечувствительность к фону
реактора, взаимозаменяемость, линейность показаний тока в зависимости от плотности потока
нейтронов, простые вторичные электронные устройства, низкая стоимость изготовления.
Они не требуют предварительной градуировки. Недостатки этих детекторов временная
инерционность, большая чувствительность к изменениям нейтронного спектра и малый
выходной ток с единичной длины детектора.

КОНТРОЛЬ ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ

Несмотряна герметизацию всего оборудования АЭС, содержащего радиоактивные среды,
а также максимальную изоляцию всех помещений с этим оборудованием, небольшая часть
газообразных и летучих радиоактивных веществ проникает в рабочие помещения, а затем, в
основном через органы дыхания, попадает внутрь организма. В этом отношении наиболее
опасными являются периоды проведения ремонтных и перегрузочных работ на
остановленном реакторе.

Главными способами контроля внутреннего облучения персонала являются методы
биофизического контроля (радиометрия проб крови и выделений из организма) и прямые
измерения содержания или поступления радиоактивных веществ в организм, осуществляемые
при помощи счетчиков или спектрометров излучения человека (СИЧ).

Биологический анализ. Термин биологический анализ относится к некоторой процедуре
определения природы и активности внутреннего загрязнения, присутствующего в организме
путем исследования продуктов выделения. Предполагается, что концентрация
радиоактивности в продуктах жизнедеятельности организма пропорциональна активности,
находящейся в теле. Если известны особенности распределения активности в теле то может
быть определено содержание в конкретном органе.

Существует множество продуктов выделения человека которые могут использоваться
в процедуре биологического анализа: выдыхаемый воздух, обрезки ногтей, носовая слизь,
моча, пот, слюна, волосы, фекалии. В программах биологического анализа почти исключительно
в качестве образца используют урину. Это связано с, простотой сбора и эстетическими

причинами. Мазки из носовой полости и образцы выдыхаемого воздуха (отбираемого в
специальный баллон) также применяются в определенных отраслях атомной промышленности,
где существует существенная вероятность ингаляционного поступления. Отбор мазков из
носа обычно производится и после радиационных аварий.

Радиоактивные загрязнения, которые попадают в организм, часто разбиваются на две
категории "растворимые" и "нерастворимые", где растворимость рассматривается по
отношению к жидкостям организма. Перед проведением анализов определяют также путь
поступления загрязнения в организм, который может быть: