Бобков ю. Г., Бабаян э. А., Машковский м. Д., Обоймакова а. Н., Булаев в. М., Гуськова л. С., Лепахин в. К., Любимов б. И., Натрадзе а. Г



страница6/33
Дата23.04.2016
Размер2.57 Mb.
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   33

Единицы активности и энергии
    По Международной  системе  единиц  (СИ)  активность  нуклида в
препарате выражается числом распадов в 1  с.  Единицей  активности
является  беккерель.  Беккерель (Бк) - активность нуклида,  равная
                                                               -1
одному ядерному превращению в 1 с.  Размерность беккереля  -  с  .
Для выражения  активности  лечебно  -  диагностических  препаратов
используются кратные  десятичные  единицы  мегабеккерель  (МБк)  и
                             6             9
гигабеккерель (ГБк): 1 МБк=10  Бк; 1 ГБк=10  Бк.
    В течение  длительного  времени   до   введения   системы   СИ
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
применялась   и   разрешена   к  применению  в  переходный  период
специальная единица активности кюри (Ки) и ее  кратные  и  дольные
единицы.   Для   характеристики  радиофармацевтических  препаратов
наиболее  употребительной  дольной  единицей  активности  является
                                10                         -11
милликюри (мКи). 1 Ки = 3,7 х 10   Бк;    1 Бк = 2,703 х 10    Ки;
1 мКи = 37 МБк. Единицей измерения энергии ионизирующих излучений,
как  и любого вида энергии,  в Международной системе (СИ) является
джоуль (Дж).
    Для энергии    отдельных    частиц   и   фотонов   применяется
внесистемная  единица  электронвольт  и  десятичные   кратные   ей
                                  -19
единицы.       1 эВ = 1,60219 х 10    Дж (приближенно)~= 0,16 аДж.
                                  -16
Соответственно   1 кэВ ~= 1,6 х 10   Дж = 0,16 фДж;       1 МэВ ~=
        -13
1,6 х 10    Дж = 0,16 пДж.
Основные ядерно - физические характеристики радионуклидов
Возможные при распаде радионуклида ядерные переходы, характеристики основных и

возбужденных состояний, характеристики испускаемых ионизирующих излучений и их

интенсивности обычно представляют в виде диаграммы, называемой схемой распада. Численные

данные, характеризующие ядерные состояния, распад радионуклида и энергетическую разрядку ядра -

продукта, называют соответственно схемными данными. Не все схемные данные нужны при работе с

радиофармацевтическими препаратами, а лишь часть из них, которые ниже называются основными.

К ним относятся период полураспада, вид, энергетическая характеристика и интенсивность всех

компонентов ионизирующего излучения, возникающего как при распаде радионуклида, так и при

энергетической разрядке ядра - продукта. Кроме того, для ядерной медицины важны и

характеристики рентгеновского излучения атома, образующегося в результате распада радионуклида.


Указанные основные ядерно - физические характеристики и характеристики сопровождающего

распад рентгеновского излучения для радионуклидов, входящих в РФП, а также используемых в

составе образцовых радиоактивных растворов и источников, применяемых для аттестации РФП,

приведены в прилагаемой "Таблице физических характеристик некоторых радионуклидов". При этом

бета - излучение характеризуется граничной энергией, средней энергией и интенсивностью,

моноэнергетические излучения - энергией и интенсивностью отдельных линий. Интенсивность

каждого компонента излучения выражена числом частиц или фотонов, приходящихся на 100 актов
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
распада.
В целях унификации используемых на практике схемных данных и обеспечения единства

измерений в частных фармакопейных статьях, посвященных конкретным РФП, и в другой

нормативно - методической документации, связанной с выпуском этих препаратов, следует

использовать значения физических параметров радионуклидов, приведенные в таблице, прилагаемой

к настоящей фармакопейной статье.
При отсутствии в ФС "Радиоактивность" сведений о том или ином радионуклиде данные о его

схеме распада (период полураспада, вид, энергия, относительная интенсивность излучения) и

сопровождающему рентгеновскому излучению следует приводить на основе оценки отечественных и

зарубежных справочных данных последних лет.


Защита от излучений
При работе с радиоактивными препаратами необходима соответствующая защита от излучения

этих препаратов. Защита имеет своей целью предохранение людей от вредного воздействия

радиации, а также снижение фоновых показаний измерительных приборов, регистрирующих

ионизирующее излучение.


Защита от внешнего альфа- и бета - излучения радиоактивных препаратов осуществляется

сравнительно просто вследствие малой проникающей способности этих излучений. Альфа и бета -

излучение характеризуется определенной величиной пробега альфа- и бета - частиц, т. е.

расстоянием, на которое они могут проникать в вещество. Пробег альфа - частиц в воздухе не

превышает нескольких сантиметров. Альфа - частицы поглощаются резиновыми перчатками,

одеждой, стенками стеклянной ампулы и т. п. Пробег бета - частиц в воздухе в зависимости от их

энергии составляет величину от сантиметров до нескольких метров. Для защиты от бета - излучения

применяют материалы с малым атомным номером, например специальные экраны из плексигласа,

контейнеры из алюминия и пластмасс и т. п. Однако при работе с высокоактивными препаратами

следует принимать меры для защиты от тормозного излучения - вторичного излучения,

возникающего при прохождении бета - частиц через вещество. По своей природе тормозное

излучение является фотонным ионизирующим излучением. Поэтому при работе с высокоактивными

бета - препаратами применяют комбинированную защиту, в которой внутренний слой (со стороны

источника) делается из вещества с малым атомным номером для поглощения бета - излучения, а

внешний - из вещества с большим атомным номером для ослабления тормозного излучения.
Гамма - излучение в отличие от альфа- и бета - излучения не характеризуется определенным

пробегом в веществе - оно поглощается по мере прохождения через вещество по экспоненциальному

закону. Наиболее эффективно поглощают гамма - излучение вещества с большим атомным номером,

например свинец. Гамма - излучение определенной энергии можно характеризовать толщиной слоя

половинного ослабления в веществе. Это та толщина защитного материала, которая ослабляет

первоначальную интенсивность излучения в 2 раза. Через защитный материал, толщина которого

равна 7 слоям половинного ослабления, проходит около 1% излучения незащищенного источника.
Защита от гамма - излучения радиоактивных препаратов достигается не только применением

поглощающих экранов, но также и путем увеличения расстояния от препарата.


Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
Проверка радионуклидов на подлинность
Каждый радионуклид и ядерный изомер характеризуются своим периодом полураспада и

специфическими, присущими только ему спектрами ионизирующих излучений. К ним относятся

спектры альфа-, бета-, гамма - излучения, конверсионных и Оже - электронов, тормозного излучения,

характеристического рентгеновского излучения.


Форму и количественные характеристики каждого спектра, а также значение T1/2 используют

для проверки подлинности радионуклида.


Индивидуальными характеристиками радионуклидов могут служить также аппаратурные

спектры, снимаемые в строго воспроизводимых условиях; их используют для определения

подлинности радионуклидов в РФП во всех подходящих случаях.
Подлинность радионуклида в препарате считают подтвержденной, если аппаратурный спектр

ионизирующего излучения, снятый с источником, приготовленным из данного РФП, идентичен

спектру, полученному с образцовым источником или источником, приготовленным из образцового

раствора с тем же радионуклидом, и снятому в тех же условиях. Естественно, предполагается, что

спектр должен быть исправлен на вклад от радионуклидных примесей, если они имеются в РФП.
Если отсутствует аппаратура для снятия нужных спектров, для целей идентификации

радионуклида можно использовать методики, позволяющие получать отдельные характеристики

спектров ионизирующих излучений.
Так, для идентификации чистых бета - излучателей рекомендуется определять граничные

энергии бета - спектров или зависящие от них параметры. Например, идентификацию проводят с

помощью кривых поглощения бета - излучения в алюминии по величине слоя половинного

ослабления следующим образом. Используя установку с торцовым счетчиком в строго определенных

экспериментальных условиях, находят зависимость скорости счета от толщины слоя d алюминиевого

поглотителя, помещаемого между источником и окном счетчика, в непосредственной близости к

счетчику. Толщину слоя поглотителя принято выражать массой, приходящейся на единицу

поверхности поглощающего слоя, в мг/кв. см.


