Область непрерывного разряда. 9 глава

Обычно подобный график в полулогарифмическом масштабе строится после аварийного
поступления существенного количества радионуклидов. Отбирается и исследуется ряд
анализов мочи, строится график и подгоняется наиболее подходящей к данным прямой
линией. По этому графику легко получить период полувыведения — время, за которое
выводится половина радионуклида. Для примера скажем, что период полувыведения трития
человеческим организмом равен 10 дней.

Второй случай из трех — это растворимые загрязняющие вещества, поглощаемые
каким-либо органом. Многие различные химические элементы или соединения
концентрируются в определенных органах тела при нормальной активности обменных
процессов. Йод, возможно, наиболее известный пример. Этот элемент необходим щитовидной
железе для производства гормонов. При прохождении крови через железу йод выделяется и
накапливается. В нормальном возрасте от 25до 30% йода, оказавшегося в крови в результате
однократного поступления, будет выделяться и накапливаться в ткани щитовидной железы.
Накопление закончится в течение двух дней после употребления пиши или введения
внутривенно. Биологическое очищение самой щитовидной железы происходит с полупериодом
рколо 70 дней. МКРЗ рекомендует для проведения вычислений в радиационной защите
консервативную величину 120 дней. Как только йод выделяется из щитовидной железы, он
опять попадает в воду тела, из которой он может выделяться почками и выводиться с мочой.
МКРЗ рекомендует принять период полувыведения йода из воды организма равным
12 дней. Таким образом, полная "история жизни" йода протекает в две стадии и является
типичной для всех радионуклидов, поглощаемых органами.

Вообще поступление из крови в какой-либо орган обычно происходит быстро. Затем
нуклид выделяется из органа в воду организма, откуда он быстро выводится. Кривая
зависимости концентрации нуклида в моче от времени в полулогарифмическом масштабе для
случая загрязнения, поглощаемого органом, показана на рис. 8.6. Быстрое очищение вначале
идет за счет выведения фракции радионуклидов, которая не поглотилась органом и оставалась
в воде организма. После выведения этой фракции в моче появляется часть, медленно
поступающая из органа в воду организма. Эта концентрация в моче полностью зависит

от скорости выведения из органа. Таким образом, полулогарифмическая кривая отличается
от прямой линии. В самом деле, кривая, в действительности, является суммой двух процессов,
выражающихся прямыми линиями: один — для части радионуклида, остающейся в воде тела
после начального поступления, и второй — для части, соответствующей медленному
очищению органа (см. рис. 8.6). При графическом разложении на две прямые линии, в случае
действительного поступления, оба периода полувыведения можно легко определить.

Последний случай растворимого загрязнителя получил название поглощаемого костями.
Исторически дозиметрия внутреннего излучения началась в 1920 г. в результате несчастных
случаев с раскрасчиками циферблатов приборов краской, содержащей радий. В
промышленности для нанесения радия, в основном, использовались молодые женщины, у
которых наблюдалось поступление радия в результате облизывания кончика кисточки для
получения тонкого рисунка при рисовании мелких надписей. Радий накапливается в костях
облученных, где альфа-излучение может привести к серьезным последствиям (разрушению
тканей). Первый смертный случай наступил в 1925 г. Они умирали обычно из-за возникших
вследствие облучения анемии, опухолей или рака кости.

Рис.8.6. Кривая выведения для радионуклида, поглощаемого органом с выделенными
составляющими.

Как семейство, накапливаемые в костях радионуклиды, имеют большое время удержания
после внедрения в кость. Изотопы плутония имеют период биологического полувыведения
из костных тканей порядка 200 лет. Если быть до конца последовательным, то
накапливающиеся в костях радионуклиды должны быть отнесены к накапливаемым в органах.
Тем не менее, чрезвычайно высокий период полувыведения в паре с обширным историческим
опытом обращения с этими изотопами привели к их выделению в отдельную категорию.
Для вычислений в целях радиационной защиты принимаются периоды полувыведения для
изотопов кальция и радия 49 и 45 лет соответственно.

