2013-14 Экология Диск Студентам / методичка радиобиология

11

-резко возрастает время облучения, так как попавшие внутрь организма радиоактивные вещества вступают в химическую связь с различными элементами живой ткани и медленно выводятся из нее;

-расстояние от источника облучения до облучаемой ткани сокращается практически до нуля, а телесный угол, при котором излучение воздействует на организм, достигает 4 ;

-внешнее облучение воздействует на все ткани практически в равной степени, тогда как радиоактивные вещества отлагаются внутри организма неравномерно и могут концентрироваться вблизи особо чувствительных к излучению и важных в жизнедеятельности органов или непосредственно в них (критические органы);

-наибольшая опасность внутреннего облучения связана еще и с тем, что в числе поражающих факторов при внутреннем облучении необходимо учитывать линейную плотность ионизации, характеризуемую коэффициентом относительной биологической эффективностью (ОБЭ). Особенно это относится к альфа-излучению.

Содержание радиоактивных веществ в организме со временем уменьшается в результате двух одновременно протекающих процессов: физического распада и биологического выведения их из организма. Следовательно, эффективная

эфф физ биол .

Скорость биологического выведения больше у тех радиоактивных веществ, которые имеют меньшее «сродство» с элементами живой ткани. Радиоактивные вещества, вступающие в обмен веществ и прочные биологические соединения, удерживаются в организме длительное время.

Дозу при внутреннем облучении можно подсчитать, если известны радиоактивный изотоп, закон распределения его в организме и продолжительность облучения. Со временем концентрация радиоактивного изотопа в тканях организма будет уменьшаться по экспоненциальной зависимости:

Се С0e эффt ,

где С0 — исходная концентрация радиоактивного изотопа, мКи/г; Сt — концентрация радиоактивного изотопа, оставшаяся по прошествии времени t, мКи/г; е — основание натуральных логарифмов; эфф — эффективная постоянная

выведения; t — время, прошедшее от начального момента (t=0) до данного. Мощность дозы при однократном поступлении радиоактивного вещества

пропорциональна концентрации и, следовательно, также будет убывать по экспоненте.

Полная поглощенная доза D (рад), накапливающаяся от начального

момента времени t = 0 до полного распада изотопа, в каком-либо органе с распределенным в нем гамма-излучателем может быть рассчитана по формуле

12

D 0,032K C0 qTэфф ,

где 0,032 — постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз; K —

постоянная гамма-изотопа; Со — начальная концентрация изотопа в ткани, мКи/г; р — плотность ткани, г/см3; q — геометрический фактор, зависящий от формы и размера объекта; Тэфф — эффективный период полувыведения изотопа из организма (или из органа при расчете поглощенной дозы в органе).

Оценка геометрического фактора сложна. В справочниках даются ориентировочные значения q для различных точек тела разной формы (шар, цилиндр и т. д.).

Поглощенную дозу D (t ) (рад) в любой момент времени после поступления радиоизотопа в организм вычисляют по формуле

где С0 — начальная концентрация радиоизотопа, мКи/г; t —время в днях. Поглощенную дозу D (t ) (рад) для короткоживущего бета-излучающего

изотопа, распадающегося практически полностью в течение первых суток (или одной недели) после поступления его в биологическую ткань, рассчитывают по формуле

D (t ) 73,8C0 E Tэфф ,

где 73,8 — постоянный расчетный коэффициент поглощенных доз, если концентрация изотопа С выражена в мКи/г, а Тэфф в сутках; E — средняя энергия

бета-частиц, МэВ.

Поглощенную дозу D (t ) (рад) в любой момент времени вычисляют по формуле

где t—время облучения, сут.

Альфа-излучающие вещества при попадании внутрь организма оказывают более выраженное биологическое действие, чем гамма- и бета-излучающие вещества при равной концентрации на 1 г ткани. Это обусловлено высокой плотностью ионизации среды вдоль пути альфа-частицы. Отношение ОБЭ альфаизлучения к ОБЭ гамма- и бета-излучений равно 10.

Поглощенную дозу D (t ) от альфа-излучения за время t, когда заметно

снижается концентрация радиоизотопа вследствие физических и биологических процессов, рассчитывают по формуле, аналогичной расчету поглощенной дозы от бета-излучения, но с введением в нее коэффициента ОБЭ:

где E — средняя энергия альфа-частиц.

Если в объекте облучения одновременно находятся альфа-, бета-и гаммаизлучающие изотопы, то отдельно рассчитывают дозы от каждого вида излучения, а полученные величины складывают.

13

2. ОСНОВЫ РАДИОЭКОЛОГИИ

2.1 Некорневое поступление радионуклидов в сельскохозяйственные культуры и передача их по трофическим цепям

Радиоактивные вещества, попадая из атмосферы на земную поверхность, могут непосредственно поступать в растения, оседая на их надземных частях. Одни радионуклиды прочно сорбируются, другие смываются дождем, третьи проникают в растения и участвуют в обмене веществ в процессе их роста и развития.

Задержка растениями радиоактивных веществ, выпадающих из атмосферы, зависит от физических свойств выпадений (частицы, пары, роса, дождь или туман), дисперсности выпавшего материала и скорости роста растений.

Загрязнение рек, озер и других водоемов происходит в результате оседания радионуклидов на их поверхности и путем смыва их дождевыми осадками, паводковыми и другими водами.

Естественный травостой удерживает 30 - 40 % выпавшего количества гамма-излучающих нуклидов и около 30 % 137Cs. Сеяные многолетние травы удерживают соответственно 20 - 40 и 7 - 15 %. На пашне сразу после выпадения более 97 % радиоактивных веществ сосредоточивается в верхнем двухсантиметровом слое. В дальнейшем происходит постепенная миграция радионуклидов в глубь почвы.

У травянистых видов идет значительное накопление изотопов цезия и стронция. Как показали наблюдения, растения естественных кормовых угодий всегда характеризуются более высокой удельной радиоактивностью, чем сеяные травы и различные сельскохозяйственные культуры. Объясняется это тем, что радионуклиды в почвах естественных кормовых угодий сосредоточены в основном в слое 0 - 5 см, создавая там высокую концентрацию радиоактивных изотопов в единице объема почвы. При перепашке почвы концентрация радионуклидов снижается, и создаются условия для их меньшей усвояемости растениями. Это подсказывает путь улучшения естественных кормовых угодий в условиях радиационного загрязнения.

Высокой подвижностью в растениях обладают радионуклиды Cs, I и Th, низкой — радионуклиды Sr, Се и Ва. Через листья в растения проникает от 20 до 60 % поверхностно нанесенного раствора 137Cs, a 90Sr — всего лишь сотые доли процента (Р. М. Алексахин и др.).

Большое значение в накоплении растениями радионуклидов имеет фаза вегетации. Листья молодых растений поглощают радионуклиды в значительно больших количествах, чем листья растений, заканчивающих рост и развитие. В среднем период времени, в течение которого содержание 90Sr пастбищной растительности снижается вдвое, составляет 14 сут. Сведения о скорости полуочищения поверхностно загрязненных кормовых растений от радионуклидов имеют важное прикладное значение для составления прогноза вероятного уровня радиоактивного загрязнения растений и принятия обоснованных мер снижения поступления радионуклидов в кормовые культуры.

14

Сведения о количестве и длительности пребывания радионуклидов на стеблях имеют важное значение для определения рациональных сроков и технологии уборки урожая.

Радиоактивные вещества, выпавшие на поверхность почвы из атмосферы и осевшие с поверхности растений, могут служить существенным источником повторного механического их загрязнения уже после прекращения выпадения радиоактивных осадков. Загрязнение растений радиоактивной пылью происходит при поднятии ее с поверхности земли ветром, пасущимися животными, при разбрызгивании каплями дождя и обработке или уборке урожая сельскохозяйственными машинами.

При некорневом радионуклидном загрязнении растительности переход их из корма в организм животных и продукцию животноводства, как правило, выше, чем при корневом поступлении.

Накопление радионуклидов сильно зависит от типа почв: хуже они всасываются из сероземов и черноземов, а лучше всего из торфоболотных и легких почв (песчаные и подзолистые), красноземы и лугово-карбонатные почвы занимают промежуточное положение. При некорневом пути поступления более подвижным является 137Cs. Поступление 90Sr и других радионуклидов происходит при этом в десятки раз медленнее. При корневом поступлении наиболее подвижным является 90Sr. 137Cs сильнее сорбируется почвой и поэтому в относительно меньших количествах переходит из почвы в растения.

По корневому пути из почвы во все последующие годы после выпадения радионуклидов происходит загрязнение грибов, ягод, дикорастущих плодов, лекарственных и кормовых растении.

По способности к накоплению растениями радионуклиды образуют ряд:

65Zn> 90Sr, 137Cs, 59Fe > 144Ce, 106Ru, 95Zr > 239Pu, 147Pm, 91Y, 235U.

Большинство искусственных радионуклидов прочно сорбируются почвенным поглощающим комплексом и включаются в биологический круговорот в сравнительно небольших количествах. Исключение составляют 65Zn, 89Sr и 90Sr, отличающиеся наибольшей подвижностью в системе «почва - растение». Например, коэффициент накопления 65Zn при переходе из воды в почву, а затем в траву пастбищ равен 440 (мкКи/г сырого вещества)/ (мкКи/мл воды), а цезия, кобальта и церия - лишь 0,19; 0,07 и 0,03 соответственно. На легких по механическому составу песчаных почвах накопление 137Cs растениями в 40 -50 раз больше, чем 90Sr. Из растворов поглощение корнями растений радионуклидов происходит в больших количествах, чем из почв.

Переход радионуклидов из почвы в растения во многом определяется их видовыми и сортовыми особенностями (строение корневой системы, характер метаболизма).

Поглощение радионуклидов растениями из почвы зависит также от ее состава. Почвы тяжелого гранулометрического состава отличаются большей поглотительной способностью, чем легкие. Существенное влияние на переход из почвы в растения 137Cs оказывает содержание в ней органического вещества. Поступление этого радионуклида в растения из торфянистых почв больше, чем из минеральных, в несколько раз.

15

Перенос питательных веществ между трофическими уровнями называют пищевой цепью, пищевой сетью. Механизмы, с помощью которых растения и животные получают необходимые для их роста неорганические вещества из почвы, аналогичны тем механизмам, посредством которых радионуклиды поступают в биологические системы. Таким образом, естественные и искусственные радионуклиды стабильных химических элементов также циркулируют в биосфере по характерным биологическим цепям, проникая из внешней среды в организмы, а затем снова возвращаясь во внешнюю среду.

При непрерывных глобальных выпадениях наиболее высокие концентрации радионуклидов обнаруживаются в продукции растениеводства, меньшие - в продукции животноводства. Концентрация 90Sr и 137Cs в кормах превосходит концентрацию в молоке соответственно в 100 и 30 раз, в мясе - в 50 и 10 раз. Наибольшей подвижностью в цепи «воздух - растение - животные — продукция животноводства» обладают 90Sr, 131I и l37Cs, менее подвижны 106Ru, 144Се и изотопы U.

Наиболее короткий путь поступления радиоактивных продуктов деления в организм человека кроме непосредственного попадания из атмосферы - через сельскохозяйственные растения и животных. При этом продукты деления могут попадать в организм человека как непосредственно через растительную пищу, так и через животных, питающихся растениями, содержащими радиоактивные вещества.

Из радиоактивных продуктов деления в первый период наибольшую опасность представляют изотопы йода вследствие наиболее высокого относительного содержания их и значительной биологической токсичности. В последующем основную роль играют 90Sr и 137Cs из-за их относительно высокой энергии излучения, большого периода полураспада и способности активно включаться в биологический круговорот веществ (почва - растения - животные - человек). Эти изотопы способны надолго задерживаться в организме человека и животных. При поступлении с кормом в организм 90Sr его постоянным неизотопным носителем служит кальций, а для 137Cs — калий.

В организме животных калий и кальций представлены как макроэлементы. При исследовании закономерностей передвижения 90Sr и 137Cs от одного объекта биосферы к другому было замечено, что первый ведет себя сходно с кальцием, второй — с калием. Например, установлено, что при равных условиях в объектах биосферы, загрязненных радионуклидами, максимальная концентрация 90Sr всегда обнаруживается в органах (продуктах), физиологически богатых кальцием (кости, яичная скорлупа), а максимальная концентрация 137Cs - в объектах, богатых калием (например, мышцы).

Отметим, что многие вопросы закономерностей перехода радионуклидов в звеньях биологических цепей остаются еще слабо изученными.

2.2 Радиоактивное загрязнение лесных фитоценозов

При выпадении радиоактивных веществ на территории лесных массивов значительная часть радионуклидов опускается и задерживается кронами деревьев, осаждаясь на листьях, хвое и коре, другая их часть попадает под полог деревьев в

16

травяной покров, лесную подстилку и почву. Доля радионуклидов, задерживающихся в пологе леса, варьирует в зависимости от состава, сомкнутости, формы и фазы вегетации древесной растительности. На опушке леса с наветренной стороны до 50 м в глубь леса их задерживается в 2 - 10 раз больше, чем в лесных массивах. Плотность радиоактивного загрязнения в наветренных опушках иногда в 30 раз выше, чем на открытых территориях.

Вназемной части древесно-кустарниковой растительности при внешнем загрязнении радионуклиды частично проникают в их внутренние ткани. В результате через год после выпадения радиоактивных веществ доля их в кронах, особенно в лиственных насаждениях, снижается в несколько раз. Соответственно возрастает загрязненность лесной подстилки и почвы. На глубине до 5 см сосредоточивается более 90 % радионуклидов. В хвойных лесах самоочищение происходит медленнее. Обычно на это требуется 3 - 4 года.

Перемещаясь в лесной подстилке и почве, радионуклиды ими прочно фиксируются. Обычно они проникают до глубины 10 см. В последующем лес надежно предотвращает перенос радионуклидов с водой и ветровой перенос их, способствуя тем самым стабилизации радиоэкологической обстановки на загрязненных землях. Однако со временем в загрязненном лесу усиливается процесс корневого поступления радионуклидов в лесную растительность.

Внастоящее время гамма-активность почв и растений в основном

обусловлена 137Cs, бета-активность — 90Sr, альфа-активность — изотопами 238Рu,

239Рu и 240Рu.

В живом напочвенном покрове лесных насаждений высокой удельной радиоактивностью обладают зеленые мхи — 3,7 . 105 Бк/кг (10-5 Ки/кг), а также лишайники — 3,7 . 106 Бк/кг(10-4 Ки/кг). Шляпочные грибы повсеместно имели значительную радиоактивность — 3,7 . 105 - 3,7 . 106 Бк/кг (10-5 - 10-4 Ки/кг), что на 1 - 2 порядка выше, чем у сосудистых высших растений. Большой активностью отличались также земляника — 3,7 . 103 - 3,7 . 104 Бк/кг (10-7 - 10-6 Ки/кг), малина 3,7 . 104 - 3,7 . 105 Бк/кг (10-6 - 10-5 Ки/кг), черника 3,7 . 104 Бк/кг (10-6 Ки/кг) за счет аккумулирования 90Sr, 238Pu, 239Рu и 240Рu.

3 СанПиН 2.6.6.1169-02 "ОБЕСПЕЧЕНИЕ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ ОБРАЩЕНИИ С ПРОИЗВОДСТВЕННЫМИ ОТХОДАМИ С ПОВЫШЕННЫМ СОДЕРЖАНИЕМ ПРИРОДНЫХ РАДИОНУКЛИДОВ НА ОБЪЕКТАХ НЕФТЕГАЗОВОГО КОМПЛЕКСА РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ"

СанПиН 2.6.6.1169-02 (введен с 1 января 2003 г.) являются обязательными для исполнения на территории РФ всеми юридическими и физическими лицами независимо от их ведомственной принадлежности и формы собственности, которые в своей деятельности осуществляют геологические изыскания (разведку), добычу, переработку и транспортировку нефти и газа (газового конденсата), а также ремонт и техническое обслуживание оборудования, сбор, переработку, транспортирование и захоронение производственных отходов предприятий нефтегазовой отрасли.