    Кривая поглощения,  представляющая собой зависимость логарифма
скорости счета log n от толщины d поглотителя, имеет прямолинейный
                  а
участок.  По нему с помощью формулы (5) определяют  величину  слоя
половинного ослабления d1/2 в мг/кв. см:
                                 log 2
                                    а
                         d1/2 = -------,                       (5)
                                   В
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
    где В  -  коэффициент  при  d   в   формуле  log n =  C  - Bd,
                                                    а
определяющей прямолинейный участок.
Для определения подлинного значения d1/2 для данного радионуклида аналогичные измерения

проводят с источником тех же размеров, формы и толщины и примерно той же активности,

приготовленным из образцового раствора с этим радионуклидом.
При отсутствии образцовых источников и растворов с требуемым радионуклидом для

установления подлинности радионуклида в РФП следует определять конкретные значения энергий

отдельных линий спектра ионизирующего излучения и их интенсивностей, граничных энергий

спектров бета - излучения, периодов полураспада и сравнивать их со справочными данными. При

этом предпочтение отдается данным, представленным в прилагаемой к статье таблице для всех

перечисленных в ней нуклидов.


Для определения периода полураспада измеряют величину активности (или любой

пропорциональной ей величины, например скорости счета, площади участка спектра и т. д.) в

зависимости от времени. Детектор выбирают в зависимости от вида излучения, испускаемого

анализируемым нуклидом. Измерения проводят при строго фиксированном расположении источника

относительно детектора излучения при условии регулярного контроля за стабильностью показаний

применяемой аппаратуры с помощью источника с долгоживущим радионуклидом. Длительность и

число измерений определяют для каждого конкретного случая.
Измерение активности
    Измерение активности   радионуклидов  в  радиофармацевтических
препаратах проводят  по  бета-  или  гамма  -  излучению,  а также
рентгеновскому  излучению  в  зависимости   от   типа   излучения,
испускаемого   данным   нуклидом.  Для  нуклидов,  распад  которых
                                                             51
сопровождается  испусканием  гамма - излучения  (например,     Cr,
67    99m    113m   131
  Gа,    Тс,     In,   I    и   др.),  измерения    проводят    по
гамма - излучению.  Для нуклидов, распад которых не сопровождается
испусканием  гамма  -  излучения  или  испускаемое  ими  гамма   -
                                     32   90
излучение малоинтенсивно   (например,  Р,   Y  и  др.),  измерения
проводят по бета - излучению.
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
Измерения выполняют относительным методом путем сопоставления показаний применяемого

прибора при измерении источника, приготовленного из анализируемого препарата, и образцового

источника, или с использованием градуировочных коэффициентов, устанавливаемых периодически

для данной аппаратуры с помощью образцовых источников и растворов.


В большинстве случаев образцовый источник с указанным радионуклидом используется не при

повседневных измерениях, а при градуировке измерительной установки. Полученное в процессе

градуировки значение градуировочного коэффициента "хранится" с помощью контрольного

источника с долгоживущим радионуклидом. Повторная переградуировка установки проводится 1 - 2

раза в год.
Во всех случаях активность источников для измерений должна быть оптимальной для

используемой аппаратуры. Это значит, что источники нужно приготавливать столь большой

активности, чтобы иметь многократное превышение над фоном, но в то же время активность их не

должна быть велика настолько, чтобы требовалось вводить значительную поправку на разрешающее

время используемой установки.
Для того чтобы получать достаточно точно значения больших поправок, необходимо проверить,

к какому типу относится мертвое время используемой установки: постоянному, продлевающемуся,

зависящему от загрузки, амплитуды выходного импульса с детектора и т.д. В общем случае можно

рекомендовать определение мертвого времени в зависимости от загрузки с помощью

короткоживущего радионуклида. При постоянном мертвом времени или в случае малых поправок