Практические применения биологического анализа.С помощью этой методики
можно осуществлять раннее определение возможного ингаляционного поступления у
работников, участвующих в инциденте. Хлопковый тампон обычно смачивается спиртом и
легко снимается мазок с внутренней поверхности одной ноздри. Затем процедура повторяется
для другой ноздри. После отбора образцов мазков их необходимо поместить в двойной
мешок и промаркировать. При размещении второго мазка отдельно от первого уменьшается
возможность перекрестного загрязнения. Эта проблема относится и к переносу активности
на чистый образец с грязного (или на обратную сторону грязного образца), когда весь
набор контейнеров упаковывается вместе для транспортировки в лабораторию.

Очень большое значение имеет правильная маркировка мазков. Принимая во внимание
беспорядок, окружающий любой инцидент, ясно, что будет невозможно впоследствии
определить какой образец, где и когда брался. Основная информация, которая должна быть
изложена при маркировании образцов для биоанализа следующая дата отбора, время отбора,
имя пострадавшего, номер дозиметра пострадавшего, имя отбирающего, необычные
обстоятельства. Другое важное правило при отборе образцов из носа — это необходимость
их отбора до принятия очищающего душа — если это не приводит к дополнительному
риску существенного увеличения кожной дозы загрязненного человека. При мытье в
душе работник должен тщательно промывать носовые отверстия, удаляя, таким образом,
любые проникшие радиоактивные загрязнения. Это приводит к потере значимой информации,
которая могла бы быть использована как основание для начального лечения пострадавшего.

Анализ мочи используется и в условиях инцидента и при нормальной эксплуатации на
многих предприятиях, как обычная методика мониторинга, позволяющая обеспечить хорошие
результаты. Любые, попавшие внутрь загрязнения, которые хотя бы слегка растворимы в
жидкостях организма, немедленно проявятся в моче. В условиях инцидента применяются
некоторые специальные правила. Если к моменту отбора анализа прошло менее 1 часа от
начала инцидента, то пострадавшим предлагают вначале опорожнить мочевой пузырь, и
затем отобрать первый образец, как только будет возможность. Требуется около 4 часов для
того, чтобы наступил максимум концентрации· в моче после острого поступления. Если не
опорожнить первоначально мочевой пузырь, то моча, присутствовавшая в пузыре до
инцидента, разбавит загрязнение и таким образом анализ покажет ложно низкую
концентрацию.

Анализ мочи обычно отбирается в пропарафиненные контейнеры или полиэтиленовые
бутылки. Если при отборе анализа прошло более часа после инцидента, то предварительно
опорожнять мочевой пузырь не нужно. Другое важное правило состоит в том, что анализ
необходимо брать после очищающего душа. Это обычно препятствует загрязнению образца
от внешней активности тела, которая может попасть в него во время отбора. Такое внешнее
загрязнение может легко привести к ложному диагнозу чрезвычайно высокого содержания
радиоактивных веществ в теле. Если предвидится наличие трития, то отбор образцов для
анализа необходимо производить в стеклянную тару.

Наконец, и носовые мазки, и отбор образцов мочи очень важно отбирать не только у
потерпевших. Это позволяет произвести сравнение и разрешить проблемы, связанные с
методикой отбора и используемым счетным оборудованием.

Счетные методики In Vivo.Второй основополагающий метод определения содержания
радионуклидов в организме человека является счет in vivo. Это осуществляется путем

помещения внешних детекторов вокруг тела для измерения излучения от поступивших внутрь
радионуклидов. Более знакомые слова для описания этой процедуры — счетчик излучения
человека (СИЧ). Часто только часть тела подвергается обмеру, то есть осуществляется
измерение излучения щитовидной железы, легких, и т.п. В отличие от методов биологического
анализа, обсужденных выше, счет in vivo работает только для тех радаонуклидов, излучение
которых может проникать сквозь ткани тела и регистрироваться снаружи. Практически это
означает, что метод ограничен гамма-излучающими изотопами (или в некоторых случаях
элементов с очень высоким Z, испускающих рентгеновское излучение после внутреннего
преобразования). В основном используются сцинтилляционные или полупроводниковые
счетчики с массивной защитой для уменьшения влияния фона.

В 1950-х годах разработка твердых и жидких сцинтилляторов открыла дверь
практическому применению счетчиков in vivo. Конструктивные особенности счетчиков на
твердых сцинтилляторах и счетчиков на жидком сцинтилляторе (в которых используется
раствор сцинтилирующего вещества в светозащищенной емкости) привели кдвум основным
типам счетчиков излучения человека.

Счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе. Этот тип счетчика был
первым промшенным практически в целях радиационной защиты. Первая использовавшаяся
модель была изготовлена в США в 1955 г. для первой международной конференции по
мирному использованию атомной энергии, которая проводилась в Женеве. В нем
использовалась вертикальная емкость в виде спирального "листа" заполненная
сцинтиллирующей жидкостью. Открытая сторона спирали была дверью. Емкость была
защищена 10 тоннами свинца, толщиной 3 дюйма. Эффективность регистрации γ-излучения
была около 25%.

Современный счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе содержит, по крайней
мере, несколько сотен галлонов сцинтиллирующей жидкости, несколько сотен
фотоумножителей и несколько тонн окружающей защиты. Обычно он исполняется в виде
горизонтального цилиндра с открытым торцом как показано на рис.8.7. Типичная
эффективность регистрации гамма-излучения в таких счетчиках находится между 15% и
30%. У этой разновидности счетчиков энергетическое разрешение достаточно плохое (около
1 МэВ). Это значит, что счетчик излучения человека на жидком сцинтилляторе не может
определять конкретные радионуклиды, содержащиеся в теле. С другой стороны, высокая
эффективность этих детекторов позволяет детектировать с большой чувствительностью
внутреннюю активность за относительно короткий временной интервал.

Счетчики излучения человека на твердых сцинтилляторах. Наиболее часто
применяют обычный кристалл NaI(Tl). Для достижения необходимой чувствительности
при измерении низких уровней радиации, связанных с 6ольшинством внутренне поступивших
радионуклидов, кристалл должен иметь большие размеры. Большие кристаллы,
используемые в счетчиках излучения человека, обычно просматриваются несколькими
фотоумножителями. Даже при использовании наибольших кристаллов их суммарный объем
значительно меньше, чем объем жидкого сцинтиллятора.

На рис. 8.8 показаны различные варианты исполнения СИЧ с применением детекторов с
твердым сцинтиллятором; человек лежит на спине, детекторы находятся сверху и снизу (а);
человек сидит в кресле типа шезлонга, единственный детектор помещен над животом (б);
человек лежит на дугообразном ложе, детектор расположен на расстоянии 1,5 — 2 м
в центре дуги (в); человек стоит, детектор установлен вплотную к разным точкам тела (г);
человек стоит, детектор в защите со сменным коллиматором регистрирует γ-излучение
щитовидной железы или легких (д); человек стоит на расстоянии 1,5 — 2 м от детектора (е);
человек сидит, пригнувшись к коленям, детектор расположен у живота (ж).

Кроме перечисленных, применяется геометрия, в которой человек помещается на плоский
стол и детектор "сканируется" вдоль тела с помощью механического механизма перемещения.

Рис. 8.8. Основные типы геометрии измерения активности, инкорпорированной в теле
человека

Одно большое преимущество твердых сцинтилляторов над жидкими в счетчиках излучения
человека заключается в энергетическом разрешении. С кристаллом NaI(Tl) возможно
различить гамма-излучение, которое отличается по энергии на 50 КэВ. Это явно лучше по
сравнению с 1 МэВ для жидких сцинтилляторов. Разрешение 50 КэВ достаточно для
определения большинства инкорпорированных гамма-излучающих нуклидов. Так, если
изотоп, определяющий внутреннее содержание, неизвестен, то с помощью счетчика излучения
человека его можно определить.

Рис.8.9. Спектр излучения пострадавшего, получившего ингаляционное поступление при
утечке газа.

На рис. 8.9 и рис.8.10 показаны спектры, снятые у пострадавших при утечке газа на
экспериментальном реакторе и при критическом инциденте на реакторе соответственно. В
первом случае по спектру видно, что пострадавший вдыхал газ, содержащий три изотопа
радиоактивного йода, а во втором случае большое количество γ-излучения с энергией
1,38 МэВ, испускаемого ²⁴Na, говорит о полученной дозе нейтронного излучения.

Рис.8.10. Спектр излучения человека, пострадавшего при критическом инциденте.

Недостатком счетчика с твердым кристаллом является его низкая чувствительность.
Обычно его эффективность достигает лишь 10%. Другая проблема — это необходимость в
защищенной комнате. Размещение детектора в защищенной комнате позволяет поднять
чувствительность за счет уменьшения фона. Правильно сконструированная защита позволяет
ослабить уровень фона в 50 — 100 раз в зависимости от энергии фонового гамма-излучения.
К тому же появляется необходимость того, чтобы использовать сталь, которая варилась до
1954 г. Сталь, выплавленная позже, имеет неожиданно высокое содержание выпавших
радионуклидов, таких как Cs-137. К сожалению, эти продукты деления в спектре фона часто
точно совпадают с ядрами, содержание которых определяется. Бронированные плиты с
кораблей, выпущенных до второй мировой войны, успешно используются во многих

конструкциях защищенных комнат. В Хэнфордском центре по измерению излучения человека
в штате Вашингтон, США защита оборудования от внешнего фона осуществляется стальными
10 дюймовыми плитами снятыми со старых боевых кораблей.

Более дешевой альтернативой защитной комнаты является "теневая защита". В этом
случае детектор помещается в защитный коллиматор так, что он может регистрировать
фотоны только в узком определенном угле. Соответствующий участок тела располагается
перед входом в коллиматор, а с обратной стороны тела располагается теневой защитный
экран. На рис.8.11 показана такая установка.

Счетчики in vivo частей тела.В практике радиационной защиты часто встречаются
случаи, когда обстоятельства облучения достаточно хорошо известны, так что допустимо
определить содержание нуклида только в конкретном органе. Классический пример — это
опять йод. В случае облучения одним из изотопов йода достаточно определить его содержание
в щитовидной железе. Разработано множество специальных счетчиков и процедур для
измерения содержанияв органах соответствующих изотопов.

В установку для измерения содержания ¹²⁵I в щитовидной железе входит
сцинтилляционный детектор с кристаллом NaI(Tl) толщиной 1 мм и диаметром 25 мм с
одноканальным импульсным амплитудным анализатором, который считает только импульсы
соответствующие энергиям фотонов ¹²⁵I (от 22 до 40 КэВ). Выход анализатора подключен к
блоку обработки. Система калибруется с использованием специального шейного фантома.
Из-за малой энергии фотонов необходимо учитывать глубину расположения железы. Глубина
учитывается тем, что вначале производится отсчет скорости счета от ¹²⁵I прямо над железой
и затем второй отсчет на 90° от предыдущего (т.е. с боковой стороны шеи). Отношение этих
отсчетов используется для определения глубины расположения щитовидной железы.

Счетчики легких могут быть полезны в условиях профессиональной деятельности, при
которых возможно вдыхание радиоактивных загрязнений с воздухом. В установке со
сцинтилляционными счетчиками два из них располагаются прямо над легкими лежащего
человека, в то время как два других находятся над бедрами пациента и служат для
определения величины фона, который затем вычитается из показаний первых счетчиков.
Минимальная чувствительность этой системы для ²³⁵U — около 40 нКи, для ²³⁹Pu — 8нКи
и для ²⁴¹Аm-0,3 нКи. Нормальное время счета от 20 до 40 минут на пациента. Вводится
поправка на толщину стенки грудной клетки. Установка, в которой используются
6 германиевых детекторов (по три на каждое легкое), имеет минимальную чувствительность
по ²³⁹Pu 2,4 нКи.

Проблемы анализа данных.Прежде, чем оценить поступление радионуклидов в
организм или в отдельный орган необходимо принять во внимание несколько факторов.
Первый — это экранирующий эффект тканей тела, находящихся между радиоактивным
веществом и детектором. Если поглощенная активность находится близко к поверхности тела,
то скорость счета будет значительно больше, чем при такой же активности, но расположенной
глубоко в теле. Эта проблема стоит особенно остро в связи с детектированием фотонов
относительно низких энергий. Ослабление гамма-излучения вследствие фотоэффекта сильно
зависит от энергии. Низкоэнергетичные фотоны сильно поглощаются тканью. Например,
рентгеновское излучение ¹²³I с энергией 28кэВ ослабляется на 99% при прохождении 10 см
мягкой ткани. Это половина толщины усредненного человека. Для учета эффекта
самоэкранирования необходимо вводить поправочные коэффициенты.

Другая проблема — это коррекция, которая должна вводиться для необычно маленьких
или больших людей, сильно отличающихся от усредненных. Использование фантомов
различных размеров, заполненных радиоактивными растворами для моделирования этих
различий одно из решений этой проблемы.

Коррекция на толщину стенки грудной клетки особенно важна для излучателей
низкоэнергетических фотонов, осевших в легочных тканях. Толщина стенки груди у мужчин
колеблется от 2 до 4 сантиметров. У женщин различия еще больше. Обычно при исследовании
легких определяется активность плутония, чаще всего ²³⁹Pu, который в 100% случаев
испытывает α-распад. Тем не менее, дочерним продуктом распада является ²³⁵U, который
излучает характеристическое излучение с энергией 17 кэВ. Таким образом, содержание в

легких ²³⁹Pu измеряется путем счета фотонов с энергией 17 кэВ. В человеческих тканях
половина этих фотонов тормозится на каждых 0,7 см пути. Поэтому особенно важно
произвести измерение толщины стенки грудной клетки, покрывающей легкие. Одним из
методов является ультразвуковое измерение толщины стенки с точностью ±1 мм. В случае,
когда подобное оборудование недоступно, толщину стенки можно оценить по весу и росту
пациента с использованием эмпирической формулы.

В дополнение к сказанному, другой проблемой при измерении активности легких может
быть вероятность, что активность в действительности находится не в легких, а в ребрах. Для
учета этого обычно проводят измерения активности лобной кости. Затем вводится коррекция,
которая позволяет получить вклад легких и рёбер в полную измеренную активность. Если
голова загрязнена, то измеряют активность колена или лодыжки.

Уточненные компьютерные модели также позволяют вводить реалистичные коэффициенты
для коррекции на нестандартный размер работника или на неравномерное распределение
радионуклидов в человеческом теле. В разумных пределах, измерение активности всего тела
может также быть значимым методом более полного изучения внутренней дозы как в условиях
аварийной ситуации, так и при повседневных процедурах для сохранения доз, получаемых
работниками настолько низкими, насколько разумно достижимо.

Вычисления в дозиметрии внутреннего облучения. Идентификация поступивших
внутрь радионуклидов и содержания каждого из них в теле или органе является только
первым шагом двухступенчатого процесса. Используя информацию, полученную из
лаборатории по биологическому анализу или из лаборатории счета in vivo, необходимо
вычислить действительные дозы, полученные индивидуумом. В этих вычислениях
используются и знания физиологии человека и выбор математической модели (набор формул).
Мы начнем с установления некоторых основных принципов.

В человеческом теле нет встроенного детектора ионизирующих излучений. Оно не
может распознать стабильные и радиоактивные изотопы одного и того же элемента. Это
означает, что радиоактивные загрязнения внутри тела будут участвовать в тех же
физиологических процессах, что и их стабильные формы. Таким образом органы, поглотившие
радионуклид, определяются химическими соединениями и физической формой радиоактивного
загрязнения.

"Критический орган" определяется как орган тела, получающий наибольшие повреждения
в результате радиоактивного поступления. Обычно это орган, имеющий наивысшую
концентрацию радиоактивности. Так как йод концентрируется в щитовидной железе, то
критическим органом по отношению к поступлению йода будет щитовидная железа. Первая
всесторонняя система внутренней дозиметрии, нашедшая применение в радиационной защите,
введенная в 1959 г. МКРЗ, определила критические органы для каждого элемента и затем
определила дозы, поглощенные этими органами в результате поступления. Стандарты по
радиационной защите были основаны на предположении непревышения определенной
величины дозы на критический орган. В конце 70-х годов МКРЗ осознал необходимость в
более исчерпывающем подходе к внутренней дозиметрии, в котором бы рассматривались
многие органы, а не только критические органы для конкретных изотопов. С использованием
новых доступных компьютерных технологий была полностью пересмотрена система 1959 г.
Эта новая модель давала дозовую информацию о всех органах, а не только о критических в
результате поступления.

Последний принцип, который мы рассмотрим прежде чем перейдем к вычислениям, —
это концепция емкостного моделирования. Она заключается в изображении человеческого

тела в виде набора емкостей, соединяющихся трубопроводами с вентилями. Вдыхание
радиоактивных материалов изображается как поток радиоактивности по трубке, ведущей в
емкость, представляющую легкие, или питание изображается как поток радиоактивности в
емкость "желудок". Так как емкости между собой соединены, то активность с течением
времени начинает разбавляться и перетекать в другие отделения. Для целей радиационной
защиты предполагается, что активность передается в различные отделения мгновенно. Затем
предполагается, что концентрация радиоактивности в емкостях подчиняется законам физики,
т.е. уменьшается экспоненциально с течением времени.

Математика очистки.Очищение от радиоактивности, поступившей внутрь, идет
посредством двух полностью независимых и раздельных процессов. Это потеря активности
за счет физического распада радионуклидов и биологического выведения, происходящего
при нормальном действии физиологических процессов. Т.к. физический распад ядер не
зависит от какого-либо внешнего влияния, физического, химического или биологического, то
поглощенные внутренне радионуклиды будут следовать нормальному закону радиоактивного
распада. Они совершенно не подозревают, что окружены клетками вашей печени или
щитовидной железы. Просто, как уточнялось выше, нормальные биологические процессы
воздействуют на любые соединения, попавшие в организм. Тот факт, что эти соединения
могут быть радиоактивными, не имеет никакого значения, этого организм не понимает. В
представленных вычислениях предполагается, что и биологическое и физическое очищения
следуют экспоненциальному закону. Физическое очищение записывается, как показано в
выражении (8.36):

-λ_ф·t
q _t = q ₀·e

(8.36)

q _t — количество радиоактивности (например, измеряемое в беккерелях или микрокюри) в
момент времени "t" в теле или в каком-либо органе. Индекс "ф" в постоянной распада
показывает, что это постоянная физического распада. Подобное выражение можно записать
и для биологического очищения:

-λ_б·t

q _t = q ₀·e (8.37)

Опять же q _t и q _o представляют активность в момент времени измерения и в начальный
момент времени, соответственно. Здесь индекс "б" означает, что λ является постоянной
биологического распада.

Выше отмечалось, что биологическое и физическое очищения полностью независимы.
Следовательно, мы можем записать уравнение для содержания радиоактивности в теле или
в органе q _t в зависимости от времени благодаря действию объединенных эффектов
биологического и физического очищения:

-λ_ф·t + -λ_б·t
q _t = q ₀·e (8.38)

Следуя правилам алгебры это выражение можно переписать:

(8.39)

Для упрощения выражения удобно определить новую постоянную распада —
эффективная постоянная распада, λ_эфф как показано в выражении:

λ_эфф=λ_ф+λ_б (8.40)
Тогда выражение (8.39) можно переписать:

(8.41)
Постоянные распада связаны с периодами полураспада следующими соотношениями

Т_б = ln2/λ_б, Т_ф = ln2/λ_ф, Т_эфф = ln2/λ_эфф, (8.42)

Эффективный период полувыведения определяется как время, необходимое организму
или органу для выведения половины начальной активности, принимая во внимание и
биологическое и физическое очищение. T_эфф ,. имеет чрезвычайно важное значение во
внутренней дозиметрии. Внутренняя доза облучения прямо пропорциональна эффективному
периоду полувыведения. Чем дольше радиоактивность выводится, тем большая доза
облучения. Математическое соотношение между тремя периодами следующее:

(8.43)

Переданная эквивалентная доза — это полная доза, полученная человеком за последующие
50 лет. Но необходимо помнить, что мощность дозы уменьшается экспоненциально со временем
по мере выведения радионуклида. Половина дозы будет получена в течение первого периода
полувыведения, 75% в течение двух периодов и т.д. Можно показать, что более 99% полной
дозы будут получены в течение первых 7 периодов полувыведения. Основываясь на
экспериментальных данных по очищению человеческого организма можно сделать вывод,
что, за исключением некоторых накапливающихся в костях радионуклидов, большинство их
выводятся в течение года после поступления. Поэтому МКРЗ рекомендует, что переданная
эквивалентная доза может учитываться работнику в текущем году.

И последнее. Так как мы увидели, что эквивалентная доза, полученная в результате
поступления радиоактивных материалов внутрь, пропорциональна эффективному периоду
полувыведения, то может показаться, что дозу на загрязненного работника можно уменьшить,
если мы сможем изменить период полувыведения. Конечно, физическая составляющая
периода полувыведения неизменима. Тем не менее, во многих случаях можно воздействовать
на скорость физиологических процессов. Например, в случае загрязнения воды, находящейся
в организме, время биологического очищения можно уменьшить путем увеличенного
потребления жидкости или использовать диуретики для ускорения работы почек. Так как
это медицинские процедуры, то они должны проводиться по назначению физиотерапевта.

ГЛАВА 9.