Екатеринбург 2005

БЕЗОПАСНОСТЬ ЖИЗНЕДЕЯТЕЛЬНОСТИ

ЛАБОРАТОРНЫЕ И ПРАКТИЧЕСКИЕ

И КОНТРОЛЬНЫЕ РАБОТЫ

Часть 1

Методические указания для самостоятельной работы,

Выполнения лабораторных, практических и контрольных работ

Студентами всех специальностей

«УТВЕРЖДАЮ»

Первый проректор университета

академик

_______________А.Т.Тертышный

Екатеринбург 2005

Рекомендовано к изданию научно-методическим советом

Уральского государственного экономического университета

Составители: А.Ф.Николаев, Ю.Р.Муратов, В.В.Луговкин

Рецензент: С.В.Крюков

1 ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОЙ ОПАСНОСТИ

ПРАКТИЧЕСКАЯ РАБОТА № 1

Цель работы: Освоить методику расчета (оценки) радиационной опасности в различных ситуациях, ознакомится с видами радиационных доз и единицами их измерения.

1.1 Теоретическая часть

Радиоактивное заражение местности, воды, воздуха и различных объектов продуктами радиоактивного распада является одним из поражающих факторов при аварии на радиационно-опасном объекте или взрыве ядерного оружия.

Воздействие выброса радиоактивных веществ на организм человека вызывает лучевую болезнь,

В Международной системе единиц (СИ) измерение радиоактивности - способности некоторых атомных ядер превращаться в другие ядра с испусканием α-, β- частиц и γ-лучей производится в беккерелях (Бк). 1 Бк равен активности нуклида в радиоактивном источнике, в котором за время в 1 секунду происходит один акт распада.

Нуклид – это атом способный к радиоактивному распаду, в ядре которого содержится различное число положительно заряженных частиц - протонов и частиц, не имеющих заряда, - нейтронов.

Последствия радиоактивного воздействия на живые организмы, в том числе человека, зависят от его количества или дозы. При определении (оценке) радиационной опасности и радиоактивного заражения человека различают 6 основных видов радиационных доз, каждая из которых имеет в системе СИ свою единицу измерения. В сфере радиобиологии прочно укоренилась внесистемная единица - рентген (Р), поэтому подавляющее число таблиц и графиков, используемых при решении задач содержат ее в качестве основы. 1 Р – это такое количество γ – излучения, которое при температуре 0⁰С и давлении 760 мм рт. ст. создает в 1 см³ сухого воздуха 2·10⁹ пар ионов.

I) Экспозиционная доза (D_э) характеризует способность γ – лучей ионизировать воздух (создавать радиационный поток). По этой дозе судят о болезнетворной способности γ – излучения, она измеряется в кулонах на килограмм (Кл/кг) и принимается в качестве единицы при оценке вредности излучения (Таблица. 1.1). Соотношение единиц: 1 Р = 2,58·10^-4 (Кл/кг).

Экспозиционная доза, отнесенная к единице времени, называется мощностью излучения и измеряется в кулонах накилограмм в час - Кл/(кг·ч) или Р/ч.

Мощность является величиной переменной и уменьшается с течением времени, прошедшего от момента начала распада, а также по мере удаления от места радиоактивного выброса по асимптотической кривой (кривой, стремящейся к координатным векторам, но не совпадающей с ними).

На рисунке 1.1 указано значение мощности Р_вх, измеренное в момент времени τ_вх, что соответствует моменту соприкосновения объекта (человека) с радиоактивной средой, и значение мощности Р_вых, измеренное в момент времени τ_вых, что соответствует моменту окончания соприкосновения объекта с радиоактивной средой.

∫ Р(τ)×× dτ×

Рвх + Рвых

Рвх,

Рвх

τвх

×τпреб

Рисунок 1.1 Изменение мощности радиоактивного излучения с течением времени а) точный расчет поглощенной дозы; б) приблизительный расчет поглощенной дозы.

Для обеспечения сопоставимости результатов оценки радиоактивного заражения местности введено понятие «уровень радиации», соответствующее мощности экспозиционной дозы на высоте 1 метра от земной поверхности.

2) Поглощенная доза ионизирующего излучения или доза облучения (Д) характеризует непосредственное воздействие радиоактивности на биологические объекты и определяется как суммарное количество энергии всех видов радиоактивного излучения, полученное 1 кг биомассы. При этом не учитывается вредность различных видов излучений.

В СИ единицей измерения является грэй (Гр), 1Гр равен дозе излучения, при которой облученному веществу массой 1кг передается энергия ионизирующего излучения 1Дж.

Внесистемная единица поглощенной дозы носит наименование рад, и расшифровывается как радиационная адсорбированная доза. Соотношение единиц: 1 Гр = 1 Дж/кг = 100 рад = 100 Р.

Поглощенная доза, отнесенная к единице времени, является мощностью поглощенной дозы (Р_Д) и измеряется в грэях в час (Гр/ч), рад/ч или Р/ч.

Для обеспечения сопоставимости результатов оценки введено понятие «степень радиоактивного заражения», соответствующее мощности поглощенной дозы на расстоянии 1…2 см от поверхности предметов, воды, кожных покровов людей и животных.

По графику, приведенному на рисунке 1.1, может быть вычислена поглощенная доза Д за время пребывания человека в зараженной зоне по формуле

Д = = Р_ср•τ_преб, (1.1)

или приближенно по формуле

, (1.2)

где Р_ср, Р_вх, Р_вых – средняя мощность дозы радиоактивного излучения за время пребывания в зараженной зоне, мощность дозы в момент входа и выхода из зоны соответственно, Р/ч;

τ_преб, τ_вх, τ_вых, время пребывания, входа и выхода из зараженной

зоны, ч.

Для определения дозы облучения в заданный (i-тый) час после выброса Д_рi, полученной за фактическое время пребывания в зоне поражения, следует воспользоваться таблицей 1.9, в которой использованы значения дозы облучения, полученной на открытой местности при уровне радиации 100 Р/ч после ядерного взрыва (Д₁₀₀). Эта доза определена для эталонного (условного) ядерного взрыва, через 1 час после которого на открытой местности наблюдается уровень радиации Р_100,1 = 100 Р/ч.

Для других значений уровня радиации необходимо найденную по таблице дозу умножить на соотношение Р₁/100 (если известен фактический уровень радиации на 1 ч после взрыва - Р₁). В общем случае можно воспользоваться формулой:

, (1.3) где Р _1ч – фактическая мощность излучения в 1-й час после выброса, Р/ч;

Д₁₀₀ – поглощенная доза, определяемая в некоторых задачах

по таблице 1.9, Р.

На рисунке 1.2 приведена номограмма для определения допустимого времени входа в зараженную зону τ_вх и времени пребывания в ней τ_преб .

Рисунок 1.2. Номограмма для определения времени входа на зараженную

местность и времени пребывания людей на ней

На оси ординат показано время входа на зараженную местность τ_вх, ч, а на оси абсцисс –комплексная величина α, ч^-1 , рассчитываемая по формуле

, (1.4)

где Р₁ – уровень радиации на открытой местности, приведенный к 1-му часу после ядерного взрыва, Р/ч;

Д_у – установленная (допустимая) доза облучения, Р;

К_осл – коэффициент ослабления излучения защитой, в которой будут работать люди.

На графике приведен пример, в котором при значении коэффициента a= 16 и необходимости пребывания в зоне заражения не более 50 минут, время входа людей в зону должно быть не ранее 10 часов с момента заражения.

Если люди находятся в укрытии, для которого известен коэффициент ослабления излучения К_осл, то фактическая поглощенная доза Д_факт может быть определена по формуле:

. (1.5)

Ослабляющее действие различных материалов принято характеризовать толщиной слоя половинного ослабления h_пол (таблица 1.8). При этом К_осл для фактической толщины слоя материала определяется по формуле

К_осл =2· h / h_пол, (1.6)

где h – фактическая толщина слоя материала, см.

3) Эквивалентная доза ионизирующего излучения (Н)– это произведение фактической поглощенной дозы Д_факт на взвешивающий коэффициент качества (коэффициент вредности – Q, приведенный в таблице 1.1) данного излучения

. (1.7)

В СИ единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв). Название внесистемной единицы бэр является абривиатурой словосочетания «биологический эквивалент рентгена». Соотношение единиц: 1Зв = 1Дж/кг = 100 бэр = 100 Р.

Безразмерный коэффициент качества излучения Q характеризует степень неблагоприятных биологических последствий облучения человека в зависимости от вида (энергии) излучения.

Мощность эквивалентной дозы излучения - его дозовая характеристика (Р_н) - измеряется в Зв/ч, бэр/ч и Р/ч, она может быть определена по формуле:

. (1.8)

4) Эффективно - эквивалентная доза Н_э ионизирующего излучения – это удельная эквивалентная доза, получаемая каким-либо органом или тканью тела человека. В СИ единица измерения эффективно-эквивалентной дозы зиверт (Зв), внесистемная единица – бэр (биологический эквивалент рентгена). Вычислена эффективно-эквивалентная доза может быть по формуле

, (1.9)

где Н – эквивалентная доза, полученная телом, Зв или бэр;

К_р.р – коэффициент радиационного риска, т.е. взвешивающий коэффициент данного органа или ткани;

М_т и М_орг –соответственно масса тела и масса органа, кг.

–

Мощность эффективно-эквивалентной дозы Р_нэ может быть определена по формуле

. (1.10)

5). Коллективная доза Д_кол – это доза, полученная группой людей от одного источника (с одним видом излучения).

Коллективная поглощенная доза Д_кол ,чел•Гр, может быть вычислена по формуле

, (1.11)

где n – количество людей в группе, ед;

Д_j – индивидуальные поглощенные дозы, Гр.

Коллективная эквивалентная Н_кол (чел·Зв) или коллективная эффективно-эквивалентная доза Н_{кол экв} (чел·Зв) могут быть вычислены по формуле:

Н_{кол экв}= (, (1.12)

где Н_j – индивидуальные эквивалентные или эффективно-эквивалентные дозы, Зв.

6) Полная коллективная доза П_кол – это коллективная доза, полученная от одного источника с несколькими видами излучений; единицы измерения: чел·Гр, чел·Зв.

1.2 Методические указания по решению задач

1 Решение задач начинается с оформления исходных данных (см. примеры решения типовых задач).

2 После ознакомления с условиями задачи следует определить перечень таблиц и рисунков, необходимых для выполнения задания.

3 После этого требуется определить нужные формулы и последовательность пользования ими.

4 Исходя из условий задачи, установите значения коэффициентов, входящих в каждое уравнение.

5 Обращаясь к таблицам и рисункам, следует познакомиться с содержанием их заголовков, подрисуночных надписей, графиками и пояснениями к ним. Уяснить порядок пользования таблицами и графиками.

6 При необходимости следует выполнить предварительные расчеты в соответствии со ссылками, помещенными в пояснениях к таблицам и графикам.

7 Если в условиях задачи нет специальных указаний о соблюдении единиц измерений радиационных доз, то до начала выполнения расчетов (до обращения к таблицам и графикам) необходимо выразить единицы измерений в рентгенах (Р).

8 Если в задании указана радиационная доза не на открытой местности, то перед решением задач (определении данных по таблице или графику) нужно привести ее значение к условиям открытой местности путем умножения на коэффициент ослабления излучения К_осл, указанный для конкретного укрытия (места пребывания, вида транспорта).

9 При пользовании таблицами и графиками следует помнить о необходимости использовать метод интерполяции (определения промежуточных значений) и метод экстраполяции (определения значения за пределами зависимости). В первом случае условно делить промежуток между двумя известными значениями на ряд промежуточных значений (чаще всего на 10 ед.), а во втором визуально продлевать зависимость и координаты, так чтобы они накрыли искомое значение (нужную точку).

10 При оформлении отчета укажите номера таблиц и выделите конечный результат по каждой задаче.

1.3 Примеры решений типовых задач

Пример 1. В котором часу произошло заражение местности γ – излучающими радионуклидами, если мощность поглощенной дозы в 12ч 15мин, измеренная в автомобиле (К_осл=2) составила 0,4Гр/ч, а в 13ч 00мин на открытой местности 0,6Гр/ч?

Дано: τ1=12ч 15мин; Косл1=2; τ2=13ч 00мин; Косл2=1; Ра1=0,4Гр/ч=40Р/ч; Р2=0,6Гр/ч=60Р/ч;	Решение: 1) мощность дозы в автомобиле приводится к мощности дозы на открытой местности ; Р1=0,4·2=0,8Гр/ч; 2) для использования таблицы 1.7 находится соотношение Р2 / Р1 Р2 / Р1 = 0,6 / 0,8 = 0,75 3) определяется время Δτ1 между 1-ым и 2-ым измерениями поглощенной дозы
τопер=?

Δτ₁ = τ₂ - τ₁

Δτ_{1 =} 13ч00мин – 12ч15мин = 45мин

4) с использованием таблицы 1.7, определяется время Δτ₂ после выброса радионуклидов до второго измерения Δτ₂=3ч40мин;

5) определяется оперативное время τ_опер момент выброса радионуклидов

τ_опер=τ₂-Δτ₂;

τ_опер=13ч00мин-3ч40мин=9ч20мин

Ответ: τ_опер=9ч20мин

Пример 2. Получат ли пассажиры поезда, проследовавшего в 16ч 30мин через N-скую станцию, дозу облучения, если после аварии на расположенном неподалеку радиационном опасном объекте (РОО) район станции был заражен γ – излучением? Известно, что уровень радиации на станции в 18ч 30мин составил 60Р/ч, а в 19ч 30мин – 48Р/ч.

Дано: τпросл=16ч 30мин; τ1=18ч 30мин; τ2=19ч 30мин; Р1=60Р/ч; Р2=48Р/ч	Решение: 1) для использования таблицы 1.10 рассчитывается соотношение Р2/Р1=48/60=08; 2) определяется время Δτ1 между 1-ым и 2-ым измерениями
τопер=?

3) по таблице 1.7 определяется время Δτ₂ после аварии до второго измерения Δτ₂=6ч;

4) определяется оперативное время τ_опер момент аварии

τ_опер=τ₂-Δτ₂;

τ_опер=19ч30мин-6ч=13ч30мин

Ответ: пассажиры поезда получат дозу, т.к. поезд проследовал позднее аварии на РОО.

Пример 3. Какую эквивалентную дозу облучения получил студент, предупрежденный о радиационной опасности и выбежавший из университета в момент заражения ул. 8 Марта (мощность эквивалентной дозы в момент заражения 0,2 Зв/ч), в течение 12 секунд пересекший улицу и укрывшийся на 6 часов в подвале цирка (К_осл=200), если стало известно, что момент заражения ул. 8 Марта соответствует 1 часу после взрыва реакторной зоны Белоярской атомной электростанции (БАЭС) и аварийного выброса РВ? Коэффициент качества, т.е. взвешивающий коэффициент излучения Q=1.

Дано: τвх1=1ч; τпреб1=12с = 0,003 ч; τвх2=1ч; Рнвх1=Рнвх2=0,2Зв/ч=20Р/ч; Q=1; τпреб2=6ч; Косл=200	Решение: 1) эквивалентная доза, полученная студентом при пересечении ул. 8Марта Н1= Рнвх1· τпреб1; Н1=20·0,003=0,06Р; 2) по таблице 1.9 определяется доза при Рн1ч=100Р/ч и τпреб2=6ч Н100=161Р; 3) по формуле 1.3 рассчитывается доза при Рн1ч=20Р/ч ,
Н=?

4) фактическая доза за время пребывания в подвале цирка, рассчитывается по формуле 1.5

5) полная доза, полученная студентом при пересечении ул. 8 Марта и пребывании в подвале цирка

Н=Н₁+Н₂;

Н=0,06+0,161=0,167Р.

Ответ: Н=0,167Р.

Пример 4. В 18ч 30мин произошла авария на РОО с выбросом радиоизлучателей медленных нейтронов (Q=3) на местность. Мощность поглощенной дозы, измеренная на 19ч на открытой местности, составила 1,5Гр/ч. Какую эквивалентную дозу облучения получат люди, проработавшие в зданиях (К_осл=10) с 20ч до 23ч того же дня?

Дано: τопер=18ч 30мин; τ1=19ч; Р1=1,5Гр/ч=150Р/ч; τвх=20ч; τвых=23ч; Q=3; Косл=10	Решение: 1) рассчитывается, через какое время после аварии люди начали работать Δτ=τвх-τопер; Δτ=20ч-18ч 30мин=1ч 30мин; 2) определяется время пребывания в зараженной зоне τпреб=τвых-τвх; τпреб=23ч-20ч=3ч; 3) по таблице 1.5 находится коэффициент пересчета Квх мощности дозы на 1ч 30мин, т.е. на момент входа
Н=?

в зараженную зону и начала работ, используя метод интерполяции

4) определяется мощность дозы на 1ч 30мин после аварии, т.е. в момент начала работ Р_вх=Р₁·К_вх:

Р_вх=150·0,315=4,725Р/ч;

5) по таблице 1.5 находится коэффициент пересчета К_вых мощности дозы на 4ч 30мин, т.е. на момент окончания работ и выхода из зараженной зоны, используя метод интерполяции

6) рассчитывается мощность дозы на 4ч 30мин Р_вых=Р₁·К_вых:

Р_вых=150·0,0313=4,71Р/ч

7) доза, которую получили бы люди, при работе на открытой местности вычисляется по формуле 1.2

8) фактическая величина поглощенной дозы рассчитывается по

формуле 1.5

9) рассчитывается величина эквивалентной дозы по формуле 1.7

Н=Д_факт·Q;

Н=7,79·3=23,4Р=0,234Зв.

Ответ: эквивалентная доза составит 0,234Зв.

Пример 5. Каким слоем грунта можно на 20% уменьшить эквивалентную дозу, получаемую людьми за 4 часа работы, если на открытой местности мощность поглощенной дозы γ – излучения (Q=1) в начале работы составила 0,2Гр/ч, а в конце работы 16Р/ч? Какова будет доза, полученная людьми с такой защитой?

Дано: грунт; к=20% =0,2; Q=1; Рвх=0,2Гр/ч=20Р/ч; Рвых=16Р/ч; τприб=4ч.	Решение: 1) определяется доза на открытой местности 2) рассчитывается эквивалентная доза на открытой местности по формуле 1.7 Н=Д·Q; Н=72·1=72Р;
h=? Hh=?

3) определяется эквивалентная доза с защитным слоем грунта (уменьшенную на 20%):

Н_h=Н·(1-к);

Н_h=72·0,8=57,6 Р;

4) определяется коэффициент ослабления излучения К_осл при наличии препятствия, уменьшающего на 20% эквивалентную дозу по формуле

5) по таблице 1.8 определяем слой половинного ослабления γ-лучей h_пол,см, грунтом на зараженной местности:

h_пол=8,4см;

6) определяем толщину слоя грунта, ослабляющего на 20% γ-излучение на зараженной местности из формулы 1.6

h = 0,5 · К_осл· h_пол;

h = 0,5 · 1,25 · 8,4 = 5,1см

Ответ: h =5,1см; Н_h = 57,6 Р.

Пример 6. Вычислить эффективно-эквивалентную дозу (Н_э), которую получит селезенка человека (К_р.р=0,08) за 4 часа его работы в помещении (К_осл=5), если мощность поглощенной дозы через 3 часа после заражения β-излучением (Q=2) составила 0,1Гр/ч. Начало работы через 4 часа после заражения; масса тела М_т=75кг, масса селезенки М_сел=75г.

Дано: Кр.р=0,08; Косл=5; Q=2; Р3=0,1Гр/ч=10Р/ч; Мсел=75г=0,075кг; τвх=4ч; τпреб=4ч.	Решение: 1) находим момент выхода из зараженной зоны τвых= τвх+ τпреб; τвых=4+4=8ч; 2) используя таблицу 1.5, находим коэффициент Кτ для пересчета мощности дозы на 4ч: К4 = 0,71; 3) рассчитываем мощность дозы при входе Рвх=Р4=Р3·К4; Рвх=Р4=10·0,71=7,1Р/ч;
Hэ=?

4) используя таблицу 1.5 и метод интерполяции, получим значение коэффициента К₈:

5) определяем мощность дозы при выходе по формуле

Р_вых=Р₈=Р₃·К₈;

Р_вых= 10 · 0,45= 4,5Р/ч;

6) находим поглощенною дозу на открытой местности по формуле 1.2

7) рассчитывается величина поглощенной дозы в помещении по формуле 1.5

8) определяется величина эквивалентной дозы по формуле 1.7:

Н=Д_факт·Q;

Н=4,64·2=9,28Р;

9) определяется эквивалентная доза, получаемая селезенкой, по формуле 1.9

Ответ: эквивалентная доза, которую получит селезенка человека, составит: Н_э=7,42Зв.

Пример 7. Когда можно начать работы по ликвидации аварии на РОО, если продолжительность работы смены в зданиях (К_осл=5) составляет 4 часа, а установленная эквивалентная доза спасателей 15 бэр? В результате аварии местность заражена β-активными радионуклидами (Q=2), мощность поглощенной дозы через 2 часа после аварии составила 120 рад/ч.

Дано: Косл=5; Q=2; Ну=15бэр=15Р; τпреб=4ч; Р2=120рад/ч=120Р/ч.	Решение: 1) для пользования графиком (рисунок 1.2) определяется по таблице 1.5 коэффициент пересчета Кτ мощности поглощенной дозы (аналогично уровню радиации) с 2ч на 1ч после аварии: К1 =2,3; 2) вычисляется мощность поглощенной дозы на 1ч после аварии:
τвх=?

Р₁ = Р₂ · К₁;

Р₁=120·2,3=276Р/ч;

3) для пользования графиком (рисунок 1.2) вычисляется комплекс a по формуле 1.4

4) по графику определяется время начала работ: τ_вх=7,5ч.

Ответ: работы по ликвидации аварии следует начать через 7,5ч.

Пример 8. Каково допустимое время пребывания людей (5 человек) на местности, зараженной γ-излучением, чтобы их коллективная эквивалентная доза не превышала 2,5 чел·Зв? Мощность поглощенной дозы, замеренная через 3 часа после заражения, оказалась равной 0,2Гр/ч, время входа в зону заражения – через 5 часов после её заражения.

Дано: Косл=1; n=5 чел; γ-излучения; Q=1; Нкол=2,5чел·Зв=250чел·Р; τ1=3ч; Р1=0,2Гр/ч=20Р/ч; τвх=5ч.	Решение: 1) с использованием таблицы 1.5 определяется коэффициент пересчета Кτ уровня радиации на время τвх=5ч, применив метод интерполяции: ; 2) определяется Р5 на момент времени τвх Р5=Рвх=Р3·К5 ; Рвх=20·0,645=12,9Р/ч;
τпреб=?

3) вычисляется установленная доза облучения на одного человека, используя формулу 1.11

4) для пользования таблицей 1.6 вычисляется комплекс b по формуле

5) с использованием таблицы 1.6 определяется допустимое время пребывания на местности, применив метод интерполяции:

.

Ответ: τ_преб=6ч 45мин.

Пример 9. Выбрать и пояснить типовой режим защиты людей, работающих в зданиях (К_осл=10) и использующих для отдыха противорадиационные укрытия (ПРУ) с К_осл=80. Уровень радиации на 2 часа после заражения составил на открытой местности 0,5 Зв/ч.

Дано: Косл1=10; Косл2=80; Р2=0,5Зв/ч=50Р/ч.	Решение: 1) условию задачи (Косл1=10 и Косл2=80) соответствует таблица 1.11 2) для пользования таблицей 1.11 предварительно по таблице 1.5 определяется коэффициент пересчета Кτ уровня радиации на 1час после заражения: К1 =2.3;
Типовой режим?

3) рассчитается уровень радиации Р₁ на 1 час после заражения

Р ₁=Р₂·К;

Р₁=50·2,3=115Р/ч;

3) так как Р₁=115Р/ч, то по таблице 1.11 выбирается режим 5-Б-2.: общая продолжительность соблюдения режима защиты - 5 суток при продолжительности пребывания в ПРУ (время прекращения работы объекта) – 9ч и

продолжительности работы объекта с ограничением пребывания на открытой местности по 1-2ч в сутки – 4,6 суток.

1.4 Задачи для контрольной работы

Задача 1. Мощность эквивалентной дозы γ – излучения, замеренная в автомобиле в 7ч 30мин, составила 0,4Зв/ч, а замеренная в 7ч 45мин на открытой местности составила 0,48Зв/ч.

Определить время, когда произошел выброс радионуклидов, сформировавший поток излучения.

Задача 2. При аварии на АЭС произошел выброс РВ с заражением местности γ – излучателями. Определить время выброса, если мощность дозы, измеренная в 14 часов, составила 0,75 Гр/ч, а в 14ч 30мин – 0,5Гр/ч.

