Методические разработки по гигиене и экологии для студентов 6 курса медицинского факультета



жүктеу 10.96 Mb.
бет39/56
Дата17.06.2016
өлшемі10.96 Mb.
1   ...   35   36   37   38   39   40   41   42   ...   56

лучевая болезнь очень тяжелой формы (без лечения DL100)



Радиационная безопасность — это комплекс мероприятий, направленных на ограничение облучения населения и предотвращения возникновения как ранних, так и отдаленных последствий облучения.

Противорадиационная защита – это комплекс законодательных, организационных, санитарно-гигиенических, санитарно-технических и медицинских мероприятий, которые обеспечивают безопасные условия труда персонала во время работы с радионуклидами и другими источниками ионизирующих излучений.

Основными принципами противорадиационной защиты следуют считать:



  • гигиеническое нормирование;

  • проведение предупредительного и текущего санитарного надзора;

  • производственное обучение;

  • санитарное образование;

  • радиационный контроль;

  • медицинский контроль.

Главными методами противорадиационной защиты являются следующие:

  • защита количеством – расчет допустимой активности источника излучения;

  • защита расстоянием – расчет допустимого расстояния к источнику излучения;

  • защита временем – расчет допустимого времени работы с источником ионизирующего излучения;

  • защита с помощью экранирования – расчет необходимой толщины защитного экрана;

  • химические методы защиты – использование специальных фармацевтических препаратов и соединений: радиопротекторов и радиоингибиторов;

  • защита культурой труда – соблюдение правил техники безопасности и личной гигиены.

Расчетные методы оценки радиационной опасности разрешают вычислить основные параметры противорадиационной защиты, и прежде всего оценить эффективность защиты количеством, расстоянием, временем или экранированием, обосновать безопасные режимы работы персонала радиационно-опасных объектов. Кроме того, к основным параметрам радиационной безопасности, которые определяются расчетными методами, необходимо отнести экспозиционную дозу, которая создается источниками γ-излучение, и плотность потока частиц, которые образуются источниками - и -излучения.

Для определения условий безопасности в ходе работы с радиоактивными веществами при отсутствии экрана необходимо использовать универсальные формулы (1) и (2)

(за 1 рабочий день) (1)
(за рабочую неделю) (2)

где:


А – -активность источника излучения, мг-экв. Ra;

t –время облучения, час;

r – расстояние от источника излучения к объекту, м;

8 (48) – постоянный коэффициент для расчетов за 1 рабочий день (за рабочую неделю).

Учитывая тот факт, что эта формула отражает соотношение между активностью источника, расстоянием и временем облучения в условиях применения источников ионизирующего излучения, ее можно использовать для расчета основных параметров защиты.

Для расчета допустимой активности источника излучения формула в результате преобразований приобретает вид (3):



или ; (3)

Пример: оператор в течение рабочей недели, которая составляет 36 час, работает с источником -излучения, который расположен на расстоянии 150 см от его рабочего места. Укажите, с какой допустимой активностью источника излучения он может работать без защитного экрана.

мг-экв. радия

Для расчета допустимого времени работы с источником ионизирующего излучения формула приобретает такой вид (4):


или ; (4)

Пример: В лаборатории радиоизотопной диагностики технологический процесс предусматривает использование источника -излучения, которые имеет активность 4 мг-экв радия и размещен на расстоянии 0,5 м от оператора. Рассчитайте допустимое время работы по радиоактивным изотопам за рабочий день.

часа за 1 рабочий день

Для расчета допустимого расстояния от объекта к источнику излучения формула имеет такой вид (5):



или ; (5)
Пример: Медицинская сестра радиологического отделения на протяжении 36 часов в неделю работает с источником -излучения, активность которого составляет 6 мг-экв радия. Определите допустимое безопасное расстояние, на котором может находиться сестра в течение указанного времени.



Защита с помощью экранирования основана на способности некоторых материалов поглощать радиоактивное излучение.

В условиях внешнего облучения -частичками в экранировании нет надобности, так как -частички имеют небольшую длину пробег, а в воздухе и хорошо задерживаются любыми материалами, например, листком бумаги.

