4. Ионизирующие излучения

К ионизирующим (радиоактивным) излучениям относят рентгеновские и γ-излучения, являющиеся электромагнитными колебаниями с очень малой длиной волны, а также α- и β-излучения, позитронное и нейтронное излучения, представляющие собой поток частиц с зарядом или без него. Рентгеновское и γ-излучение вместе называют фотонным излучением.

Основное свойство радиоактивных излучений – ионизирующее действие или ионизация (12). При прохождении их в тканях нейтральные атомы или молекулы приобретают положительный или отрицательный заряд и превращаются в ионы. α-излучение обладает высокой ионизирующей способностью (до нескольких десятков тысяч пар ионов на 0,01 м своего пути), но незначительным пробегом: в воздухе 0,02...0,11 м, в биологических тканях (2..,6)10^-6 м. Бета-излучение и позитронное излучение – это соответственно потоки электронов и позитронов со значительно меньшей ионизирующей способностью, которая при одинаковой энергии в 1000 раз меньше, чем у β-частиц. Очень большой проникающей способностью обладает нейтронное излучение. Проходя через ткани, нейтроны вызывают в них образование радиоактивных веществ (наведенную активность). Рентгеновские лучи, возникающие при β-излучении или в рентгеновских трубках, ускорителях электронов и т. п., а также γ-излучение, испускаемое радионуклидами, обладают самой низкой способностью ионизировать среду, но самой высокой проникающей способностью. Их пробег в воздухе составляет несколько сот метров, а в материалах, применяемых для защиты от ионизирующих излучений (свинец, бетон),–десятки сантиметров.

Ионизирующее излучение вызывает в организме человека цепочку обратимых и необратимых изменений. Пусковым механизмом воздействия являются процессы ионизации и возбуждения атомов и молекул в тканях.

Ионизирующее излучение сопровождает распад радиоактивных элементов. Виды излучений представлены на рисунке 4.18.

Рисунок 4.18 – Виды излучений

Ионизирующая радиация вызывает два вида эффектов:

• детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой ожог, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и другие.);

• вероятностные эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни и другие).

На рисунке 4.19 представлены реакции человека на воздействие ионизирующего излучения.

Рисунок 4.19 – Действие ионизирующих лучей

Степень воздействия радиации зависит от того, является облучение внешним или внутренним. Внутреннее облучение возможно при вдыхании, заглатывании радиоизотопов (33) и проникновении их через кожу.

Острые поражения развиваются при однократном равномерном γ –облучении всего тела и поглощённой дозе (24) выше 0,25 Гр (Грей). При дозе 0,25…0,5 Гр могут наблюдаться временные изменения в крови, которые быстро нормализуются. В интервале 0,5…1,5 Гр возникает чувство усталости, умеренное изменение в крови, рвота.

При дозе 1,5…2,0 Гр наблюдается лёгкая форма острой лучевой болезни. Лучевая болезнь средней тяжести возникает при дозе 2,5…4,0 Гр (в 20% случаев возможен смертельный исход). При дозе 4,0…6 Гр развивается тяжёлая форма лучевой болезни, приводящая в 50% случаев к смерти в течение первого месяца.

При дозах, превышающих 6 Гр, развивается крайне тяжёлая форма лучевой болезни, которая почти в 100% случаев заканчивается смертью.

Облучение может быть внешним, когда источник радиации находится вне организма, и внутренним, возникающим при попадании радиоактивных веществ внутрь через дыхательные пути, желудочно-кишечный тракт или при всасывании через поврежденную кожу. Поступая в легкие или пищеварительный тракт, радиоактивные вещества распределяются по организму с током крови. При этом одни вещества распределяются в организме равномерно, а другие накапливаются только в определенных (критических) органах и тканях: радиоактивный йод – в щитовидной железе, радиоактивный радий и стронций – в костях и т. п. критические органы разделены на три группы:

I – все тело, гонады, красный костный мозг;

II – печень, почки, легкие, хрусталик глаза и т.д.;

III – кожа, кости, кисти, предплечья, лодыжки, стопы.

Внутреннее облучение может возникнуть при употреблении в пищу продуктов растениеводства и животноводства, полученных с зараженных сельскохозяйственных угодий.