Задача 3. Уровень радиации на местности, измеренный в танке (К_осл=10) в 14ч 15мин оказался равным 30Гр/ч, а в 15ч 00мин, измеренный в спецавтомобиле (К_осл=4) составил 0,6Гр/ч. Определить время аварии на РОО, приведшей к заражению местности.

Задача 4. Определить время, когда произведен подземный атомный взрыв на глубине 700м, если мощность поглощенной дозы для γ – излучения, измеренная на поверхности над местом взрыва в 12часов, составила 0,05гр/ч, а в 13 часов – 0,04Гр/ч.

Задача 5. Получил ли дозу облучения автомобилист, пересекший реку по мосту в 6 часов утра, если известно, что в этот день произошел инцидент, приведший к радиоактивному заражению местности. Уровень радиации на мосту в 9часов составил 0,5Гр/ч, а в 9ч 30мин был 0,4Гр/ч.

Задача 6. Получит ли дозу облучения велосипедист, проехавший в 18ч 30мин через станцию техобслуживания, если известно, что уровень радиации в этом месте в 19ч 45мин составил 20бэр/ч, а в 20часов составил 16бэр/ч?

Задача 7. Рассчитать эквивалентную дозу, полученную водителем трактора (К_осл=2) во время 6часовой работы на местности, облучаемой быстрыми нейтронами (Q=10), если к началу работы (через 2 часа после заражения) мощность поглощенной дозы составила 0,1Гр/ч.

Задача 8. Через 2 часа после заражения местности радиоизлучателями (30% β – излучателей с Q=2 и 70% γ – излучателей) мощность поглощенной дозы составила 100 Р/ч. Определить эквивалентную дозу, полученную людьми на открытой местности за 4 часа работы, если начало работы соответствует 3 часам после заражения.

Задача 9. Рассчитать эффективно-эквивалентную дозу (Н_э) репродукционных органов человека (К_р=0,25), проехавшего в автомобиле через зону нейтронного облучения (Q=3) в течение 1 часа, если известно, что мощность поглощенной дозы через 3 часа после заражения (Р₃) составила 0,2 Зв/ч на момент въезда. М_тела=75кг; М_{реп.орг}=0,009кг.

Задача 10. Автобус с людьми в течение 1 часа пересек зону радиоактивного заражения. Какую эквивалентную дозу получил каждый пассажир, если известно, что на момент въезда в зону заражения (по истечении 3 часов после ее заражения) мощность поглощенной дозы жесткого β-излучения (Q=2) составила 0,21 Гр/ч.

Задача 11. Определить коллективную эквивалентную дозу в зивертах, которую получит звено спасателей (5 чел.), работающих на открытой местности под воздействием протонного облучения (Q=10), если известно, что мощность поглощенной дозы, измеренная через 5 часов от момента ядерного инцидента составила 0,2 Гр/ч. Время начала работы – через 12 часов после аварии, продолжительность работы – 3 часа.

Задача 12. Мощность поглощенной дозы β-излучения Q=2 через 3 часа после аварийного выброса РВ составила на открытой местности 20 рад/ч. Определить эквивалентную дозу в бэрах, полученную людьми, работающими в ж/д вагонах (К_осл=4) в течение 8 часовой смены, если начало смены имело место через 5 часов после заражения местности.

Задача 13. Во время тушения пожара на атомной электростанции при аварии с выбросом РВ пожарный преодолел зону повышенной радиации (5 Зв/ч) за 12 секунд. Определить эффективную эквивалентную дозу, которую получили его легкие (К_р.р=0,12), если известно, что радиационная опасность формируется потоком быстрых нейтронов (Q=20). М_т=75кг, М_лег=1,3кг.

Задача 14. Рассчитать эквивалентную дозу (Н), полученную людьми, работающими в одноэтажных каменных домах, если мощность поглощенной дозы жесткого β-излучения (Q=2), измеренная на 5ч после заражения, составила 0,2Гр/ч. Время начала работы – через 6 часов после заражения, время работы τ_преб=5 часов.

Задача 15. Какую эффективно-эквивалентную дозу Н_э костного мозга (К_р.р=0,12) получает пожарный, преодолевший за 30 минут участок, подверженный облучению медленными нейтронами (Q=5), если на момент начала движения мощность поглощенной дозы составила 0,5Гр/ч, а в конце 0,3 Гр/ч. Масса тела пожарного М_т=75кг, масса костного мозга М_к.м=0,15кг.

Задача 16. Мощность дозы γ-излучения на открытой местности через 4 часа после аварии на РОО с выбросом РВ была на уровне 3 Гр/ч. Какую эквивалентную дозу облучения получат люди за 6 часов работы на спецмашинах (К_осл=4), если приступят к работе через 2 часа после дозиметрического измерения?

Задача 17. Рассчитать эффективно-эквивалентную дозу, полученную щитовидной железой (К_р=0,03) работающего, получившего γ-излучение на открытой местности, если заражение этой местности произошло в 8ч 30мин, мощность поглощенной дозы в 10ч 30мин составила 0,4Гр/ч. К работе приступил в 18ч 30мин, а закончил работу и перешел в ПРУ в 22ч 30мин того же дня. М_т=75кг, М_{щит.жел}=7,5кг.

Задача 18. Когда можно начать работать по ликвидации аварии на РОО, если продолжительность работы смены в зданиях (К_осл=5) составила 4 часа, а установленная эквивалентная доза облучения спасателей 15 бэр? В результате аварии местность заражена β-активными радионуклидами (Q=2), мощность поглощенной дозы через 2 часа после аварии составила 120 рад/ч.

Задача 19. В какое время можно начать работы по восстановлению административного здания АЭС, пострадавшего от радиационной аварии, происшедшей в 6ч 40мин? Известно, что мощность поглощенной дозы нейтронного излучения (Q = 10), измеренная в бронемашине (К_осл = 10) в 8ч 40 мин составила 0,1 Гр/ч. Продолжительность работы смены на открытом воздухе составляет 6 часов, а установленная эквивалентная доза 1бэр.

Задача 20. Когда можно начать аварийные работы на открытой местности, зараженной γ-излучателями, если допустимая эквивалентная доза для спасателей установлена в 0,25Зв, продолжительность рабочей смены 2 часа, а мощность дозы, измеренная через 2 часа после заражения, составила 0,5Зв/ч.