Для защиты от β-излучения следует, прежде всего, применить легкие материалы, например: алюминий, стекло, пластмасса и т.д. В данном случае, пласт алюминия толщиной 0,5 см полностью задерживает β-частицы.

Интенсивность поглощения -излучения прямо пропорциональна удельному весу материалов и их толщине и обратно пропорциональна энергии излучения. Для защиты от -излучения следует применять экраны из тяжелых металлов: свинца, чугуна, железа, бетона и т.д. Кроме того, возможным является использование почвы или воды.

Толщину защитного экрана, уменьшающего мощность -излучения до предельно допустимых уровней, можно рассчитать двумя способами:

1) по таблицам (с учетом энергии и необходимой кратности ослабления дозы излучения);

2) по числу пластов половинного ослабления (без учета энергии излучения).
Расчет толщины защитного экрана по таблицам

Определение толщины защитного экрана по кратности ослабления дозы излучения предусматривает расчет кратности ослабления в результате сопоставления фактической мощности источника излучения с максимально допустимой и нахождение толщины экрана с помощью специальных таблиц — искомая величина расположена на пересечении значений энергии излучения и кратности ослабления.

При несовпадении данных кратности ослабления и энергии излучения с указанными в таблице результатами, толщину экрана находят при помощи интерполяции или используют большее число, обеспечивая тем самым более надежную защиту. Величина коэффициента ослабления (кратность ослабления) определяется по формуле (6):

; (6)

где:


К — кратность ослабления;

Р — полученная доза;

Ро — предельно допустимая доза.
С целью создания безопасных условий при постоянной работе используют лимиты предельно допустимых доз облучения, рассчитанные на основании предельно допустимой годовой дозы.

Пример: лаборант, который фасует радиоактивное золото 198 Au, энергия излучения которого составляет 0,5 МэВ, без защиты за час облучения получает дозу облучения 5 мбер. Укажите, какой толщины должен быть экран из свинца, который предполагается применить для создания безопасных условий труда лаборанта:

В нашем случае:


раз

В приложении 2 на пересечении линий, которые отвечают кратности ослабления 5 и энергии излучения 0,5 МэВ, находим, что необходимая толщина свинцового экрана должна быть 11 мм.


Расчет толщины защитного экрана по числу шаров половинного ослабления

Расчет толщины защитного экрана по числу шаров половинного послабления не учитывает энергии излучения. Шаром половинного ослабления называют толщину материала, который ослабляет мощность -излучения в 2 раза. Пласт половинного ослабления для свинца составляет 1,8 см, для железа — 2,4 см, для бетона — 10 см. Таким образом, 1 шар ослабляет энергию излучения в 2 раза, 2 пласта — в 4 раза, 3 пласта — в 8 раз и т.д. (приложение 6).

Определение толщины защитного экрана с использованием этого метода предусматривает расчет количества шаров половинного ослабления, которое необходимо для уменьшения энергии излучения в соответствующее количество раз.



Пример: Необходимо ослабить интенсивность -излучение 60Со с энергией 1,5 МэВ в 1000 раз с использованием экрана из железа.

В приложении 6 находим, что для ослабления в 1000 раз необходимо использовать 10 шаров половинного ослабления. Толщина 1 шара половинного ослабления из железа составляет 2,4 см. Итак, общая толщина экрана из железа равна 2,4 х 10 = 24 см.



Радиационный контроль — это контроль по обеспечению радиационной безопасности, выполнением требований санитарных норм по работе с радионуклидами, а также получение информации об облучении медицинского персонала и населения.

Различают 4 вида радиационного контроля:



  • дозиметрический;

  • радиометрический;

  • индивидуально-дозиметрический;

  • спектрометрический.