поправку следует вводить по формуле:


                                   1
                     Nи = N  -------------,
                                  Nt                           (6)
                             1 - ---- "тау"
                                  t
где Nи - истинное число импульсов от детектора ионизирующих излучений, попадающих в

выбранный интервал амплитуд, за время t; N - число импульсов, зарегистрированных в этом

интервале амплитуд (например, интеграл под выбранным пиком) за время t; Nt - полное число

импульсов, зарегистрированных во всем спектре амплитуд, поступающем с детектора за время t; t -

время измерения в секундах; "тау" - мертвое время в секундах.
Если измерение активности проводят с помощью ионизационной камеры, то верхний предел

активности источника ограничивается условиями достижения насыщения и рабочим диапазоном

измерителя тока.
Три следующих типа источников могут быть использованы в качестве образцовых в

зависимости от типа применяемого детектора и свойств анализируемого препарата:


1) образцовые спектрометрические гамма - источники - ОСГИ, ТУ-17-03-82 (для гамма -

спектрометров и радиометрических установок со счетчиками) <*>;


--------------------------------
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
<*> ОСГИ и ОРР удовлетворяют ГОСТу 8.315 - 78 "Стандартные образцы. Основные

положения".


    2) аттестованные в установленном порядке образцовые  источники
  226    137       60
с    Ra,    Cs или   Со (для ионизационных камер);
3) источники, приготавливаемые на месте из образцового радиоактивного раствора - ОРР, ТУ -

И-170-71, путем отбора определенного количества ОРР и внесения его в нужную емкость (пробирку,

флакон и т.д.) или нанесения на нужную подложку с последующим высушиванием при

необходимости.


Рекомендуется следующая последовательность операций при измерении активности.
1. Определяют, с помощью какой аппаратуры (радиометрическая установка, ионизационная

камера, спектрометр) будут проводить измерения активности данного нуклида в данном препарате

(при этом учитывают ядерно - физическую характеристику радионуклида, наличие радионуклидных

примесей, летучесть препарата и другие факторы).


2. Выбирают образцовый источник с тем же радионуклидом.
3. Выбирают (или приготавливают) контрольный источник с долгоживущим радионуклидом.
4. Если измерение проводят не в 4пи- или 2пи-геометрии, то подбирают такое расстояние

источника до детектора, чтобы получить возможно большую скорость счета с образцовым

источником, но такую, чтобы поправкой на просчеты можно было пренебречь.
5. С помощью образцового источника проводят градуировку установки, определяя коэффициент,

связывающий активность нуклида и показания регистрирующей аппаратуры (площадь фотопика,

скорость счета или показания электрометра); полученный коэффициент соотносят с показаниями

этой же аппаратуры при измерении выбранного контрольного источника с долгоживущим

радионуклидом, используемого в дальнейшем для "хранения" градуировочного коэффициента.
5.1. Проводят измерения образцового и контрольного источников в соответствии с правилами

работы на используемой аппаратуре.


5.2. Проводят измерения фона до и после измерений источников.
5.3. Градуировочный коэффициент К вычисляют по формуле:
                             Aобр    Nк
                         К = ---- x ----,                      (7)
                              Ак    Nобр
где Аобр - активность образцового источника с данным нуклидом на дату градуировки; Ак -

активность контрольного источника с долгоживущим нуклидом на дату градуировки; Nк, Nобр -

показания прибора при измерении контрольного и образцового источников соответственно.
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
6. Из анализируемого препарата приготавливают мерные источники такой активности, чтобы

показания прибора при измерении препарата и образцового источника были близки по величине.


7. Проводят измерения анализируемых и контрольного источников в соответствии с правилами

работы на используемой аппаратуре.


8. Проводят измерения фона до и после измерений источников.
9. При необходимости учитывают поправку на распад радионуклида в анализируемом и

образцовом источниках за время измерений. Если продолжительность измерений сравнима с

периодом полураспада радионуклида, то истинную скорость счета (или площадь фотопика) nи в

импульсах в секунду находят по формуле:


            Nt"лямбда"              0,693 Nt
    nи = ----------------- = ------------------------,
               - "лямбда"t                - 0,693  ¬
          1 - е                         - ¦ ----- t ¦
                                          L   Т1/2  -
                              Т1/2(1 - е            )
где Nt - полное зарегистрированное число импульсов, сосчитанное на время t; t -

продолжительность измерения в секундах.


Если время измерения меньше, чем 1,5% от Т 1/2, то поправка на распад за время измерений

составит менее 0,5%.


10. Определяют удельную активность Am по формуле:
                              А      Аv
                        Аm = --- = -----,                      (9)
                              m      с
где А - активность радионуклида в препарате; m - масса препарата; Аv - объемная активность; с

- концентрация препарата в растворе.


11. Определяют объемную активность Аv по одной из нижеприведенных формул (10) - (13)

соответственно применяемой методике измерений.


Отклонение объемной или удельной активности от величины, указанной в сопроводительной

документации на препарат, не должно превышать +/- 10%, если для частной фармакопейной статьи

не утверждена иная цифра.
Удельную, молярную и объемную активность, так же как и полную активность радионуклида в

препарате, указывают на определенную дату, а для препаратов, содержащих радионуклид с периодом


Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
полураспада менее 10 сут, также и на определенный час. Для препаратов, содержащих радионуклид с

периодом полураспада менее 1 сут, активность указывают с учетом минут.


При использовании радиоактивного препарата расчет активности производят с учетом распада

радионуклида по формуле (4) или по таблицам, составленным на основе формулы (4) для конкретного

радионуклида. Если время выражать не в сутках или часах и т. п., а в единицах, кратных периоду

полураспада, то кривая распада получается универсальной и годится для любого радионуклида

(рис.5) <*>.
    --------------------------------
    <*> Рис.  5.  Зависимость активности препарата,  выраженной  в
                                   Аt
процентах от начальной активности --- (ось ординат),  от  времени,
                                   А0
                                                       t
выраженного  в  периодах  полураспада   радионуклида ------ - (ось
                                                      Т1/2
абсцисс). (Рисунок не приводится).
ОПРЕДЕЛЕНИЕ АКТИВНОСТИ ПО ГАММА -
И РЕНТГЕНОВСКОМУ ИЗЛУЧЕНИЮ
Измерение активности по гамма - и (или) рентгеновскому излучению выполняют с помощью

ионизационной камеры, радиометрической установки или спектрометра энергии.


В тех случаях, когда суммарная толщина стенок детектора излучения и упаковки (флакон,

пробирка и т.д.) не обеспечивает полного поглощения бета - излучения измеряемого радионуклида,

между источником и детектором помещают дополнительный фильтр из вещества с малым атомным

номером, например из алюминия или плексигласа. Источник, приготовленный из анализируемого

препарата, должен иметь такую же форму и размер, как и образцовый источник; при использовании

детекторов с 4пи-геометрией или, наоборот, при достаточно малом телесном угле допустимы

различия формы и размеров измеряемого и образцового источников.
При измерении с помощью ионизационной камеры или радиометрической установки объемную

активность препарата Аv в беккерелях на 1 мл <*> в общем случае рассчитывают по формуле:


                                  N   K
                        Аv  = Ак --- ----,                    (10)
                                  Nк  Vпр
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
где Ак - активность контрольного источника в беккерелях <*>; Nк, N - показания прибора при

измерениях контрольного источника и источника, изготовленного из анализируемого препарата,

соответственно; Vпр - объем препарата, взятый для приготовления измеряемого источника, в

миллилитрах; К - градуировочный коэффициент для применяемой установки, учитывающий ее

эффективность к излучению соответствующих нуклидов (т.е. измеряемого и контрольного) и их схемы

распада, определяемый экспериментально. Если используют образцовый источник с тем же

радионуклидом, то К = 1.
--------------------------------
<*> Здесь и далее Аv может быть выражено также в мегабеккерелях (МБк) и других кратных

единицах на 1 мл.