Задача 21. В какое время можно приступить спасателям к работе на открытой местности в условиях γ-облучения, если в 7ч 30мин уровень радиации (мощность поглощенной дозы) в спецмашине (К_осл=6) составил 0,2Гр/ч. а заражение местности произошло в 5ч 30мин? Продолжительность работы смены спасателей 4 часа, а допустимая эквивалентная доза облучения не должна превышать 1 бэр.

Задача 22. Когда можно приступить к аварийно-спасательным и другим неотложным работам (СиДНР) в очаге радиационного загрязнения (γ-излучение) при установленной эквивалентной дозе облучения для спасателей в 30 бэр? Уровень радиации (мощность поглощенной дозы) на месте работ, измеренной через 30 мин после аварии в спецмашине (К_осл=8), составлял 50Р/ч. Продолжительность работы смены спасателей 2 часа.

Задача 23. Найти допустимую продолжительность работы дезактиваторов в здании (К_осл=6), подвергающемся воздействию β-излучения (Q=2), обеспечивающую получение эквивалентной дозы каждым работающим в пределах не более 0,1Зв. Уровень радиации к началу работы (через 2 часа от момента заражения) составлял 0,32 Гр/ч на открытой местности.

Задача 24. При ликвидации последствий аварии на РОО бойцам спецподразделения МЧС была установлена предельная эквивалентная доза облучения в 40бэр. Определить продолжительность работы смены в районе очага аварии, если смена приступит к работе через 2 часа после аварии. Измерениями, проведенными через 1 час после аварии в танке (К_осл=10), установлено, что мощность поглощенной дозы в районе работ составила 0,5 Гр/ч. При этом определено, что 40% мощность определяется γ-излучением (Q=1), а остальная часть – быстрыми нейтронами (Q=10).

Задача 25. Найти допустимое время пребывания в зоне γ-облучения при установленной эффективно-эквивалентной дозе облучения легких человека (К_р=0,12) в 0,1 Зв, если уровень радиации в этой зоне на 2 час (Р₂) после заражения составил 10 Р/ч, а время начала работы (τ_вх) соответствует 3 часам после заражения.

Задача 26. Какова должна быть продолжительность работ людей в зданиях с К_осл=2, чтобы эффективно-эквивалентная доза облучения костного мозга (К_р=0,12) каждого, не превысила 1,2бэр? Известно, что мощность поглощенной дозы (γ-излучения) на открытой местности через 4 часа после ее заражения составила 0,1 Гр/ч, а начаты работы через 1 час после измерения. М_тела=75кг, М_к.м.=1,5кг.

Задача 27. Какой должна быть продолжительность работы в очаге нейтронного облучения (Q=5), если установленная эффективно-эквивалентная доза репродукционных органов работающего (К_р.р=0,25) принята в 1,25бэр, уровень радиации к началу работы (через 3 часа заражения) составлял 0,2 Гр/ч. М_тела=75кг, М_р.орг=0,009кг, К_осл по условию работы =40?

Задача 28. Выбрать и пояснить типовой радиационной режим защиты рабочих и служащих ОНХ, работающих в зданиях с К_осл=10 и отдыхающих в ПРУ с К_осл=150. Уровень радиации на открытой местности, измеренной через 30 мин после ее заражения в спецавтомобиле (К_осл=4), составил 1Гр/ч (γ-излучения).

1.5 Таблицы для решения задач

Таблица 1.1 Значения коэффициента качества (взвешивающего коэффициента) излучения

№ п.п	Наименование продуктов распада, оказывающих поражающее действие	Коэффициент качества (вредности) излучения Q
	γ - лучи β - частицы Медленные нейтроны Быстрые нейтроны, протоны α – частицы, тяжелые ядра, осколки ядер

Таблица 1.2– Коэффициенты ослабления дозы радиации укрытиями,

строениями и транспортными средствами

Укрытия и транспортные средства

Косл

1. Открытое расположение на местности 2. Зараженные открытые окопы, щели 3. Окопы дезактивированные или открытые на зараженной местности 4. Перекрытые щели 5. Противорадиационные укрытия (ПРУ) 6. Убежища 7. Автомобили и автобусы 8. Железнодорожные платформы 9. Крытые вагоны 10. Пассажирские вагоны (локомотивы) 11. БТР 12. Танки 13. Производственные одноэтажные здания (цеха) 14. Производственные и административные трехэтажные здания Жилые каменные дома 1. Одноэтажные - их подвал 2. Двухэтажные - их подвал 3. Трехэтажные - их подвал 4. Пятиэтажные - их подвал Жилые деревянные дома 1. Одноэтажные - их подвал 2. Двухэтажные - их подвал

≥100 ≥100 1,5

Таблица 1.3 – Размеры зоны радиоактивного заражения на следе облака наземного взрыва, км

Скорость ветра, км/ч	Зоны	Мощность взрыва, кт
	А	116/12,0	231/21,0	309/26,0	604/43	803/54
Б	46/6,1	100/10,0	135/13,0	267/23	358/29
В	31/4,0	65/7,4	89/9,5	196/16	240/21
	А	150/14,0	300/25,0	402/31,0	772/52	1050/65
Б	60/6,4	125/12,0	170/15,0	343/27	461/34
В	35/3,9	78/7,5	109/10,0	225/19	305/24
	А	175/15,0	346/27,0	466/34,0	920/58	1230/73
Б	64/6,3	140/12,0	192/16,0	393/29	530/37
В	35/3,8	83/7,7	118/10,0	253/20	346/25

Примечание: числитель – длина зоны от центра взрыва; знаменатель – ширина зоны.