Соответственно классификации основных видов радиационного контроля, всю аппаратуру для радиационного контроля по назначению делят на следующие группы:

  • дозиметрические приборы — предназначены для измерения мощности дозы (уровня радиации), которую иногда называют фоном. Кроме того, к этой группе относятся такие приборы, как индикаторы-сигнализаторы, т.е. простейшие приборы для установления наличия ионизирующего излучения или сигнализации о превышении заданного порога радиации;

  • радиометрические приборы, с помощью которых определяют уровень радиоактивного загрязнения разных предметов;

  • индивидуально-дозиметрическое портативное оборудование, прежде всего, миниатюрные переносные приборы, предназначенные для проведения индивидуального контроля и определения дозы облучения за определенный промежуток времени;

  • спектрометрические установки, которые предоставляют возможность установить спектральные характеристики радионуклидов и определить их содержание в любом радиоактивно загрязненном объекте.


Краткая характеристика радиометрических и дозиметрических приборов
1. Радиометр–рентгенометр ДП–5А радиометр-рентгенометр предназначен для измерения уровня радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей и мощности экспозиционной дозы γ-излучения (Р/час, мР/час) и состоящий из поискового зонда с переключателем для измерения интенсивности β- и γ-излучения, устройства для регистрации излучения, блока питания и телефона.

2. Комплект индивидуального дозиметрического контроля ДП–21–Б, предназначен для определения индивидуальной суммарной дозы γ-облучения и состоящий из малогабаритной ионизационной камеры (в виде авторучки) и зарядно-измерительного устройства (пульта).

3. Дозиметр индивидуального фотоконтроля универсальный ИФКУпредназначен для измерения эквивалентных доз ионизирующего излучения в диапазоне 0,05—2 бэр, а также плотности потока тепловых нейтронов и представляющий собой полиэтиленовую кассету со светонепроницаемым корпусом, с внутренней стороны которого запрессованы фильтры. Внутри прибора находится фотопленка, разделенная на 4 поля: первое поле — для измерения дозы β- и фонового γ-излучения, второе — для измерения дозы фонового γ-излучения, третье — для измерения дозы γ-излучения, четвертое — для измерения дозы тепловых нейтронов и γ-излучений.

4. Химический дозиметр индивидуального дозиметрического контроля ДП–70, предназначенный для измерения экспозиционных доз жесткого β- и γ-излучения в диапазоне 50—800 Р. Под воздействием ионизирующего излучения прозрачная жидкость в ампуле изменяет окраску пропорционально полученной дозе.

5. Дозиметр прямопоказывающий ДК–0,2, выполненный в виде авторучки с оптическим окуляром и позволяющий проводить непосредственные подсчеты экспозиционной дозы γ-излучения в диапазоне 0—200 мР.

6. Дозиметр ДРГЗ–04 — широко диапазонный цифровой дозиметр мощности экспозиционной дозы волнового излучения; предназначен для измерения мощности экспозиционной дозы на рабочих местах и в смежных помещениях, на территории предприятий и учреждений, использующих радиоактивные вещества и другие источники ионизирующих излучений. Кроме того, прибор можно использовать для контроля за эффективностью биологической защиты радиоактивных установок, а также в ходе ликвидации последствий аварийных ситуаций для оперативного группового контроля мощности экспозиционной дозы.

7. Прибор сцинтилляционный геологоразведочный СРГ–68–01, предназначенный для поиска радиоактивных руд, радиометрической съемки местности и радиометрических исследований карьеров и горных выработок. Прибор измеряет поток и мощность экспозиционной дозы γ- излучения на основании превращения физической информации (сцинтилляционный детектор) в электронные сигналы с последующим измерением их параметров.

8. Дозиметр–радиометр бытовой АНРИ–01–02 “Сосна”, предназначен для индивидуального использования с целью проведения контроля радиационной обстановки в рабочих помещениях. Прибор позволяет измерить мощность экспозиционной дозы γ-излучения на загрязненных поверхностях и объемную активность радионуклидов в веществе.

9. Прибор СРП-68-01 - сцинтилляционный радиометр переносной — имеет двойное назначение:

а) для измерения степени загрязнения радионуклидами рабочих поверхностей в имп/сек, для чего переключатель (слева сверху) переводится на шкалу С-1;

б) для измерения мощности дозы в воздухе в мкР/ч, для чего этот переключатель переводят на шкалу мкR/h.