Разновидностью ионизационной камеры является прибор, известный как "дозкалибратор" или

"калибратор радионуклидов". Измерение активности с помощью дозкалибратора проводят с

использованием программы для данного радионуклида, введенной в калибратор при его

изготовлении и градуировке. Таким образом, прибор не требует градуировки при его эксплуатации.

Стабильность работы приборов проверяют с помощью источника излучения с долгоживущим

радионуклидом.


При определении активности с помощью спектрометра энергий сравнивают площадь пика

полного поглощения в спектре источника, приготовленного из анализируемого препарата, с

площадью пика полного поглощения в спектре образцового источника. Если спектр гамма -

излучения анализируемого препарата сложный, то определение активности проводят по тому пику,

который наиболее четко выражен. Площади обоих сравниваемых пиков должны быть отнесены к

единице времени набора спектра.


Расчет объемной активности проводят по формуле:
                   "эпсилон    " p      S    1
                            обр   обр
        Аv  = Аобр ------------------- ---- ----,             (11)
                       "эпсилон"p      Sобр  Vпр
    где Аобр - активность образцового источника в беккерелях;  S -
площадь пика в спектре препарата (энергия этого пика Е указывается
в  частной  фармакопейной  статье);  Sобр - площадь пика в спектре
образцового    источника     с     энергией     Еобр;   "эпсилон",
"эпсилон   "  -  эффективность    регистрации   гамма - квантов  с
        обр
энергиями E   и  Eобр  соответственно.  Их  определяют  по  кривой
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
эффективности, построенной для применяемого детектора и конкретной
используемой геометрии на основе измерений с набором ОСГИ; р, р  -
                                                               обр
выходы гамма - квантов для радионуклидов,  входящих  в  измеряемый
препарат   и  образцовый  источник  соответственно;  Vпр  -  объем
препарата, содержащийся в измеряемой пробе (с учетом разбавления),
в миллилитрах.
    Величины Аобр и р    приведены  в  свидетельствах  на  ОСГИ.
                     обр
    Градуировку спектрометра по эффективности  проводят  следующим
образом. В строго фиксированной геометрии измеряют гамма -  спектр
для каждого источника из набора ОСГИ.  В каждом спектре определяют
площадь пика полного поглощения для тех энергий гамма -  излучения
Е ,   для   которых   в   свидетельстве  на  ОСГИ  приведен  выход
0
гамма - квантов. Все площади относят к единице времени. Для каждой
i-й  гамма  -  линии  с  энергией  Е  , рассчитывают эффективность
                                    0i
регистрации "эпсилон  ", равную отношению площади   пика   полного
                    0i
поглощения к числу гамма - квантов  с  энергией  Е  ,  испускаемых
                                                  0i
данным источником в 1 с.  Число гамма - квантов должно быть  взято
из  свидетельства  на  ОСГИ  и  пересчитано по формуле (4) на дату
проведения градуировки  спектрометра.  По  полученным  результатам
находят   зависимость   эффективности   регистрации   от   энергии
излучения.
    Общую активность  А  нуклида  в  препарате  измеряют с помощью
ионизационной камеры или определяют по расчету на основе измерений
объемной активности Av  и объема V препарата:
                             А = АvV.                         (12)
Не является официальной версией, бесплатно предоставляется членам Ассоциации лесопользователей Приладожья, Поморья и Прионежья – www.alppp.ru. Постоянно действующий третейский суд.
Каталог: law -> hozjajstvennaja-dejatelnost -> promyshlennost
promyshlennost -> Производство инфузий в россии: опасная "игра" по разным
promyshlennost -> Инструкция по определению витамина a и бета-каротина в пищевых продуктах
promyshlennost -> Локализация и механизмы действия лекарственных веществ. "Мишени" для лекарственных веществ
promyshlennost -> Растительное сырье редакционная коллегия государственной фармакопеи СССР
promyshlennost -> Экспериментальное животное: основы правового регулирования
promyshlennost -> Методические рекомендации оценка аллергизирующих свойств фармакологических средств n 98/300


Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9   ...   33


База данных защищена авторским правом ©zodorov.ru 2017
обратиться к администрации

    Главная страница