Таблица 1.4 – Радиусы зон заражения А,Б,В и Г с наветренной стороны в районе наземного взрыва, м

Мощность взрыва, кт	Зона заражения
А	Б	В	Г

Таблица 1.5 – Коэффициенты пересчета К_τ уровней радиации на различное время после взрыва любого вида

Время измерения уровней радиации после взрыва, мин	Время после взрыва, на которое пересчитывается уровень радиации, ч
0,5	1,0	2,0	3,0	4,0	12,0	24,0
	0,44 0,61 0,80 1,00 1,40 1,80	0,19 0,27 0,35 0,44 0,61 0,80	0,082 0,120 0,150 0,190 0,270 0,350	0,051 0,071 0,094 0,120 0,170 0,210	0,036 0,051 0,067 0,032 0,120 0,150	0,0096 0,0130 0,0180 0,0220 0,0310 0,0410	0,0042 0,0058 0,0078 0,0096 0,0140 0,0180
то же, ч
1,0 1,5 2,0 2,5 3,0 3,5 4,0 5,0 6,0 8,0 10,0 12,0 18,0	2,3 3,7 5,3 6,9 8,6 10,0 12,0 16,0 20,0 28,0 36,0 45,0 74,0	1,0 1,6 2,3 3,0 3,7 4,5 5,3 6,9 8,6 12,0 16,0 20,0 32,0	0,44 0,71 1,00 1,30 1,60 2,00 2,30 3,00 3,70 5,30 6,90 8,60 14,00	0,27 0,44 0,61 0,30 1,00 1,20 1,40 1,80 2,30 3,20 4,20 5,30 8,60	0,19 0,31 0,44 0,57 0,71 0,85 1,00 1,30 1,60 2,30 3,00 3,70 6,10	0,051 0,082 0,120 0,150 0,190 0,230 0,270 0,350 0,440 0,610 0,800 1,000 1,600	0,022 0,036 0,051 0,066 0,082 0,100 0,120 0,150 0,190 0,270 0,350 0,440 0,710
то же, сут.
					8,6 20,0 32,0 45,0	2,3 5,3 8,6 12,0	1,0 2,3 3,7 5,3

Таблица 1.6 – Допустимое время пребывания τ _преб на местности, зараженной радиоактивными веществами

Комплекс- ная величина b	Время входа в зараженный район с момента взрыва τ вх, ч
Время пребывания τ преб , ч.мин
0,2 0,3 0,4 0,5 0,6 0,7 0,8 0,9 1,0 1,5 2,0 2,5	0.15 0.20 0.25 0.40 1.00 1.10 1.30 1.40 2.00 3.10 12.00 31.00	0.15 0.20 0.25 0.35 0.45 0.50 1.00 1.10 1.20 2.30 4.00 6.30 10.00 24.00	0.15 0.20 0.25 0.35 0.45 0.50 1.00 1.10 1.20 2.05 3.10 4.30 6.00 11.00 36.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.20 1.55 2.45 3.50 5.00 8.00 20.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.10 1.30 2.35 3.30 4.30 7.00 15.00 60.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.10 1.45 2.30 3.15 4.00 6.00 12.00 40.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.10 1.45 2.20 3.00 3.50 5.45 11.00 30.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.10 1.40 2.20 2.50 3.50 5.45 10.00 25.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.10 1.40 2.10 2.50 3.50 5.00 8.00 23.0	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.00 1.40 2.10 2.50 3.30 5.00 8.00 21.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.00 1.35 2.10 2.50 3.30 5.00 8.00 15.0	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.00 1.35 2.10 2.40 3.30 5.00 8.00 16.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.00 1.35 2.10 2.40 3.15 4.30 7.00 14.00	0.15 0.20 0.25 0.30 0.40 0.45 0.50 1.00 1.00 1.35 2.10 2.40 3.15 4.30 7.00 13.00
3,0 без.огранич 4,0 без.огранич
6,0 без ограничения
10,0 без ограничения

Примечания: b = Д_{у ·}К_осл / Р_вх, где Д_у – установленная доза облучения, Р; К_осл – коэффициент ослабления излучения; Р_вх – уровень радиации на местности в момент входа в зараженный район, Р/ч.

Таблица 1.7 – Время после взрыва до второго измерения уровней радиации на местности

Отношение уровней радиации *	Время между измерениями Δτ 1,2
минуты	часы
						1,5		2,5
Время после взрыва до второго измерения τ изм 2, ч.мин
0,95 0,90 0,85 0,80 0,75 0,70 0,65 0,60 0,55 0,50 0,45 0,40 0,35 0,30 0,25 0,20	4.00 2.00 1.20 1.00 0.50 0.40 0.35 0.30 - - - - - - - -	6.00 3.00 2.00 1.30 1.10 1.00 0.50 0.45 0.40 0.35 0.30 - - - - -	8.00 4.00 2.40 2.00 1.40 1.20 1.10 1.00 0.50 0.45 0.40 0.35 - - - -	12.00 6.00 4.00 3.00 2.30 2.00 1.40 1.30 1.20 1.10 1.00 0.55 0.50 - - -	18.00 9.00 6.00 4.30 3.40 3.00 2.30 1.10 1.50 1.40 1.30 1.25 1.20 1.10 1.05 1.00	24.00 10.00 8.00 6.00 5.00 4.00 3.20 3.00 2.45 2.20 2.00 1.50 1.45 1.35 1.30 1.25	36.00 18.00 12.00 9.00 7.00 6.00 5.00 4.30 3.50 3.25 3.05 2.50 2.35 2.20 2.10 2.00	48.00 24.00 16.00 12.00 9.00 8.00 7.00 6.00 5.00 4.30 4.05 3.45 3.25 3.10 2.55 2.40	60.00 30.00 20.00 15.00 12.00 10.00 8.00 7.00 6.00 5.30 5.00 4.40 4.20 4.00 2.40 3.00	72.00 36.00 24.00 18.00 14.30 12.00 10.00 9.00 8.00 7.00 6.00 5.30 5.00 4.40 4.20 4.00

*Отношение уровня радиации при втором измерении к уровню радиации при первом измерении

Таблица 1.8 – Толщина слоев половинного ослабления γ – лучей

Материал	Плотность материала, г/см3	Слой половинного ослабления hпол, см
при проникающей радиации (первичное излучение)	на зараженной местности (вторичное излучение)
1. Вода 2. Свинец 3. Сталь 4. Бетон 5. Грунт 6. стекло 7. Дерево 8. Кирпичная кладка, глина	1,0 11,3 7,6 2,3 1,6 1,4 0,7 1,6		1,3 1,8 5,6 8,4 10,0 21,0 8,4

Таблица 1.9– Дозы облучения Д₁₀₀, Р, на открытой местности при уровне радиации 100Р/ч