Длительность нахождения радиоактивных веществ в организме зависит от скорости выделения и периода полураспада – времени, за которое радиоактивность снижается вдвое. Удаление таких веществ из организма происходит главным образом через желудочно-кишечный тракт, почки и легкие, частично через кожу, слизистую оболочку рта, с потом и молоком.

Ионизирующие излучения могут вызывать местные и общие поражения (рисунок 4.20).

Степень радиационной опасности радионуклида связана также с продолжительностью его поступления в организм. При высоких коэффициентах усвоения радионуклидов опасные их количества в критических органах могут накапливаться как при однократном, так и хроническом поступлении, а при низких значениях коэффициентов – значимое накопление радионуклидов может наблюдаться только при их хроническом поступлении, в то время как при однократном даже массивном поступлении такой опасности может и не возникнуть.

Рисунок 4.20 – Действие ионизирующего излучения

Требования и нормативы по обеспечению безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения установлены Нормами радиационной безопасности (НРБ – 99), где установлены следующие категории облучаемых лиц:

1) персонал – лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (группа Б);

2) все население, в т.ч. и персонал вне сферы и условий их производственной деятельности.

При нормальных условиях эксплуатации источников ионизирующего излучения годовая доза облучения населения не должна превышать основные ПД которые приведены в таблице 4.28.

Основные пределы и все допустимые уровни для персонала группы Б равны ¼ значений для персонала группы А.

В гражданской обороне считается, что местность заражена радиоактивными веществами, если уровень радиации, измеренный на высоте (0,7-1) м над зараженной поверхностью составил 0,5 Р/ч и выше.

Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников ионизирующего излучения (ИИ), годовые дозы не должны превышать значений для персонала группы Б. Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны ¼ значений для персонала группы А.

Таблица 4.28 – Основные пределы доз (НРБ – 99)

Нормируемая величина	Пределы доз (1)			Примечание
	Категории облучаемых лиц
	Персонал		Население
	Группа А	Группа Б(2)
Эффективная доза (3)
Среднегодовая за любые последовательные 5 лет	20 мЗв (2 бэр)	5 мЗв (0,5 бэр)	1 мЗв (0,1 бэр)
но не более в год (4)	50 мЗв (5 бэр)	12,5 мЗв (1,25 бэр)	5 мЗв (0,5 бэр) (5)	Для β и γ –излучения 1 бэр = 1Р
за период трудовой деятельности (50 лет)	1 Зв (100 бэр)	0,25 Зв (25 бэр)	_	Начало периодов введено с 1 января 2000 года
за период жизни (70 лет)	_	_	70 мЗв (7 бэр)

При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределы доз, установленные в таблице

Для количественной характеристики ионизирующей способности радиоактивного излучения используют понятие «поглощенная доза» (D) – т.е. величина энергии излучения, переданная единице массы облучаемого вещества. Поглощенная доза измеряется в Дж/кг и имеет специальное название – грэй (Гр).

Доза в органе или ткани (Dт) – средняя поглощенная доза в определенном органе или ткани человеческого тела.

Близкая по значению к поглощенной дозе дозиметрическая величина, характеризующая физический эффект взаимодействия ионизирующего излучения с веществом, используется для количественного описания радиационных эффектов, вызнанных фотонным или нейтронным излучением, называется керма (13). Керма определяется коэффициентом

(4.32)

где E_tr – переданная заряженным частицам энергия.

Для низкоэнергетических фотонов (E<10 МэВ) керма численно приблизительно равна поглощённой дозе; однако для более высокоэнергетичных фотонов керма и поглощённая доза начинают отличаться. Дело в том, что вторичные электроны высокой энергии могут покинуть поглощающий объём, а некоторые из них могут также потерять часть энергии через тормозное излучение. Эта энергия была бы учтена в керме, но не в поглощённой дозе. Для низких энергий (рентгеновская область) это различие, как правило, незначительно. Различие кермы и поглощённой дозы легко понять, если рассмотреть компоненты кермы.

Фактически керма состоит из двух частей: столкновительная керма k_col и излучательная керма k_rad, то есть

.

(4.33)

Столкновительная керма создаётся электронами, которые рассеивают свою энергию через ионизацию из-за взаимодействия с атомными электронами. Излучательная керма создаётся фотонами, возникающими вследствие взаимодействия заряженных частиц с атомными ядрами, а также при аннигиляции позитронов на лету.

Часто интерес представляет величина k_col, которая обычно выражается как:

,

(4.34)

где g – средняя доля энергии, переданной электронам, которая теряется через тормозное излучение.

Единица кермы, как и поглощённой дозы – джоуль на килограмм, или грэй, Гр, 1 Гр = 1 Дж/кг. Приращение кермы в единицу времени называется мощностью кермы, она измеряется в Гр/с.

Установлено, что биологическое действие одинаковых поглощенных доз разного вида излучений (α, β, γ, и др.) на организм неодинаково. В связи с этим вводят понятие эквивалентной дозы Н_Т.

Доза эквивалентная (H_T,R) - поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения, W_R:

,

(4.35)

где W_R - взвешивающие коэффициенты учитывают относительную эффективность разных видов ионизирующих излучений в индуцировании биологических эффектов. Значения W_R для рентгеновского, β-, γ-излучения составляет 1, а для α-частиц, осколков деления тяжелых ядер – 20. Т.е. при одинаковой поглощенной дозе биологическое действие α-излучения будет в 20 раз выше, чем рентгеновского, β- и γ-излучений.

Единицей измерения эквивалентной дозы является зиверт (Зв).

,

где бэр – биологический эквивалент рентгена (1);

Р – Рентген.

Эквивалентная доза Н_Т,R (бэр), накопленная за Т лет с начала профессиональной работы, не должна превышать значения

,

(4.36)

где ПДД – предельно допустимая доза облучения (27).

В любом случае доза, накопленная к 30 годам, не должна превышать 12 ПДД.

Проведение рентгеновских исследований дает следующие облучения: черепа – 0,8 – 6 Р; позвоночника – 1,6 – 14 Р; грудной клетки – 4,7 – 19,5 Р; зубов – 3 – 5 Р; желудочно-кишечного тракта – 12 – 82 Р; флюорография – 0,2 – 0,5 Р и т.д. Для измерения дозы рентгеновских излучений применяют дозиметры.

При воздействии N разных видов излучений с разными взвешивающими коэффициентами эквивалентная доза Н_Т определяется как среднее арифметическое эквивалентных доз для этих видов излучений:

.

(4.37)

Для количественной оценки ИИ рентгеновского и излучения используется понятие экспозиционной дозы.

Экспозиционной доза (53) это отношение суммарного заряда dQ всех ионов одного знака, созданных в сухом атмосферном воздухе при полном торможении электронов и позитронов, которые были образованы фотонами в элементарном объеме воздуха с массой dm, к массе воздуха в указанном объеме:

(4.38)

Измеряется экспозиционная доза в кулонах на килограмм . Применяется пока и внесистемная единица – Рентген (Р):

Экспозиционная доза характеризует ионизационную способность рентгеновского и гамма-излучения в воздухе, т.е. является характеристикой поля фотонного, а не всех видов ионизирующего излучения, причем только в диапазоне энергий от нескольких кэВ до 3МэВ и только для воздуха.

Используется и эффективная доза Е – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения органов человека с учетом их радиочувствительности. Для её оценки введен взвешивающий коэффициент для данного органа . Тогда:

.

(4.39)

Коэффициенты W_T учитывают, что органы человека имеют неодинаковую чувствительность к ионизирующим излучениям. Для гонад W_T = 0,2, для костного мозга, легких, желудка 0,12, для печени 0,05, для кожи 0,01.

Эффективная доза позволяет оценить последствия облучения отдельных органов и тканей человека с учетом их радиочувствительности.

Чувствительность к ионизирующему излучению всех критически органов разная:

I группа – все тело и гонады (Е=0,2), красный костный мозг (Е=0,12);

II группа – печень (Е=0,05), почки, легкие и т.д. (Е=0,12);

III группа – кожа, кости и т.д. (Е=0,01).

Допустимые расстояния и время работы с радиоактивными веществами, которые можно определить из формулы

(4.40)

где W_R – допустимая доза облучения в смену, бэр;

t – время работы , ч;

l – расстояние до человека, см;

с – гамма-эквивалент радиоактивного вещества (указывается в справочнике или паспорте на радиоактивное вещество);

Требования к администрации, персоналу и населению по обеспечению радиационной безопасности, использованию средств индивидуальной защиты (СИЗ), соблюдению правил личной гигиены, медицинскому обеспечению радиационной безопасности, организации работ с источниками ионизирующего излучения, санкции за нарушение требований норм и правил по радиационной безопасности, указания по заполнению таблицы «Санитарно-эпидемиологическое заключение» и другие требования определены в «Основных санитарных правилах обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ – 99)» СП 2.6.1.799 – 99.

Допустимые уровни рассчитываются из основных дозовых пределов, при этом в основу расчета ДУ различных радиационных факторов кладут разные показатели, исходя из особенностей их воздействия.

Основные дозовые пределы устанавливают итоговую годовую лучевую нагрузку профессионалов или ограниченной части населения. Для решения же практических вопросов обеспечения радиационной безопасности, осуществления текущего контроля радиационной обстановки, проектирования систем защиты от внешнего и внутреннего облучения в НРБ регламентируются допустимые уровни (ДУ), которые являются производными от основных дозовых пределов (ПДД и ПД) и устанавливаются как для категории А, так и категории Б (таблица 4.29).

При расчете допустимой мощности дозы (ДМД) излучения и плотности потока частиц используют годовой бюджет времени, который для большей части профессионалов составляет 1700 (36-часовая рабочая неделя и 4-6-недельный отпуск), а для ограниченной части населения – 8800 ч (для жилых помещений и территорий в пределах зоны наблюдения, где население подвергается воздействию излучения круглосуточно в течение всего года). ДМД для профессионалов равен 2,9 мбэр/ч, а для ограниченной части населения – 60 мкбэр/ч (таблица 4.30).

Таблица 4.29 – Классификация основных дозовых пределов, допустимых и контрольных уровней

Класс нормативов	Категория А (персонал)	Категория Б (ограниченная часть населения)
Основной дозовый предел	Предельно допустимая доза (ПДД)	Предел дозы (ПД)
Допустимые уровни	Предельно допустимое годовое поступление (ПДП) радионуклида через органы дыхания	Предел годового поступления (ПГП) радионуклида через органы дыхания и пищеварения
	Допустимое содержание (ДСА) радионуклида в критическом органе	Допустимое содержание (ДСБ) радионуклида в критическом органе
	Допустимая мощность дозы (ДМДА) излучения	Допустимая мощность дозы (ДМДБ) излучения
	Допустимая плотность потока частиц (ДПАА)	Допустимая плотность потока частиц (ДППБ)
	Допустимая объемная активность (концентрация) (ДКА) радионуклида в воздухе рабочей зоны	Допустимая объемная активность (концентрация) (ДКБ) радионуклида в атмосферном воздухе и воде
	Допустимое загрязнение кожных покровов, спецодежды и рабочих поверхностей (ДЗА)
Контрольные уровни	Контрольное годовое поступление (КГПА) радионуклида через органы дыхания	Контрольное годовое поступление (КГПБ) радионуклида через органы дыхания и пищеварения
	Контрольное содержание (КСА) радионуклида в критическом органе	Контрольное содержание (КСБ) радионуклида в критическом органе
	Контрольная мощность дозы (КМДА) излучения	Контрольная мощность дозы (КМДБ) излучения
	Контрольная годовая доза (КГДА) внешнего облучения	Контрольная годовая доза (КГДБ) внешнего облучения
	Контрольная плотность потока частиц (КППА)	Контрольная плотность потока частиц (КППБ)
	Контрольная концетрация (КкА) радионуклида в воздухе рабочей зоны	Контрольная концентрация (ККБ) радионуклида в атмосферном воздухе и в воде
	Контрольное загрязнение поверхности (КзА)

