К ОБОСНОВАНИЮ ВЫБОРА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ И РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ АППАРАТУРЫ, ИСПОЛЬЗУЕМОЙ В САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКОЙ ПРАКТИКЕ Текст научной статьи по специальности «Медицинские технологии»

ных группах квартир. В санитарных узлах квартир, присоединенных к магистральному каналу № 1, отмечалось не только резкое снижение количества удаляемого воздуха (9-й и 24-й этаж), но и «опрокидывание» тяги (13-й и 17-й этаж). В противоположность этому в квартирах, каналы которых присоединены к другому магистральному каналу, состояние вентиляции было удовлетворительным.

Таким образом, использование бактериофага позволило наглядно показать неудовлетворительную работу некоторых вентиляционных каналов в 24-этажном доме. Это может в значительной степени способствовать распространению воздушно-капельных инфекций, особенно в период вспышек и эпидемий.

Выводы

1. Разработанная методика распыления бактериофага и обнаружения его в воздухе помещений может быть использована для гигиенической оценки систем вентиляции жилых и общественных зданий.

2. Установленные факты возможности распространения бактериофага по вентиляционным каналам указывают на необходимость уделить особое внимание усовершенствованию систем вентиляции жилых зданий и повышению качества их в процессе строительства.

ЛИТЕРАТУРА

Герасименко А. А. Использовние бактериофага в качестве «меченого штамма» при изучении путей распространения и профилактики аэрогенных вирусных инфекций. Автореф. Дисс. канд. Свердловск, 1959.— Гольдфарб Д. М. Бактериофагия. М„ 1961. — Р е ч м е н с к и й С. С. Ж. микробиол., 1952, № 12, с. 60.

Поступила 29/У 1969 г.

УДК 613.648:621.386.82

К ОБОСНОВАНИЮ ВЫБОРА ДОЗИМЕТРИЧЕСКОЙ И РАДИОМЕТРИЧЕСКОЙ АППАРАТУРЫ, ИСПОЛЬЗУЕМОЙ В САНИТАРНО-ГИГИЕНИЧЕСКОЙ

ПРАКТИКЕ

П. П. Лярский, И. П. Коренков, П. И. Моисейцев (Москва)

При современных масштабах использования атомной энергии в мирных целях правильно организованный и регулярно проводимый дозиметрический контроль является одним из наиболее важных условий обеспечения безопасных условий труда. Как показывает опыт, только такой контроль практически может дать объективное представление о дозе и характере радиационного воздействия, помочь в оценке клинических изменений и лучевых реакций, выявляемых у персонала соответствующих профессиональных групп при медицинских осмотрах. Наблюдения такого рода особенно важны при оценке ситуаций, когда уровни облучения превышают допустимые и могут явиться причиной возникновения профессиональных заболеваний, поскольку ранние признаки лучевого поражения не всегда обусловливают отчетливую клиническую картину и без дозиметрических данных могут оказаться незамеченными или, наоборот, «обнаруженными» при отсутствии облучения. В связи с этим практически все отечественные и зарубежные нормативные материалы, регламентирующие безопасность работ с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений, требуют четкого проведения до-

зиметрических и радиометрических исследований на радиационно-опас-ных объектах с обязательным измерением уровней излучений на рабочих местах и индивидуальных доз облучения персонала, исследованием содержания радиоактивных веществ в производственной и окружающей среде, а в ряде случаев с определением содержания радиоактивных изотопов в органах, тканях и биологических субстратах работающих. Эти задачи 'выполняются дозиметрическими службами соответствующих предприятий и учреждений на правах ведомственного контроля, а также про-мышленно-санитарными лабораториями и радиологическими группами санэпидстанций в порядке осуществления государственного санитарного надзора.

Следует отметить, что как в СССР, так и за рубежом опубликовано множество работ о теоретических и практических аспектах дозиметрии ионизирующих излучений, (К. К. Аглинцев; Н. Г. Гусев с соавторами;

A. В. Бибергаль с соавторами; И. Б. Кеирим-Маркус; Ю. В. Сивинцев;

B. И. Иванов; М. И. Шальнов; Р. Егер; К. Б. Брэстрап и Г. О. Уикофф, и др.). Авторы подробно рассматривают организацию и проведение дозиметрического контроля, методы и приборы для регистрации различных видов излучения в широком энергетическом спектре, позволяющие обеспечить надежный контроль за уровнями излучений на всех этапах изготовления и широкого использования радиоактивных материалов в науке и технике. Вместе с тем некоторые важные для санитарно-гигиенической практики рекомендации, касающиеся выбора дозиметрической аппаратуры в зависимости от характера проводимых работ, вида и энергии излучения, оценки величины возможных ошибок при регистрации излучений различных энергий, еще не нашли достаточно полного отражения в литературе. Имеющиеся по этому вопросу сведения немногочисленны и в ряде случаев противоречивы. В то же время известное многообразие форм и способов практического использования излучений в промышленности, научных изысканиях и медицине неизбежно вызывает необходимость дифференцированного подхода к выбору дозиметрической и радиометрической аппаратуры, используемой в санитарно-дозиметрических исследованиях. Недооценка этих требований, как справедливо отмечают Р. В. Ставицкий, А. В. Терман, В. П. Виктурина и др., на практике может приводить к неправильному использованию приборов и существенным ошибкам измерений различных физических параметров. Таким образом, неправильное использование приборов, предназначенных для регистрации ионизирующих излучений, при заниженных результатах измерения может способствовать избыточному (неоправданному) облучению людей, и, наоборот, в случае завышенных показаний явиться причиной для принятия дополнительных, подчас сложных мер безопасности, не вызываемых действительными условиями работы.

При выборе аппаратуры для санитарно-дозиметрических исследований необходимо учитывать, что большинство выпускаемых промышленностью приборов не является универсальными и может работать только с определенным видом излучения в довольно узком диапазоне энергий. С учетом этого при выборе прибора должны приниматься во внимание вид и энергия излучения, диапазон чувствительности применяемой аппаратуры и условия измерений.

Каждый датчик прибора рассчитан на измерение определенного вида излучения. Выбор метода регистрации того или иного вида излучения зависит от характера его взаимодействия с веществом, проникающей способности излучения, его интенсивности и других факторов.

а-Излучение. Малая проникающая способность а-частиц при высокой линейной плотности ионизации определяет характер датчиков для этого вида излучения.

В санитарно-дозиметрической практике чаще всего используется 2 типа датчиков для регистрации а-излучения: пропорциональные счетчики и сцинтилляторы (ZnS) (Age), которыми снабжены широко используемые в санитарной практике радиометры типа РУП-1, РУС-5, РАП-1, «Тисс» и другие с аналогичными характеристиками.

р-Излучение. Для измерения потока (3-частиц в основном используются счетчики Гейгера — Мюллера и сцинтилляторы (стильбен и др.), имеющиеся в радиометрах РУП-1, Луч-А, РУС-5, ИМА-1, «Спутник» и др.

Нейтронное излучение. Задачу измерения нейтронных потоков необходимо рассматривать раздельно применительно к тепловым, промежуточным и быстрым нейтронам. Регистрация тепловых нейтронов чаще всего производится с помощью ионизационных камер, пропорциональных счетчиков и сцинтилляторов. Ионизационные камеры и пропорциональные счетчики для регистрации тепловых нейтронов заполняются трехфтористым бором (BF3), насыщенным изотопом В10. Сцинтилляцион-ными датчиками медленных нейтронов служат фосфоры, содержащие бор и литий.

Потоки тепловых нейтронов могут быть измерены активационным методом. Измерения быстрых нейтронов основаны на их способности к передаче ядрам атомов водорода с образованием протонов отдачи.

В основу метода регистрации промежуточных нейтронов положен принцип замедления их до тепловых энергий. Для практических измерений удобны так называемые всеволновые счетчики, которыми можно регистрировать нейтроны всех энергий — от тепловых до быстрых, включая промежуточные нейтроны, в соответствии с их биологической эффективностью, т. е. в единицах эквивалентных доз {бэр) (И. Б. Кеи-рим-Маркус).

Для измерения нейтронов различных энергий в практике санитарного надзора могут применяться приборы РПН-1, РУС-5, РУС-6, ДН-А-1 и др.

Рентгеновское и у-излучение. В практической дозиметрии для регистрации рентгеновского и у-излучения чаще всего используются ионизационные камеры, а также сцинтилляционные датчики. В индикаторных приборах в качестве детекторов рентгеновского и у-излучения применяются счетчики Гейгера — Мюллера, которые, обладая высокой чувствительностью, могут регистрировать близкие к фоновым и фоновые уровни излучения. Для решения этих задач в практике санитарно-дозиметриче-ских исследований, связанных с измерением у- и рентгеновского излучений, берут приборы МРМ-2, ПМР-2, «Кура», РК-0,1, МРМ-1, СГ-42, «Сигнал», «Луч-А», «Кристалл» и др., для измерения концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе — УСИТ-1Б, РВ-1, РВ-3, РВ-4, «Коралл», «Звезда», для определения радиоактивных веществ в жидких средах — ИВП-2, КРВ-1, КРВП-2 и др.

Одним из важнейших параметров дозиметрических приборов (его необходимо учитывать в первую очередь при выборе прибора для измерений) — является диапазон энергий излучений, в котором эти приборы могут быть использованы без существенных ошибок измерений.

Рабочий диапазон энергии дозиметров (рентгенометров) зависит от степени выполнения условия воздухоэквивалентности датчика. С учетом того, что интенсивность рентгеновского или у-излучения устанавливают по ионизации воздуха, для определения дозы или мощности дозы излучения необходимо создание такого датчика, в котором поглощение излучения будет одинаковым с воздухом.

Помимо воздухоэквивалентности, нужен тщательный подбор толщины стенок ионизационных камер для каждого диапазона энергий, так как при малых энергиях и большой толщине стенки будет велико поглощение в ней излучения. Наоборот, при малой толщине стенки и большой энергии излучения ионизация газа в чувствительном объеме мала из-за

Объем дозиметрического контроля при текущем санитарном надзоре на радиационно опасных объектах

Таблица 1

Установки или характер проводимых работ

-Объем исследований

Ядерные реакторы исследовательского назначения и ускорители заряженных частиц высоких энергий

Радиационные контуры ядерных реакторов (РК)

Мощные изотопные -у-установки

Промышленная •у-рентгенодефектоскопия (Со60, Сб137, РУП-20 и др.)

Установки рентгеноструктурного и рентгеноспектрального анализов (УРС-25, УРС-50 и др.) Радиоизотопные приборы технологического контроля (у-реле, толщимеры, уровнемеры, счетчики изделий и др.), испытания износостойкости изделий и материалов с помощью радиоизотопов (Сов0, Ре»9, Сг" и др.) Каротажные работы с помощью закрытых источников излучения (Со, полониево - бериллиевые, радиево - бериллиевые нейтронные источники) Рентгеновские диагностические, терапевтические отделения (кабинеты) и дистанционная у-терапия (РУТ-СО-400, «Луч-1» и др.)

Внутритканевая и внутриполостная терапия с помощью закрытых источников излучения (Со60 и др.)

Измерение мощности дозы ^-излучения на рабочих местах и окружающей местности

Измерение потоков нейтронов различных энергий

Определение концентраций радиоактивных аэрозолей и газов в воздухе рабочих помещений, уровней радиоактивной загрязненности поверхностей, оборудования, спецодежды и кожных покровов работающих

Измерение активности технологических вод. Индивидуальные дозы облучения персонала

Измерение мощности дозы уизлучения на рабочих местах и окружающей местности.

Определение концентраций радиоактивных аэрозолей и газов в воздухе рабочих помещений, уровней радиоактивной загрязненности поверхностей, оборудования, спецодежды и кожных покровов работающих. Индивидуальные дозы облучения персонала

Измерение мощности дозы ^-излучения на рабочих местах. Определение концентраций радиоактивных аэрозолей в воздухе рабочих камер, уровней радиоактивной загрязненности поверхностей, спецодежды и рук работающих. Измерение активности воды при смешанной защите

Индивидуальные дозы облучения персонала

Измерение мощности дозы рентгеновского и излучения на рабочих местах и в смежных помещениях. Индивидуальные дозы облучения персонала

Измерение мощности дозы рентгеновского излучения на рабочих местах. Индивидуальные дозы облучения персонала при юстировке

Измерение мощности дозы у-излучения на рабочих местах. Проверка чистоты источников. Индивидуальные дозы облучения персонала при сборке приборов

Измерение мощности дозы ^-излучения и потоков нейтронов. Уровни радиоактивной загрязненности производственной среды (в случае нарушения герметичности источников). Индивидуальные дозы облучения персонала

Мощность дозы рентгеновского и у-излучений на рабочих местах и в смежных помещениях. Индивидуальные дозы облучения персонала

Измерение мощности дозы 7-излучения на рабочих местах и в смежных помещениях. Индивидуальные дозы облучения персонала

прод. на след. стр.

3

к

s as <u ET

J я a ÏT1

^ s1« CJ 4

sr я « S 2 <•>

недостаточного выхода вторичных электро-

| «\8 п нов из стенки камеры ввиду малого погло-

„ § ® я щения в ней излучения.

в | В связи с этим при выборе прибора для

к 15 § с я того или иного дозиметрического измерения

®°5р а приходится принимать во внимание наряду

2 с другими параметрами и его «ход с жест-

га § | ® костью», т. е. зависимость показаний прибо-

5 я = ¡2 ра от энергии измеряемого излучения. Если

(8 о о § 2. это не учитывать, результаты будут сущест-

2 венно извращены, особенно при измерении

д § | « излучений с энергией ниже 0,3 Мэв.

§а.= | Выбор диапазона чувствительности измерительных приборов определяется категориями населения, подвергающимися облу-

Зга§к| о чению. Для достоверных измерений необ-

® * 3 § ходимо, чтобы чувствительность дозиметров

0 £ « § !" ю и радиометров была не менее чем на !/з вы-

1 11 и к I ше> предельно допустимых уровней излу-о.о о-о в | чения для всех 3 категорий населения, под-^==°5о.>, I. вергающихся облучению (СП-333-60). На-я I 1 «ю з пример, для персонала кабинета дистан-дЭ§.ё:0 8 пионной у-терапии (ПДД-100 мр) при 30-3 « а часовой рабочей неделе допустимая мощ-я & ность дозы излучения составит 3,3 мр/час. § к | § я | Следовательно, необходим дозиметр (рент-11 I " * I генометр) для контрольных измерений с | 3 § 5 § 0 нижним пределом чувствительности не ниже ц § и « | | 2—2,5 мр/час.

5 с * х § 5 Правильность показаний дозиметриче-ских приборов в значительной степени свя-

Ц х £ зана с соблюдением ряда условий, с эта-лонировкой аппаратуры. Так, правиль-

--7— ность показаний радиометров зависит от

§ з § соблюдения во время измерений постоян-

2. §>> ства геометрических условий эталонирова-

S

g ь ния прибора, т. е. постоянства эффективно-

g- а | сти счета. В практике при измерениях за-

х ¡i ¥ грязненности поверхностей наиболее вероят-

ч ^ но изменение эффективности счета, когда расстояние между источником излучения и

! g v § датчиком прибора оказывается непостоян-

- g | g ным или когда существенно меняется пло-

S. g ч щадь изме|ряемого загрязнения,

g 5 При измерениях уровней рентгеновско-

< а о & г0 или уизлУчения это бывает во время ра-

| aSs бот с коллимированными пучками излуче-

2 0 g-я ния или, наоборот, с протяженными источ-

§ I s ° никами, когда расстояние источник — детек-

§ g, g 3 тор соизмеримо с размером источника.

§ ^ aaS В первом случае погрешность имеет место

S'a.1", за счет облучения не всего чувствительного

£§.§■ объема датчика; во втором она определяется неравномерным облучением его. Во избе-

^ к« g жание погрешности, обусловленной нерав-

gs § о. § номерным облучением, необходимо, чтобы

"S ^ | g расстояние источник — датчик было в 10—

£ 15 раз больше размеров источника.

<" a. .

Е ""> * н -я

а ^ Д

с _ «. _

m ег га

O.S S О.

-) U. —- »

При измерениях рентгеновского, у- и нейтронного излучений на рабочих местах и в смежных помещениях необходимо производить замеры на 3 уровнях— 160—170, 120—130 и 60—75 см от поверхности пола, т. е. на уровнях головы, груди и области таза.

Контроль эффективности защитных свойств стационарных защитных ограждений должен учитывать возможную неравномерность защиты. В связи с этим каждое защитное ограждение должно проверяться не менее чем в 3 местах. Особенно тщательной проверке должны подвергаться места стыков между стационарными защитными ограждениями: стена — стена, стена — потолок, стена — пол.

На основании изложенного выше мы предлагаем объем исследований и области практического использования радиометрической и дозиметрической аппаратуры применительно к конкретным задачам санитар-но-дозиметрического контроля на производстве; в обобщенном виде они представлены в табл. 1 и 2.

Таблица 2

Выбор радиометрической и дозиметрической аппаратуры для санитарно-дозиметрического

контроля

Тип излучения Прибор

Регистрация мягкого рентгеновского излучения Рентгеновское излучение у-излучение Потоки нейтронов различных энергий Определение уровней радиоактивного загрязнения Определение концентрации радиоактивных газов и аэрозолей в воздухе производственных помещений Измерение концентраций РВ в сточных водах. Индивидуальный контроль рентгеновского у-излучения смешанные потоки (Р, у, нейтронное излучения) «Луч-А», ИМА-1, ионизационные камеры с окошками из бериллиевой фольги МРМ-2, МРМ-1, «Кура» МРМ-2, МРМ-1, «Кура», РК-0,1, ПМР-2, «Сигнал», «Спутник» ДН-А-1 РУС-5 РУП-1 РУС-5, РУП-1,'«Тисс», «Луч-А» (0, у), РАП-1 (а) РВ-1, РВ-4, «Каралл», РА12С-1, УСПД-16, «Кактус» с камерами ДЗ-20, ДЗ-70, отбор агрозолей на фильтры ФПП с последующим пересчетом на стационарных установках ИВП-2, КРВ-1, отбор проб воды с последующим пересчетом на стационарных установках ИФК-2,3 с медными фильтрами, КИД-2, ДК-0,2, ИФК-2,3 ИКС, КИД-1 ИФК-2,3, ИФКУ с люминесцентными вкладышами для регистрации нейтронов

Не менее важным для обеспечения безопасных условий труда при работе под воздействием ионизирующих излучений является измерение индивидуальных доз облучения персонала. При этом следует иметь в виду, что если измерение интенсивности или потока излучения дает основания для прогнозирования облучения людей, то индивидуальный дозиметрический контроль всегда ретроспективен. Однако только он в конечном итоге позволяет судить о действительном облучении, так как на практике всегда приходится иметь дело с переменными уровнями интенсивности и предварительные разовые измерения мощности дозы могут составить лишь ориентировочное представление о суммарной дозе излучения, полученной человеком.

Как известно, у каждого из существующих методов индивидуальной дозиметрии есть свои преимущества и недостатки: конденсаторные индивидуальные дозиметры типа КИД-2 чувствительны к различного рода механическим воздействиям, колебаниям температуры, влажности и предназначены для регистрации только рентгеновского и у-излучения, метод же фотографического индивидуального контроля не позволяет получить быстро информацию, требует частой градуировки контрольных пленок и т. д. Поэтому на практике индивидуальные дозы облучения пер-

сонала целесообразно измерять, одновременно применяя конденсаторные индивидуальные дозиметры и кассеты фотоконтроля; первые помогут в оперативном контроле, особенно при проведении разовых операций в условиях повышенных у-полей, а вторые могут фиксировать дозы излучения за более длительный срок (месяц и более).

Выводы

1. Гигиеническая наука и санитарная практика располагают необходимыми приборами и методами исследований для эффективного контроля условий труда и уровней облучения персонала во всех областях производства и широкого использования ионизирующих излучений в народном хозяйстве. При выборе приборов для регистрации индивидуальных доз, мощности дозы или интенсивности излучения всегда следует учитывать характер проводимых работ, вид и энергию излучения, технические характеристики приборов и возможные ошибки измерения, обусловленные погрешностями существующих методик, осббенно при наличии сложного комплекса различных радиационных факторов. Как показывает опыт, правильное использование всего арсенала дозиметрических и радиометрических методов исследования в практике санитарного надзора и дозиметрических служб при строгом соблюдении указанных выше требований к выбору приборов и методов исследования позволяет не только снизить воздействие радиационного фактора до безопасных пределов, но и во многих случаях предотвратить аварийные ситуации, а при их возникновении свести к минимуму возможные неблагоприятные последствия.

2. Сложившаяся система дозиметрического контроля, включающая регистрацию мощности дозы или интенсивности излучения, а также контроль за индивидуальными дозами облучения персонала и уровнями загрязнения производственной среды радиоактивными веществами, несмотря на известную организационную стройность и сравнительно высокую техническую вооруженность, до сих пор страдают существенными недостатками. К их числу следует отнести прежде всего отсутствие контроля за фактически поглощенными дозами, которые и определяют в конечном счете лучевую нагрузку и реальную опасность облучения. Как показывает опыт, широко используемая в практике система измерения излучений в воздушной среде с последующей экстраполяцией их на человека, естественно, не дает истинных представлений об уровнях облучения. Фактически отсутствуют и методы непосредственного контроля за облучением отдельных органов и тканей человека, что практически исключает возможность оценки суммарных поглощенных доз всех видов излучений, особенно в случаях комбинированного действия внешнего и внутреннего облучения. В связи с этим создание методов и приборов, которые позволяли бы своевременно получать объективную информацию о дозе облучения в любой промежуток времени, выраженную в единицах, учитывающих биологическую эффективность излучений, имеет не только научный интерес, но и большое значение для практики профессиональной радиационной патологии при оценке клинических эффектов, наблюдаемых у лиц, работающих под воздействием ионизирующей радиации. Не решены также вопросы о совершенствовании методов регистрации импульсного излучения, заряженных частиц высоких энергий, повышении чувствительности методов и приборов для определения концентраций радиоактивных веществ в воздухе производственных помещений, расширении возможностей использования сцинтилляционных у-спектрометров для прижизненного определения инкорпорированных в организме радиоактивных элементов, а также внедрении в практику дозиметрических исследований соответствующих научных и промышленных центров страны аварийной дозиметрии и вычислительной техники для обработки получаемой информации.

3. В связи с отсутствием универсальных методов и приборов для измерения интегральных доз различных видов излучений при индивидуальном контроле уровней облучения персонала необходимо шире практиковать одновременное использование с этими целями конденсаторных индивидуальных дозиметров и кассет фотоконтроля. Разумное сочетание этих методов позволяет не только значительно расширить возможности получения более объективной информации о суммарных дозах облучения за сравнительно продолжительный срок (до 1 месяца), но и судить об уровнях воздействия за рабочий день или отдельную производительную операцию.

ЛИТЕРАТУРА

Аглинцев К. К. Дозиметрия ионизирующих излучений. М., 1957. — Б и б е р -га ль А. В., Маргулис У. Я., Воробьев Е. И. Защита от рентгеновских и гамма-лучей. М., 1960.— Гусев Н. Г., Маргулис У. Я., Марей А. Н. Дозиметрические и радиометрические методики. М., 1966. — Иванов В. И. Дозиметрия ионизирующих излучений. М., 1964. — К е и р и м - М а р к у с И. Б. В кн.: Сборник радиохимических и дозиметрических методик. М., 1959, с. 311. — Ке и р и м - М а р к ус И. Б., Корнеев В. Т., Маркелов В. В. и др. Атомн. энергия, 1963, в. 5, с. 386. — Си-винцев Ю. В. Радиационная безопасность на ядерных реакторах. М., 1967. — Ста-вицкий Р. В., Терман А. В. Сан. гиг., 1961, № 8, с. 51.—Ставицкий Р. В., В и к т у р и н а В. П. Основы радиационной защиты в рентгенологической практике. М., 1968. — Терман А. В. Вопросы радиационной безопасности при хранении и перевозке радиоактивных изотопов. М., 1964. — Ш а льнов М. И. Тканевая доза нейтронов. М., 1960. — Брэстрап К. Б., Уикофф Г. О. Руководство по радиационной защите. М., 1962. — Егер Р. Дозиметрия и защита от излучений. М., 1961.

Поступила 23/XII 1968 г.

ОБЗОРЫ

^--

УДК 614.776:628.361

ГИГИЕНИЧЕСКИЕ ТРЕБОВАНИЯ И УСЛОВИЯ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ СТОЧНЫХ ВОД ДЛЯ ОРОШЕНИЯ ЗА РУБЕЖОМ

Я. А. Романенко

Институт медицинской паразитологии и тропической медицины им. Е. И. Марциновско-го Министерства здравоохранения СССР, Москва

В ряде зарубежных стран (ГДР, Социалистическая Республика Румыния, Польская Народная Республика, США, ФРГ, Австралия и др.) широкое распространение получает орошение сточными водами. Оно не только позволяет решить проблему очистки сточных вод и защиту водных ресурсов от загрязнения, но и способствует повышению урожайности сельскохозяйственных культур вследствие обогащения почвы влагой и основными необходимыми элементами питания растений. Вместе с тем сточные воды представляют опасность заражения инфекционными, инвазионными и другими болезнями, так как могут содержать патогенные микробы, яйца и элементы гельминтов, вирусы, патогенные грибы и различные токсические вещества. Многими иссле-