10. Прибор КДТ-02 - термолюминесцентный дозиметр — его модификации и аналоги предназначены для измерения поглощенной в воздухе дозы рентгеновского и γ-излучения с энергией свыше 10 кэВ. Диапазон измеряемых величин от 0,05 до 1 000 рентген.

11. Прибор ИФК-2,3 – индивидуальный фото дозиметр предназначен для измерения индивидуальных доз облучения при работе с источниками ионизирующего излучения в диапазоне энергии 0,1-0,3 МэВ.

12. Прибор СЗБ-03 (0,4) - сигнализатор загрязнения поверхности, используется в практике дозиметрического и технологического контроля, как сигнализатор загрязнения поверхностей -излучаемыми радионуклидами.

13. Прибор УИМ 2-2 – универсальный импульсивный измеритель радиоактивного загрязнения, предназначен для измерения средней скорости счета импульсов и сигнализации о превышении установленных пороговых значений скорости счета импульсов. Измеритель применяется в лабораториях дозиметрического, радиометрического и технологического контроля объектов, где используются источники ионизирующей радиации.

14. Прибор ДП-100 – радиометр, позволяет определить радиоактивность объектов окружающей среды

15. Прибор РУГ-90 “АДАН” – радиометр универсальный для -излучения, позволяет определить радиоактивность образцов продуктов и воды в толстом слое.
Инструкция

по работе с прибором радиометром-дозиметром АНРИ–01–02 “Сосна”
Определение мощности экспозиционной дозы γ-излучения:

В ходе исследований используют четыре режима работы прибора. Три режима для проведения точных измерений и четвертый режим "Поиск" — для экспресс-оценки радиационной обстановки по частоте последовательных звуковых сигналов.

Порядок подготовки к работе и включение прибора:


  • Переключатель режима работы (левый рычажок) перевести в положение "МД" (крайнее левое положение).

  • Переключателем питания (правый рычажок) включить прибор.

  • Кратковременно нажать кнопку "Пуск" — на цифровом табло должны появиться точки и начаться подсчет импульсов.

  • Через 20 секунд измерение автоматически прекращается, что сопровождается звуковым сигналом.

  • На цифровом табло фиксируется величина экспозиционной дозы γ-излучения в мР/час.

  • Показатели на цифровом табло сохраняются до повторного нажатия на кнопку "Пуск". Для выполнения последующих 3—4 измерений достаточно кратковременно нажать на кнопку "Пуск".

  • После выполнения задания малый рычажок (переключатель режима работы) перевести в среднее положение, а правый рычажок (переключатель питания) в крайнее правое положение.

Измерение плотности потока β-излучения:

  • Подготовить прибор к работе согласно выше представленной инструкции. Проверить, закрыта ли задняя крышка прибора, и при необходимости плотно закрыть ее.

  • Перевести переключатель режима работы в положение "МД" и включить прибор.

  • Поднести прибор плоскостью задней крышки к исследуемой поверхности на расстояние 0,5 см и кратковременно нажать кнопку "Пуск". Выполнить измерения и записать показания прибора (Nγ).

  • Открыть заднюю крышку прибора.

  • Выполнить измерения с открытой задней крышкой и записать показания прибора (Nγ + β).

  • Закрыть заднюю крышку и выключить прибор.

Величина плотности потока β-излучений вычисляется по формуле.

q = Ks (Nγ + β — Nγ ),

где q —плотность потока β-излучения (част/см2 мин);



— показания прибора с закрытой задней крышкой;

Nγ + β — показания прибора с открытой задней крышкой;

Ks — коэффициент счета прибора (част/см2 мин. · импульс).

Примечание:

Коэффициент счета прибора “Анри–01–02–Сосна” составляет 0,5 част/см2 мин · импульс.


Инструкция

по работе с прибором радиометром–рентгенометром ДП–5А
Сначала проводят подготовку прибора к работе. Для этого переключатель диапазонов переводят из положения "Выкл." в положение "Реж.", ручкой "Режим" устанавливают стрелку гальванометра на черный треугольник и прогревают прибор в течении 2—3 минут. При использовании прибора ДП—5Б стрелка должна самостоятельно установиться в пределах черного сектора.

Для изучения естественного фона прибора зонд с датчиком устанавливают в положение для измерения γ-излучения, а переключатель диапазонов переводят в положение “01” или какое-либо другое, если стрелка отклоняется до конца шкалы. Через 1 — 2 минуты регистрируют показания шкалы, умножая их величины на значение конкретного диапазона.

Для измерения уровня загрязнения продовольствия и воды радиоактивными веществами датчик размещают на расстоянии 1 см от исследуемой пробы. Перемещая его вдоль поверхности, находят наибольшее загрязнение и через 1-2 минуты регистрируют результаты измерения, умножая их величину на значение диапазона и отнимая величину естественного фона прибора.

После исследования прибор переводят в исходное положение.


Инструкция

по измерению мощности поглощенных в воздухе

доз рентгеновского и -излучения сцинтилляционным

радиометром переносным - СРП-68-01
Прибор (батарейный, или от сети питания) готовится к работе согласно инструкции. Прибор имеет двойное назначение: а) для измерения степени загрязнения радионуклидами рабочих поверхностей в имп/сек, для чего переключатель (слева сверху) переводится на шкалу С-1; б) для измерения мощности дозы в воздухе в мкР/ч, для чего этот переключатель переводят на шкалу мкR/h.

Затем переключатель режима работы прибора устанавливают на постоянную времени измерения, составляющую 2,5 сек. или 5 сек., а переключатель диапазонов   в положение, при котором показание стрелочного прибора составляло бы не менее 30 % всей шкалы. Детектор излучения размещают на рабочем месте таким образом, чтобы условия его облучения отвечали условиям облучения персонала, а также человека, находящегося за защитными экранами или за стенами в сопредельных помещениях.

Показания, учитывая диапазон, снимают с верхней (0-100) или нижней (0-30) шкалы прибора. При этом делают 5-10 измерений на протяжении минуты и рассчитывают среднее арифметическое.

Результаты измерения мощности дозы в воздухе оценивают согласно нормативным документам:

а) для рентгенологических объектов: на рабочем месте (персонал категории А)   до 1,7 мР/час; за стенами в сопредельных помещениях (персонал категории Б)   до 0,12 мР/час; для категории В (палаты, за пределами корпуса)   до 0,03 мР/час.

Примечание: для существующих рентгенологических объектов старой постройки эти величины больше в 2 раза.

б) для объектов с гамма-излучениями: в помещениях постоянного пребывания персонала категории А   до 1,4 мР/час; пребывание половины рабочего времени   до 2,9 мР/час. Для персонала категории Б (в сопредельных помещениях, на территории санитарно-защитных зон)   до 0,12 мР/час; для категории В   до 0,03 мР/час.


Инструкция

по измерению индивидуальных доз внешнего облучения

с помощью фотодозиметра ИФК-2,3
Прибор предназначен для измерения индивидуальных доз облучения при работе с источниками ионизирующего излучения в диапазоне энергии 0,1-0,3 МэВ. Он состоит из измерительного блока в виде настольного прибора и комплекта полиэтиленовых кассет, которые фиксируются на одежде персонала (с помощью булавки, прищепки и т.п.).

Детектором излучения в дозиметрах типа ИФК является фотопленка, которой заряжаются кассеты.

На передней панели измерительного блока находятся: прямопоказывающий стрелочный прибор, шкала которого проградуирована в рентгенах, тумблеры включения питания и переключения диапазона измерения, сигнальная лампочка, окно с механизмом удержания крышки кассеты и два переключателя для регуляции режима работы.

Кассета состоит из двух частей   собственно кассеты и ее крышки, которая одновременно является и фиксатором пленки.

Для зарядки кассет используется рентгеновская пленка отечественного производства типа РМ-5-1, РМ-5-4, а также импортная пленка типа “АГФА” в виде полосок размером 2 × 6 см.

Измерение индивидуальных доз облучения состоит из пяти этапов:

1. Зарядки кассет рентгеновской пленкой.

2. Экспозиции пленки в процессе производственной деятельности персонала.

3. Обработки пленки (проявления, фиксации, промывки, сушки).