τвх,ч *	Время пребывания τпреб, ч
1,0 1,5 2,0 3,0 4,0 5,0 6,0 8,0 10,0 12,0 14,0 16,0 20,0 24,0 48,0	64,8 44,8 34,0 22,4 16,4 13,0 10,6 7,6 6,0 4,8 4,0 3,5 2,7 2,2 1,0	98,8 72,8 56,4 38,8 29,4 23,6 19,4 14,4 11,2 9,2 7,8 6,7 5,3 4,3 2,0	121,0 91,0 72,6 51,3 40,2 32,4 27,0 20,4 15,8 13,2 11,3 9,7 7,8 6,3 3,0	138,0 106,4 85,8 62,4 49,2 40,0 33,8 25,6 20,4 17,0 14,5 12,5 10,1 8,3 3,9	151,0 117,0 96,4 71,2 56,6 46,8 39,8 30,4 24,5 20,9 17,5 15,2 12,3 10,2 4,7	161,0 127,0 105,0 77,8 63,4 52,8 45,0 34,8 28,2 23,7 20,3 17,8 14,4 12,0 5,5	170,0 135,0 113,0 84,6 69,4 58,0 49,8 38,8 31,7 26,7 23,0 20,3 16,4 13,7 6,3	178,0 142,0 119,0 91,9 74,7 62,8 54,2 42,6 34,9 29,5 25,9 22,6 18,4 15,8 7,1	184,0 149,0 125,0 95,8 79,4 67,2 58,2 46,1 37,9 32,2 28,1 24,8 20,3 16,9 7,9	190,0 154,0 131,0 100,0 83,8 71,2 62,0 49,3 40,7 34,8 30,4 26,9 22,1 18,5 8,7	201,0 164,0 141,0 110,0 91,6 78,5 68,7 55,1 46,0 39,6 34,7 30,9 25,4 21,4 10,2	209,0 172,0 148,0 117,0 98,3 84,7 74,5 60,4 50,8 43,9 38,7 34,6 28,5 23,8 11,6	216,0 179,0 155,0 124,0 104,0 90,2 79,8 65,2 55,1 47,9 42,4 37,9 31,1 26,2 13,0	222,0 185,0 161,0 130,0 109,0 95,3 84,6 69,5 59,7 51,4 45,7 41,1 33,5 28,6 14,4	228,0 190,0 166,0 134,0 114,0 99,8 88,9 73,5 62,8 54,7 48,9 44,0 35,9 30,9 15,6	237,0 199,0 174,0 142,0 122,0 108,0 96,6 80,6 69,4 60,8 54,2 48,8 40,6 35,1 18,0	270,4 231,9 206,6 173,6 152,1 136,3 124,2 106,2 93,5 83,7 79,6 75,9 64,2 55,7 33,1	257,1 218,8 193,7 161,1 139,7 124,5 112,6 95,2 83,0 73,6 69,8 66,2 55,3 47,5 31,6

* Время от момента взрыва до начала облучения,

Примечание: Дозы облучения для других значений уровней радиации определяются по формуле ,

где Р_1ч – фактический уровень радиации на 1ч после взрыва.

Таблица 1.10 – Типовые режимы защиты рабочих и служащих на ОНХ, проживающих в деревянных домах с К_осл=2 и использующих ПРУ с К_осл=20-50 при радиоактивном заражении местности

Зона	Уровни радиации на 1 час после взрыва, Р/ч	Условное обозначение режима	Общая продолжительность режима, сут.	Последовательность режима
1. Продолжительность пребывания в ПРУ (время прекращения работы объекта)	2. Продолжительность работы объекта с использованием для отдыха ПРУ, сут.	3. Продолжительность работы объекта с ограничением пребывания на открытой местности до 1-2ч в сут., сут.
А		4-А-1 4-А-2 4-А-3		до 2ч 4ч 6ч	- - -
Б		4-Б-1 4-Б-2 4-Б-3 4-Б-4		8ч 12ч 16ч 24ч	1,0 1,5 2,0 2,0
В		4-В-1 4-В-2 4-В-3		2сут 4сут 7сут	3,0 5,0 8,0

Таблица 1.11 – Типовые режимы защиты рабочих и служащих на ОНХ, проживающих в каменных домах с К_осл=10 и использующих ПРУ с К_осл=50-100 при радиоактивном заражении местности

Зона	Уровни радиации на 1 час после взрыва, Р/ч	Условное обозначение режима	Общая продолжительность режима, сут.	Последовательность режима
1. Продолжительность пребывания в ПРУ (время прекращения работы объекта)	2. Продолжительность работы объекта с использованием для отдыха ПРУ, сут.	3. Продолжительность работы объекта с ограничением пребывания на открытой местности до 1-2ч в сут., сут.
А		5-А-1 5-А-2 5-А-3	0,5 1,0 2,0	до 2ч 4ч 5ч	- - -	0,4 0,8 1,8
Б		5-Б-1 5-Б-2 5-Б-3 5-Б-4	3,0 5,0 7,0 10,0	6ч 9ч 12ч 16ч	- - 1,0 1,5	2,7 4,6 5,5 8,0
В		5-В-1 5-В-2 5-В-3 5-В-4 5-В-5	15,0 25,0 35,0 45,0 60,0	1сут 1,5сут 2,0сут 3,0сут 5,0сут	2,0 3,0 4,0 5,0 7,0	12,0 20,5 29,0 37,0 48,0
Г		5-Г-1	75,0	7,0сут	10,0	58,0

Таблица 1.12 – Типовые режимы защиты рабочих и служащих на ОНХ, проживающих в каменных домах с К_осл=10 и использующих ПРУ с К_осл=100-200 при радиоактивном заражении местности

Зона	Уровни радиации на 1 час после взрыва, Р/ч	Условное обозначение режима	Общая продолжительность режима, сут.	Последовательность режима
1. Продолжительность пребывания в ПРУ (время прекращения работы объекта)	2. Продолжительность работы объекта с использованием для отдыха ПРУ, сут.	3. Продолжительность работы объекта с ограничением пребывания на открытой местности до 1-2ч в сут., сут.
А		6-А-1 6-А-2 6-А-3	0,5 1,0 2,0	2ч 3ч 5ч	- - -	0,4 0,8 1,8
Б Понравилась статья? Добавь ее в закладку (CTRL+D) и не забудь поделиться с друзьями:    Сейчас читают про: Субъект, объект, объективная, субъективная стороны правонарушения Соотношение законности и правопорядка Раннее средневековье. Апологетика. Патристика. Схоластика Технология приготовления заправочных супов Язык как общественное явление Социальная поддержка и социальное обслуживание население Самый сильный аргумент, почему эволюция человека не могла быть  Логика приведет вас от А к Б. Фантазия доставит вас куда угодно. © Эйнштейн ==> читать все изречения... 6082 5880 Понравился сайт? Поделись им с друзьями: