Особенности миграции радионуклидов и прогнозирование радиоактивного загрязнения местности 9 страница

Оценка радиационной обстановки

после аварии на АЭС по данным разведки

После загрязнения территории и воздушного пространства радиоак­тивными веществами в населенном пункте или в районе объекта экономики производят замеры различных характеристик ионизирующих излучений до­зиметрическими приборами. По результатам замеров производят:

- уточнение типов радионуклидов, загрязняющих данную местность и воздушное пространство;

- уточнение реальных зон радиоактивного загрязнения и динамики их изменения;

- определение возможных доз облучения людей за определенные про­межутки времени для оперативного принятия решения по радиационной защите населения;

- определение допустимой продолжительности пребывания людей на радиоактивно загрязненной местности;

- прогнозирование и оценку возможности использования местной про­дукции растениеводства и животноводства населением, проживающим на данной территории;

- оценку экономического, социального и экологического ущербов;

- планирование мероприятий по радиационной защите и обеспече­нию радиационной безопасности населения.

1. Зоны радиоактивного загрязнения уточняются по результатам из­мерений характеристик ионизирующих излучений дозиметрическими при­борами с нанесением на карту.

2. Типы и количество радионуклидов, выброшенных из реактора на объект, сообщаются вышестоящей организацией или Министерством по чрез­вычайным ситуациям и уточняются в районе объекта собственными изме­рениями.

3. Определение возможных доз облучения людей на территории объекта или населенного пункта осуществляется по одной из методик с уче­том особенностей аварии на АЭС. Если из реактора выброшено значитель­ное количество радионуклидов и спад радиации на местности подчиняется закону Вэя-Вигнера, то поглощенная доза рассчитывается по следующей методике

а) уточняют закон спада уровня радиации по закону Вэя-Вигнера, для
чего находят величину п (см. формулу 1.36). Для этого в одной и той же точке
дважды измеряют уровни радиации и Р₂ (в рад/ч), при этом фиксируют
астрономическое время I, и Ц;

б) определяют величину п по формуле:

П=(ЩР-\цР₂)1{\ц1-\ц1_г); (2.14)

в,) если принять время начала пребывания на радиационно загряз­ненной местности!_и (в часах), а время окончания - 1, (в часах), то численное значение поглощенной дозы й (в радах) можно определить по формуле:

о=[Р„У(■-")• КосЖ^1-" - V ^ПЬ <²-¹⁵>

где Р₀ - извес.ная мощность поглощенной дозы (рад/ч) в момент времени 1„ (в часах) после начала радиоактивного заражения местности; К_осл - коэф­фициент ослабления, показывающий, во сколько раз меньше мощность дозы излучения в сооружении, здании, транспорте, по сравнению с мощностью дозы на открытой местности.

Формула (2.15) справедлива для спада радиации по закону Вэя-Виг­нера в течение 100-160 суток. За этот период подавляющее большинство радионуклидов полностью или в значительной части распадаются, и сохра-
няются только имеющие значительный период полураспада. Обычно со-
храняются такие радионуклиды, как цезий-134, цезий-137, стронций-69,
стронций-90, плутоний-239 и др. После этого для расчета доз облучения
можно применить основной закон радиоактивного распада. Согласно зако-
ну радиоактивного распада, падение мощности поглощенной дозы описы-
вается зависимостью (2.16): (2-16)

р _ р. _е~ 0,6931/т

где Р - мощность поглощенной дозы излучения (рад/год) на расчетное вре­мя * (год), прошедшее с момента аварии; Р₀ - первоначальная мощность дозы излучения, соответствующая начальной поверхностной активности ра­дионуклида, рад/год; Т - период полураспада радионуклида, год.

■хп

Выражение (2.16) можно упростить: (2.17)

Р и Р„- 2

полагая, что е = 2,73 ~2,а 0,693» 1.

Первоначальная мощность дозы Р₀, рад/ч определяется по формуле

(218): (2.18)

Р₀ = 0,2- ц ■ Е - А„- ш, где ц - линейный коэффициент ослабления излучения воздухом, определя­емый по таблице 2.28, см '; Е - энергия излучения, Мзв; А_в - уровень перво­начального загрязнения, Ки/км²; ш - число гамма-квантов или бета-частиц, приходящихся на один распад радионуклида (для цезия-137 и стронция-90 т= 1).

Та6лица2.28

Зависимость линейного коэффициента ослабления гамма- и бета-излучения воздухом от энергии излучения

 

 

Характеристи­ки излучения	Виды излучения
Бета-излучение	Гамма-излучение
Энергия Е, Мэв	0,51	0,52	0,55	2,27	0,66
и, 1/см • О-4	1,102	1,098	1,082	0,540	1,013

Дозу внешнего облучения О_ви (в радах) можно определить по формуле
Р.19): Т'Р • [2"^ — 2~^,к/т] (²-1⁹)

 

 

где I - время начала проживания на загрязненной территории с момента аварии на АЭС, год; 1, - время окончания проживания, год; К_осл - коэффици­ент ослабления радиации жилищем, зданиями, сооружениями, раз, Т - пе­риод полураспада, год.

Поглощенную дозу внутреннего облучения 0_>нут (в радах) можно опре­делить по формуле 2.20 При начальном уровне загрязнения почвы цези-ем-137 5 Ки/км^[6]и при проведении агротехнических мероприятий поглощен­ная доза внутреннего излучения в среднем составляет 0,15 рад/год При других начальных условиях загрязнения доза пропорциональна А„/5.

0^ = 0,15(1.-^/5. (2.20,

Суммарная доза О (в радах) определяется по формуле (2 21):

О = О + О (2.21)

4. Расчет допустимого времени пребывания Т_доп (в часах) при заранее установленной допустимой дозе облучения (в радах) производится по формуле 2.22:

Т„ ={[(1-_П)-0 К /Р • у + Г""}¹'¹^ +1. (2.22)

доп ' доп осл О (Н * н

Оценка остальных пунктов базируется на применении НРБ-2000 и с учетом планов по радиационной защите, разработанных по результатам прогнозирования.

 

Методика прогнозирования и оценки радиационного загрязнения продукции растениеводства и животноводства

Прогнозирование радиоактивного загрязнения сельскохозяйственной продукции позволяет осуществлять комплексное планирование мероприя­тий, которые делятся на организационные, агротехнические и агрохимиче­ские и обеспечить получение продукции с содержанием радиоактивных ве­ществ в пределах установленных уровней.

Количественно переход радионуклидов из почвы в растения характери­зуется коэффициентом перехода (К_п), который определяется соотношением:

К = С /С. (2.23)

п р п* ¹ '

где С_р - концентрация радионуклидов в растении, Бк/кг или Ки/кг; С_а - кон­центрация радионуклидов в почве, Бк/кг или Ки/кг

Экспериментальные данные показывают, что коэффициенты перехо­да постоянно меняются. Поэтому поступают так. За основу берутся коэффи­циенты перехода для различных почв, которые рассчитаны на плотность загрязнения 1 Ки/км^[7] (приложение 5). При более высокой плотности за­грязнения почв коэффициенты перехода, рассчитанные на плотность за­грязнения почв 1 Ки/км^[8], умножаются на величину плотности загрязнения. 132

Полученный результат будет соответствовать уровню загрязнения урожая, выращенного на данном поле без проведения дополнительных защитных мероприятий, направленных на снижение перехода радионуклидов из по­чвы в растения.

Полученные результаты по отдельным растениям сравниваются с ус­тановленными нормами. Если степень загрязнения растений превышает нормы, то принимаются меры или по дезактивации, или по снижению пере­хода радионуклидов из почвы в растения в очередном цикле выращивания урожая (рассматриваются в главе 4). Содержание радионуклидов в продук­ции животноводства определяется содержанием радионуклидов в рационе питания животных (рассматривается в главе 4)

Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов

Оценка радиационной обстановки при взрывах ядерных боеприпасов заключается в определении масштабов, степени радиоактивного зараже­ния местности и его влияния на жизнедеятельность населения

Выявление и оценка радиационной обстановки производится двумя

методами:

- методом прогнозирования,

- по данным разведки.

Исходные данные для оценки радиационной обстановки методом прогнозирования: координаты и вид взрыва, время взрыва, мощность взры­ва, допустимые дозы облучения, направление и средняя скорость ветра

На этапе прогнозирования определяют:

- вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения местности;

- возможное время начала заражения территории и воздушного про­странства в районе объекта или населенного пункта и вероятность попада­ния их в сектор радиоактивного заражения;

- ожидаемые дозы облучения людей на открытой местности и в защит­ных сооружениях;

- возможность защиты людей и возможные потери

На основании прогнозирования составляется план радиационной за­щиты.

Методика прогнозирования аналогична прогнозированию радиоактив­ного заражения при аварии на АЭС. Рассмотрим только некоторые особен­ности.

Вероятный сектор и зоны радиоактивного заражения определяют по следующей методике.

Мощ­ность взры­ва, кт Ско­рость ветра, км/ч Размеры зон заряжения, км Зона А Зона Б Зона В Зона Г длина ширина длина ширина длина ширина длина ширина I     2,1 4.6   2.8 0,6 1.4 0.3     2,8 5,3   2,7 0.6 1 2 0.2     2,6 5,2 0,9 2,4 0.5 1.1 0.2       5,7   2,9     6,8 1.1     7,2   3,3   1.9 6,6 1.1     8,3   3,3   1,9 6,5         7.8       2.8   1,7     9,9   4.7       1.7   III II   4.7       1.5           5.1   3,6   2.2         6.1       2.2         6.4   3.9

Размеры зон радиоактивного заражения на спеде радиоактивного облака

ВОПРОСЫ ДЛЯ САМОКОНТРОЛЯ: 1. Особенности построения зон радиоактивного загрязнения при аварии на АЭС.

3. Что определяют в процессе оценки радиационной обстановки по данным разведки при авариях на АЭС? 4. Особенности прогнозирования и оценки продукции растениеводства, вы­ращенной на загрязненной радионуклидами почве. 5. Особенности оценки радиационной обстановки при взрывах ядерных бое­припасов.

На карте из точки предполагаемого ядерного взрыва проводят ось по направлению среднего ветра.

Вокруг центра взрыва проводится окружность, обозначающая зону воз­можного радиоактивного заражения в районе взрыва. Радиус окружности принимают: 0,77 км для мощности взрыва 20 кт, 0,9 км - для 50 кт, 1 км - для 100 кт, 1,12 км - для 2000 кт.

От окружности проводят две касательных, параллельных оси следа. Относительно них проводят боковые границы под углами 20° к касательным (рис. 2.11).

В секторе проводятся границы зон радиоактивного заражения (разме­ры берутся из таблицы 2.29):

- зона А (умеренного заражения, уровень радиации на внешней грани­це зоны через час после взрыва 8 Р/ч, доза до полного распада 40 рад);

- зона Б (сильного заражения, уровень радиации на внешней границе через час после взрыва 80 Р/ч, доза до полного распада 400 рад);

- зона В (зона опасного заражения, уровень радиации на внешней границе зоны через час после взрыва 240 Р/ч, доза до полного распада 1200 рад);

- зона Г (чрезвычайно опасного заражения, уровень радиации на внеш­ней границе зоны через час после взрыва 800 Р/ч, доза до полного распада 4000 рад).

Реальные зоны радиоактивного заражения попадают в сектор с веро­ятностью 0,9. Сами зоны занимают примерно одну треть сектора. В преде­лах сектора зоны радиоактивного заражения А, Б, В и Г могут менять свое положение

Прогнозирование и оценка радиационной обстановки по данным раз­ведки проводится так же, как и при аварии на АЭС

ГЛАВА 3. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ЕЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ДЛЯ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

Поистине чрезвычайной ситуацией планетарного масштаба являются последствия аварии на ЧАЭС. Несмотря на уже сделанные многочислен­ные оценки и прогнозы, последние нельзя считать окончательными Зада­ча человечества - сделать необходимые выводы из случившегося и не допустить подобного в будущем, учитывая дальнейшую эксплуатацию и строи­тельство АЭС.

 

3.1. АВАРИЯ НА ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС И ОСОБЕННОСТИ РАДИОАКТИВНОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ МЕСТНОСТИ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬ

 

3.1.1. События, приведшие к аварии

Авария на 4-м блоке ЧАЭС произошла 26 апреля 1986 года Основная причина - маловероятное, никем не предусмотренное сочетание ошибок при эксплуатации энергоблока обслуживающим персоналом. Вместе с тем, авария поучительна для инженеров всех специальностей.

Возникновению аварии способствовал ряд обстоятельств.

Как и предусматривалось планом, 4-й энергоблок готовился к останов­ке на регулярное техническое обслуживание. Тогда было принято решение воспользоваться отключением реактора, чтобы подтвердить, что в случае потери основного электропитания замедляющая свое вращение турбина может дать необходимую электроэнергию для питания аварийного обору­дования и циркуляционных насосов, которые обеспечивают охлаждение активной части реактора до момента включения аварийной дизельной элек­тростанции Цель этого испытания состояла в том, чтобы определить, мож­но ли продолжать охлаждение активной части реактора в случае потери основного источника электропитания. Аналогичные испытания проводились в ходе предыдущего отключения реактора, но результаты его оказались не­точными, поэтому было принято решение повторить эксперимент. Этот экс­перимент в основном был связан с неядерной частью атомного реактора и не был скоординирован со специалистами, отвечающими за безопасность ядерного реактора.

В соответствии с запланированной программой нужно было отключить аварийную систему охлаждения активной части реактора, которая обеспе­чивала подачу воды для охлаждения ядерного топлива в чрезвычайных об­стоятельствах. Хотя последующие события и не были сильно обусловлены этим, отключение вышеуказанной системы в ходе испытания явилось сви­детельством небрежного отношения к процедурам безопасности. По мере продолжения процедуры отключения реактора, последний работал пример­но в половину мощности, и диспетчер, контролирующий выработку электро­энергии, отказался разрешить дальнейшее уменьшение мощности реакто­ра, потому что требовалась подача дополнительной энергии для основной сети. В соответствии с планируемой программой испытания примерно че­рез час после этого система аварийного охлаждения активной части реакто­ра была отключена, в то время как реактор продолжал работать в половину своей мощности. Только примерно в 23.00 25 апреля диспетчер, контроли­рующий подачу электропитания, согласился на дальнейшее сокращение мощности реактора.

Для проведения испытания электрической системы реактор должен был быть стабилизирован на уровне, составляющем примерно 1000 тер­мальных мегаватт до отключения, однако ввиду ошибки, которая возникла в ходе эксплуатации, мощность реактора упала до 30 термальных мегаватт, а на этом уровне коэффициент позитивного топлива начинает играть домини­рующую роль Операторы реактора затем пытались поднять мощность до 700-1000 термальных мегаватт путем отключения автоматических регуля­торов и высвобождения всех контрольных стержней вручную. И только при­мерно в час ночи 26 апреля реактор был стабилизирован на уровне, состав­ляющем примерно 200 термальных мегаватт Хотя в условиях эксплуатации атомного реактора предусматривается норма, в соответствии с которой для сохранения контроля над реактором постоянно должно быть опущено как минимум 30 контрольных стержней, в ходе вышеуказанного испытания в действительности было использовано только 6-8 контрольных стержней. Большинство из этих контрольных стержней были вынуты, для того чтобы компенсировать накопление ксенона, который действовал в качестве веще­ства, поглощающего нейтроны, и сокращал мощность реактора. По сути дела все это означало, что в случае «вспышки» энергии потребовалось бы при­мерно 20 секунд для того, чтобы опустить контрольные стержни и отключить реактор. Несмотря на это, было принято решение продолжить программу испытания.

Затем в результате увеличения потока охлаждающей жидкости упало Давление пара. Автоматическая система, которая отключает реактор при чрезмерно низком давлении пара, не была задействована. Для сохранения мощности реактора операторы вынуждены были извлечь практически все остающиеся контрольные стержни. После этого реактор стал крайне неста­бильным, и операторам приходилось каждые несколько секунд делать кор­ректировки, позволяющие им сохранять постоянную мощность. Примерно в это время операторы сократили поток охлаждающей жидкости, видимо для того, чтобы сохранить давление пара. Одновременно с этим насосы, кото­рые в это время уже питала замедляющая свое действие турбина, начали давать меньший объем охлаждающей жидкости на реактор. Потеря охлаж­дающей жидкости усугубила нестабильное состояние реактора и увеличила производство пара в каналах охлаждения (позитивный топливный коэффи­циент), и операторы уже не смогли предотвратить «вспышку» энергии, кото­рая превосходила номинальную мощность реактора примерно в 100 раз.

Неожиданное увеличение производства тепла разрушило часть топли­ва, а мельчайшие раскаленные топливные частицы вступили в реакцию с водой, что привело к паровому взрыву, уничтожившему активную зону реак­тора. Второй взрыв, происшедший 2 или 3 секунды спустя, только усугубил разрушения.

Следует отметить, что станция имела ряд конструктивных недостатков, связанных с ее безопасной эксплуатацией. Имели место нарушения и в тех­нологии монтажа. Так, часть труб была выполнена не из циркония, а из стали (работы надо было выполнить к очередному съезду КПСС, а труб из циркония не оказалось). При этом каждая из стальных труб была сварена в нескольких местах. Термостойкость стальных труб меньше циркониевых, поэтому при повышении температуры выше нормы они покоробились, ис­ключив возможность регулировать мощность реактора

Мнение авторов. Анализ техногенных чрезвычайных ситуаций показыва­ет, что они часто возникают по вине человека на стыке отдельных технологий, областей знаний и т.д.

К сожалению, студенты вузов в процессе обучения слабо изучают смежные учебные дисциплины, считая их излишними. Примерно такое же отношение и к изучению учебных дисциплин, которые введены в учебные планы решениями Пра­вительства.

3.1.2. Авария, ее развитие и ликвидация

Авария произошла 26 апреля 1986 года, когда два взрыва уничтожили активную зону четвертого энергоблока, а также разрушили крышу здания реактора. Авария была вызвана комбинацией двух факторов - как дефекта­ми конструкции, так и действиями операторов. В результате двух взрывов произошел выброс как радиоактивных газов, так и раскаленных, крайне радиоактивных частиц в атмосферу. Радиоактивное облако, состоящее из дыма, радиоактивных продуктов деления и частиц топлива, поднялось в воз­дух на высоту около 1 км. Более тяжелые частицы из этого радиоактивного 138 облака осели на территорию в непосредственной близости от АЭС, а более легкие частицы ветром стало относить к северо-западу от станции.

На развалинах энергоблока 4 начался пожар, который перебросился и на крышу соседнего турбинного зала. Пожар был потушен к 5.00 того же дня Но в это время начал гореть графит, который еще больше разогрел реактор, что явилось причиной дисперсии радиоизотопов и продуктов деления, под­нявшихся в атмосферу Выброс продолжался примерно 20 суток, но особен­но интенсивно - в первые 10 суток

Для поглощения нейтронов применялся сброс с вертолетов окиси бора, свинца, а для поглощения тепла и снижения количества выбрасываемых частиц с вертолетов сбрасывали доломит, песок, глину. Однако это не дало результата, а лишь привело к дополнительному выбросу радиоизотопов спу­стя неделю после аварии.

К 9 мая горение графитовых материалов было остановлено. После это­го под реактором был проделан туннель, где жидкий азот позволил остано­вить цепную реакцию деления разрушенной активной зоны окончательно Построенный к ноябрю 1986 г. саркофаг уменьшил радиацию из разрушен­ного реактора в 100 раз.

3.1.3. Выбросы и особенности радиоактивного загрязнения местности Республики Беларусь

За весь период после аварии на ЧАЭС специалисты уточняли количе­ство выброшенных из разрушенного реактора радиоактивных веществ. Се­годняшние оценки источника выброса радиоактивных веществ представле­ны в таблице 3.1.

В соответствии с последними исследованиями на январь 2000 г. доля выброшенного в атмосферу цезия-137 составила от 20 до 40% (85±26 пета-беккерелей) на основе усредненной доли выброса от ядерного топлива в 47% с последующим удержанием остатка выброса в здании реактора. Что касается йода-131, то его было выброшено от 50 до 60% активной части реактора на уровне 3200 петабеккерелей Выброшенные радионуклиды примерно распределились так: Беларусь - 34%, Украина - 20%, Россий­ская федерация - 24%, Европа - 22%. Модель выброса радиоактивных ве­ществ по шкале времени представлена на рис. 3.1.

Первоначальный крупный выброс в основном объяснялся механиче­ской фрагментацией топлива во время взрыва. Он содержал в основном более летучие радиоизотопы, такие как благородные газы, различные со­единения йода и определенное количество цезия Второй крупный выброс, происшедший между 7-ми и 10-ми сутками после катастрофы, был связан с высокими температурами, которые возникли в расплавленном топливном ядре.

элементы и смеси, такие как цезий и теллур, вместе с аэрозолями были выброшены в воздух отдельно от частиц топлива. Пробы воздуха показали наличие частиц этих элементов размером от 0,5 до 1 мм.

Радиоактивные вещества в активной зоне реактора иа 26 апреля 1986 гола Общий объем выбросов за аварию Нуклиды Полураспад Активность, пБк Процент содер­жания радио­активных веществ Активность, пБк Ксенон-33 5,3 суток       Иод-131 8,0 суток   50-60   Цезий-134 2.0 г   20-40   Цезий-137 30 лет   20-40   Теллур-132 78 ч   25-60   Стронций-89 52 суток   4-6   Стронций-90 28 лет   4-6   Барий-140 12,8 суток   4-6   Цнрконнй-95 1,4 ч   3,5   Молибден-99 67 ч   более 3,5 более 168 Рутений-103 39,6 суток   более 3,5 более 168 ] Рутений-106 1 г   более 3,5 более 73 Церий- 141 33,0 суток   3,5   Церий-144 285 суток   3 5   Нептуний-239 2,4 г   3,5   Плутоннй-238 86 лет   3,5 0,035 Плутоний-239 24400 лет 0,85 3,5 0,03 Плутоний-240 6580 лет 1,2 3,5 0,042 Плутоннй-241 13.2 г   3,5   Кюрий- 242 163 суток   3,5 0,9

Таблица 3.7 Изотопы, попавшие в выброс в результате чернобыльской аварии (оценки на январь 2000 г.)

Резкое уменьшение выбросов через 10 дней после аварии объясня­лось быстрым охлаждением топлива по мере того, как остатки топлива про­шли через нижний уровень защиты и вступили во взаимодействие с другими материалами в реакторе. После 6 мая выбросы были незначительными.

1 23456789 10 Рис. 3.1. Ежедневная интенсивность выбросов радиоактивных веществ в атмосферу (с 26 апреля по 6 мая 1986 г)

Химические и физические формы выбросов. Выброс радиоактивных материалов в атмосферу состоял из газов, аэрозолей и топлива, измельчен­ного до микроскопических частиц.

Газообразные элементы, такие как криптон и ксенон, практически пол­ностью оказались выброшенными в атмосферу из ядерного топлива. Поми­мо того, что йод встречался в газообразной форме и в форме частиц, на месте аварии был также обнаружен органически связанный йод. Всего было выброшено от 50 до 60% йода из реактора в атмосферу Другие летучие

Элементы низкой летучести, такие как церий, цирконий, актиниды и в значительной степени барий и лантан, а также стронций, оказались привя­занными к частицам топлива. Более крупные частицы выпали в районе стан­ции, а более мелкие «горячие» частицы были обнаружены на больших рас­стояниях от места аварии.

Загрязнение территории радионуклидами оказалось неравномерным, так как в течение первых 10 суток выбросы происходили периодически, а ветер неоднократно менял свое направление (рис. 3.3, 3.4)

Основной вклад в радиоактивное загрязнение местности Республики Беларусь в первые дни после аварии внесли йод-131,132. теллур-132, дру­гие короткоживущие радионуклиды, рутений-103, барий-140 и другие (рис 3.2). Позже стали доминировать цезий-134 и цезий-137 (рис. 3.2). 25% от общего количества выброшенных радионуклидов составлял йод-131. Прак­тически вся территория Республики Беларусь была загрязнена йодом-131 (рис. 3.3). На отдельных участках территории республики активность йода-131 в почве достигала 37000 кБк/м² (1000 Ки/км²). Являясь бета- и гамма-излучателем, (рис. 3.5), находясь в аэрозольном состоянии, он нанес основ-

50 100 150 Рис. 3.2. Относительные доли гамма-излучений различных радиоизотопов в об: дозе облучения в течение первых трех месяцев после чернобыльской аварии

Витебск

Могилев

Более 40 Ки/км² 15-^0 Ки/км² 5-15 Ки/км² ^ 15 Ки/км² (