Таблица 4.30 – ДМД_А и ДМД_Б при внешнем облучении всего тела, мбэр/ ч

Назначение помещений и территорий	ДМДА	ДМДБ
Помещения постоянного пребывания персонала категории А	2,9	---
Помещения, в которых персонал пребывает не более половины рабочего времени	5,8	---
Любые помещения, учреждения и территория санитарно-защитной зоны, где постоянно находятся лица, относящиеся к категории Б	---	0,24
Жилые помещения и территория в пределах зоны наблюдения (категория Б)	---	0,06

 

При внутреннем облучении через органы дыхания или пищеварения смесью различных радионуклидов неизвестного или частично известного состава следует руководствоваться данными таблиц 4.31 – 4.32.

 

Таблица 4.31 – ПДП, ПГП через органы дыхания и ДК смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава

Состав смеси радионуклидов, поступающей через органы дыхания	Категория А		Категория Б
	ПДП, МкКи/год	ДКА, Ки/л	ПДП, МкКи/год	ДКА, Ки/л
Сведения отсутствуют	0,001	4•10-14	0,001	4•10-14
Отсутствует 248Сm	0,002	8•10-14	0,002	8•10-14
Отсутствуют 231Ра, 239,240,242,244Pu, 248Cm, 249,251Cf	0,004	2•10-15	0,004	2•10-15
Отсутствуют 227Ac, 230Th, 231Pa, 238,239,240,242,244Pu, 248Cm, 249, 251Cf	0,010	4•10-15	0,010	4•10-15
Отсутствуют любые альфа-активные нуклиды и 227Aс	0,060	2•10-14	0,060	2•10-14
Отсутствуют любые альфа-активные нуклиды и 210Pb, 227Aс, 228Ra, 241Pu	0,600	2•10-13	0,600	2•10-13
Отсутствуют любые альфа-активные нуклиды и 90Sr, 129I, 210Pb, 227Aс, 228Ra, 230Pa,241Pu,249 Bk	8,000	3•10-12	8,000	3•10-12

Таблица 4.32 – ПГП через органы пищеварения и ДК_Б в воде для категории Б смеси радионуклидов неизвестного или частично известного состава

Сведения о составе смеси радионуклидов	ПГП, мкКи/год	ДКБ, Ки/л
Сведения отсутствуют	0,03	3•10-11
Отсутствуют 129I, 210Pb, 226Ra, 228Ra, 254Cf	0,30	3•10-10
Отсутствуют 90Sr, 129I, 210Pb, 210Po, 223Ra, 226Ra, 228Ra, ест Th, 231Pa, 232U, 235U, 238U, 248Cm, 254Cf, 256Fm	2,0	2•10-9

При установлении величины допустимого загрязнения поверхностей помещений, спецодежды, средств индивидуальной защиты, кожных покровов персонала используются максимальные значения коэффициентов перехода (сдувки, переноса, всасывания) радионуклидов. Допустимые значения поверхностного радиоактивного загрязнения для категории А (персонала) приведены в таблица 4.33.

Таблица 4.33 – Допустимые уровни загрязнения поверхностей, част/ (см²•мин)

Объект загрязнения	α-активные нуклиды*1		β-активные нуклиды
	отдельные	прочие
Кожные покровы, полотенца, спецбелье, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты.	1	1	100*3
Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты.	5	20	800*3
Наружные поверхности спецобуви и дополнительных средств индивидуальной защиты, используемых в помещениях: постоянного пребывания персонала; периодического пребывания персонала.	5 50	20 200	2000 8000
Другие индивидуальные средства защиты: внутренняя поверхность; наружная поверхность.	5 50	20 200	800 8000
Поверхность помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования.	5	20	2000
Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования.	50	200	8000

*1. Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными нуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (фиксированное и нефиксированное) загрязнение. Снимаемое загрязнение определяется методом сухого мазка.

*2. К отдельным радионуклидам относятся a-активные нуклиды, допустимая концентрация которых в воздухе рабочих помещений ДК_А меньше 1•10^-14 Ки/л.

*3. Для ⁹⁰Sr+⁹⁰Y допустимое загрязнение устанавливается в 5 раз меньшим.