17

При разведке месторождений нефти и газа, а также добыче, переработке и транспортировке нефти и газа в окружающую среду в том или ином виде поступают природные радионуклиды рядов 238U и 232Th, а также 40К, которые исходно содержатся в геологических структурах, пластовых водах и т.п. В процессе добычи и переработки они существенно перераспределяются, - осаждаются на технологическом оборудовании, поверхностях рабочих помещений, территории предприятий и т.д., концентрируясь в ряде случаев до значительных уровней, при которых возможно повышенное облучение работников предприятий и населения, а также рассеяние в среду обитания людей.

Потенциально источниками производственного облучения работников организаций отрасли являются:

-промысловые воды, содержащие природные радионуклиды;

-загрязненные природными радионуклидами территории (отдельные участки территорий) нефтегазодобывающих и перерабатывающих предприятий;

-отложения солей с высоким содержанием природных радионуклидов на технологическом оборудовании и поверхностях рабочих помещений;

-загрязненные природными радионуклидами транспортные средства и технологическое оборудование, направляемое в ремонт и в места их временного хранения;

-технологические процессы, в результате которых в воздух рабочих помещений могут интенсивно поступать изотопы радона (222Rn и 220Rn), а также образующиеся из них короткоживущие дочерние продукты (очистка буллитов и РВС, ремонт технологического оборудования и др.);

-производственная пыль с высоким содержанием природных радионуклидов в воздухе рабочей зоны (очистка буллитов и РВС, резка труб и другого технологического оборудования и др.);

-производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов;

-в некоторых случаях источником внешнего облучения могут оказаться используемые баллоны со сжиженным газом (при высоких концентрациях радона

вгазе источниками гамма-излучения становятся дочерние продукты радона - 214Pb

и 214Bi).

Суммарная эффективная доза производственного облучения работников организаций формируется за счет внешнего (гамма-излучение природных радионуклидов) и внутреннего излучений (ингаляционного поступления: изотопов радона, их короткоживущих дочерних продуктов, природных радионуклидов с производственной пылью; перорального поступления природных радионуклидов при заглатывании с пищей и питьевой водой, а также при попадании их на кожные покровы работающих с загрязненных поверхностей оборудования и средств индивидуальной защиты).

Классификация производственных отходов осуществляется по эффективной удельной активности природных радионуклидов (Аэфф) в них в соответствии с таблицей 1.

18

Таблица 1 - Категории производственных отходов предприятий НГК

Примечание - Мощность дозы гамма-излучения измеряется на расстоянии 0,1 м от поверхности отходов в соответствии с утвержденными в установленном порядке методиками контроля. Расчетные значения Н по таблице 1 соответствуют верхним граничным значениям Аэфф для отходов разной категории.

Сортировка производственных отходов предприятий НГК с установлением их категории по таблице 1 должна производиться по результатам определения содержания природных радионуклидов гамма-спектрометрическими методами.

Обращение с производственными отходами I категории в производственных условиях, включая их сбор, временное хранение, транспортировку и захоронение на свалках общепромышленных отходов по радиационному фактору осуществляется без ограничений.

Обращение с производственными отходами II категории проводится с учетом планируемого характера их дальнейшего использования. При этом порядок и условия их сбора, временного хранения, транспортировки, переработки и захоронения должны обеспечивать соблюдение дозовых пределов облучения работников организаций и населения, установленные СП 2.6.1.758-99 (НРБ-99) . На обращение с производственными отходами II категории оформляется санитарно-эпидемиологическое заключение органов госсанэпиднадзора о соответствии обращения санитарным правилам.

Обращение с производственными отходами III категории производится в соответствии с требованиями раздела 3.12 СП 2.6.1.799-99 (ОСПОРБ-99) по обращению с низкоактивными радиоактивными отходами.

3.1 Критерии обеспечения радиационной безопасности

Критерии обеспечения радиационной безопасности при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов на предприятиях НГК разработаны с учетом требований НРБ-99, ОСПОРБ-99, санитарных правил безопасности при транспортировании радиоактивных веществ и санитарных правил обращения с радиоактивными отходами. Они основаны на допустимых уровнях облучения населения и работников организаций за счет природных источников ионизирующего излучения и критериях ограничения загрязнения среды обитания человека природными радионуклидами.

Дозы производственного облучения работников при обращении с производственными отходами определяются удельной активностью природных

19

радионуклидов, видом и количеством отходов на рабочем месте, продолжительностью работы с ними, запыленностью воздуха в зоне дыхания, воздухообменом помещений и рядом других параметров.

Дозы облучения населения за счет деятельности предприятий НГК зависят от удельной активности природных радионуклидов в производственных отходах, возможности и длительности контакта населения с отходами, интенсивности поступления природных радионуклидов в среду обитания людей, характера использования отходов и т.п.

Радиационная безопасность при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов считается обеспеченной, если выполняется совокупность следующих условий:

-обеспечена радиационная безопасность работников организаций, в результате деятельности которых происходит образование производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов, а также предприятий, принимающих участие в обращении с ними;

-обеспечена радиационная безопасность населения, проживающего в зоне воздействия предприятий, деятельность которых связана с обращением с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов;

-обеспечены радиационно безопасные условия сбора, временного хранения, транспортировки, переработки, использования и захоронения производственных отходов.

Оценка радиационной обстановки на предприятиях и объектах НГК производится по данным радиационного контроля, в том числе производственного радиационного контроля, с учетом доз производственного облучения работников природными источниками излучения, а также категории производственных отходов и их объемов.

Индивидуальная годовая эффективная доза производственного облучения работников организаций за счет всех природных источников излучения при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 5 мЗв/год.

При дозах облучения более 1 мЗв/год соответствующие работники относятся к лицам, подвергающимся повышенному производственному облучению природными источниками излучения.

Если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения всех работников организации не превышают 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль на предприятии не является обязательным. Однако при существенном изменении характеристик технологических процессов, которые могут привести к увеличению уровней облучения работников, следует провести их повторное обследование.

Для работников, дозы облучения которых находятся в пределах от 1 до 2 мЗв/год, устанавливается периодический радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения.

Если индивидуальные годовые эффективные дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, но не превышают 5 мЗв/год, то для них устанавливается

20

постоянный радиационный контроль и осуществляются мероприятия по снижению доз облучения. Порядок, объем и периодичность производственного радиационного контроля, а также план мероприятий по снижению уровней облучения работников устанавливаются в программе производственного контроля, которая должна быть согласована с главным врачом (его заместителем) территориального центра госсанэпиднадзора и утверждена руководителем организации.

При установлении превышения норматива производственного облучения работников природными источниками (5 мЗв/год), руководитель организации должен принять все необходимые меры по снижению облучения работников, если это невозможно, то допускается временно, по согласованию с органами госсанэпиднадзора, приравнивать соответствующих работников организации по условиям труда к персоналу группы А, работающему с техногенными источниками ионизирующего излучения.

Радиационная безопасность населения при обращении с производственными отходами предприятий НГК оценивается по значению годовой эффективной дозы облучения критической группы населения (не менее 10 человек, однородной по одному или нескольким признакам, - полу, возрасту, социальным или профессиональным условиям, месту проживания, рациону питания, которая подвергается наибольшему радиационному воздействию по данному пути облучения от данного источника излучения).

Средняя годовая эффективная доза облучения критической группы населения за счет деятельности организаций НГК при обращении с производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов не должна превышать 100 мкЗв/год.

3.2 Требования к проектированию и эксплуатации систем сбора, хранения и захоронения производственных отходов с повышенным содержанием природных радионуклидов

Впроектах новых предприятий НГК, при работе которых могут образовываться производственные отходы с повышенным содержанием природных радионуклидов, приводятся ожидаемые характеристики планового и аварийного образования отходов: структура отходов (элементы технологического оборудования, извлеченные из технологического оборудования при его ремонте, солевые отложения и шлам, и пр.), их годовое количество (масса, объем), радионуклидный состав и категория отходов, агрегатное состояние и др., а также условия и способы сбора, хранения, использования, обезвреживания, транспортировки и захоронения отходов.

Для каждой категории производственных отходов предусматривается система обращения с ними: методы сбора, временного хранения, упаковки, транспортировки, кондиционирования (если имеется необходимость этого), длительного хранения и/или захоронения, необходимое оборудование и помещения, объем, периодичность и методы радиационного контроля.

Внеобходимых случаях для разных по структуре видов производственных отходов (элементы технологического оборудования, грунты, извлеченные из