Наиболее тяжелым последствием воздействия на человека ионизирующего излучения является развитие Конец формылучевой болезни. Развитие лучевой болезни наступает от значительных превышений естественного фона излучений. У человека лучевая болезнь может быть обусловлена внешним облучением и внутренним – при попадании радиоактивных веществ в организм любым путем, а также в результате инъекции.

Общие клинические проявления лучевой болезни зависят, главным образом, от полученной суммарной дозы радиации. Дозы до 1 Гр (100 рад) вызывают сравнительно легкие изменения, которые могут рассматриваться как состояние предболезни. Дозы свыше 1 Гр вызывают костно-мозговую или кишечную формы лучевой болезни различной степени тяжести, которые зависят главным образом от поражения органов кроветворения. Дозы однократного облучения свыше 6 Гр считаются абсолютно смертельными. Выделяют две формы лучевой болезни: острую и хроническую. Острая лучевая болезнь (ОЛБ) – наступившая вследствие однократного облучения. По тяжести ОЛБ делят на несколько степеней:

• I степень 1÷2 Гр (проявляется через 14-21 день)

• II степень 2÷4 Гр (через 4-5 дней)

• III степень 4÷6 Гр (после 10-12 часов)

• IV степень >6 Гр (после 30 минут)

Хроническая ЛБ – развивается в результате длительного непрерывного или фракционированного облучения организма в дозах 0,1–0,5 сГр/сут при суммарной дозе, превышающей 0,7–1 Гр. ХЛБ при внешнем облучении представляет собой сложный клинический синдром с вовлечением ряда органов и систем, периодичность течения которого связана с динамикой формирования лучевой нагрузки, т.е. с продолжением или прекращением облучения. Своеобразие ХЛБ состоит в том, что в активно пролиферирующих тканях, благодаря интенсивным процессам клеточного обновления, длительное время сохраняется возможность морфологического восстановления тканевой организации. В то же время такие стабильные системы, как нервная, сердечно-сосудистая и эндокринная, отвечают на хроническое лучевое воздействие сложным комплексом функциональных реакций и крайне медленным нарастанием незначительных дистрофических изменений.

Также результат воздействия ионизирующих излучений на организм человека может проявиться через длительное время (несколько месяцев или лет) после одноразового или в результате хронического облучения – отдаленные последствия облучения (рисунок 4.21).

Рисунок 4.21– Отдаленные последствия облучения

Действие излучений на животных и растения приведены на рисунках 4.22 – 4.23.

Рисунок 4.22 – Действие излучений на животных

Рисунок 4.23 – Действие излучений на растения

Хозяйственное использование земель возможно до уровня загрязнения 50 ku /км² . На землях с уровнем загрязнения более 50 ku/км². Продукцию растениеводства не производят. Эти земли отводят под посадку леса (сосны).

Растения поражаются в большей степени (60-70 %), если РВ выпали в период роста, и в меньшей степени (20%), - после цветения. При этом зерно может оказаться непригодным для семян, и оно идёт на переработку или корм скоту.

После созревания культур выпадение РВ не влияет на урожай, но семена могут оказаться не всхожи. Меньше всего уязвимы семена растений, зерно которых закрыто створками: стручками зернобобовых, овса и гречихи, проса, подсолнечника, льна, конопли.

Надёжно укрыты в земле картофель, свекла, морковь, турнепс, брюква и другие корнеплоды.

Уменьшения загрязнения урожая при уборке можно достичь исключением процессов, которые сопровождаются интенсивным пылеобразованием (сено при сушке не ворошат, зерновые убирают прямым комбайнированием).

В начальный период после выпадения РВ животных следует кормить «чистыми» кормами. В начальный период опасность для человека и животных представляет йод - 131, а через 1 - 2 месяца главными и наиболее опасными радионуклидами остаются стронций - 90, цезий - 134 и 137.

Основу кормовых рационов должны составлять сеяные травы и корма, полученные с полевых севооборотов, а не с естественных лугов и пастбищ.

При уровне загрязнения до 0,05м Р/ч скот можно пасти без ограничений. При 0,15 - 0,40м Р/ч - только рабочий и откормленный скот, и дойных коров, если молоко пойдет на переработку.