4. Измерение дозы. Для измерения дозы крышку кассеты с фиксированной в ней пленкой вставляют в гнездо измерительного блока. Стрелка прямопоказывающего прибора отклонится вправо и покажет величину дозы в рентгенах.

5. Перерасчет показания прибора в единицы эффективной дозы   зиверт. Для этого дозу в рентгенах умножают на коэффициент 0,93 (для биологической ткани), а потом на радиационный взвешивающий фактор,
Инструкция

по определению радиоактивности образцов продуктов и воды в толстом слое

на радиометре универсальном для -излучения РУГ-90 “АДАН”
1. Включают вилку шнура прибора в розетку электросети. Нажимают кнопку “сеть” (слева под цифровым табло), прогревают прибор 30 мин., после чего услышите звуковой сигнал, а на табло засветятся нули.

ИЗМЕРЕНИЕ ФОНА

2. Помещают пустую кювету для пробы в гнездо свинцового экрана (если продукт, который будет измеряться, – сухой, легкий) или с налитой в нее дистиллированной водой (если продукт плотен, тяжелый).

3. Нажимают кнопку “фон” (звучит звуковой сигнал), а затем кнопку “2 мин.” или “20 мин”. На табло индуктируется обратный счет времени измерения. В конце измерения нажимается по очереди кнопка К40, Сs137 – на табло высветится значение фона для того или другого радионуклида (значение фона автоматически фиксируется в памяти -радиометра).

4. Заполняют кювету продуктом, который подлежит анализу, помещают ее в свинцовый экран, закрывают крышкой.

5. Нажимают кнопку “проба”, а затем кнопку “2 мин” или “20 мин”.

6. После конца измерения нажимают поочередно кнопку Сs137, К40 и снимают значение объемной активности в кБк/л.

7. Результат измерения 0,5 или 0,25 л пробы отвечает объёмной активности в кБк/л, что при плотности продукта, близкой к единице, отвечает удельной активности у кБк/кг продукта.

Если удельный вес образца отличается от единицы, образец нужно взвесить и сделать перерасчет. Например, объем образца 500 мл, его вес 400 г. Удельный вес образца = 400 : 500 = 0,8 кг/л. Полученная объёмная активность 1,6 кБк/л.

Отсюда удельная активность = объемная активность (кБк/л) / удельный вес = 1,6 / 0,8 = 2,0 кБк/кг.

Если объем пробы меньше, чем 0,5 или 0,25, то результат измерения следуют умножить на коэффициент:


  • для 400 мл – на 1,2

  • для 300 мл – на 1,6

  • для 200 мл – на 2,9.

Радиоактивное загрязнение измеренного образца оценивают согласно допустимых уровней.
Приложение 1

В соответствии с Постановлением главного Государственного санитарного врача Украины № 62 от 01.12.97 г. с 01.01.98 г. введены в действие новые Государственные гигиенические нормативы “Нормы радиационной безопасности Украины (НРБУ-97)”.

Установлены следующие нормативы:

1 — лимит эффективной дозы за год для категории А (лица, которые постоянно или временно работают непосредственно с источниками ионизирующих излучений) — 20 мЗв/год (2 бер);

2 — лимит эффективной дозы для категории Б (лица, которые непосредственно не заняты работой с источниками ионизирующих излучений, но могут получить дополнительное облучение) — 2 мЗв/год (0,2 бер);

3 — лимит эффективной дозы для категории В ( все население) — 1 мЗв/год (0,1 бер);

4 — годовая эффективная доза, которую человек может получить во время проведения профилактического рентгенологического обследования не должна превышать 1 мЗв;

5 — удельная активность радионуклидов естественного происхождения для строительных материалов и минеральных веществ должна составлять не более 370 Бк/кг (I класс);

от 370 до 740 Бк/кг (II класс);

от 720 до 1350 Бк/кг (III класс);

6 — мощность поглощенной в воздухе дозы должна составлять:

6.1 — для объектов, которые проектируются, строятся либо реконструируются для эксплуатации с постоянным пребыванием людей (жилищные, детские, санаторно-курортные и лечебно—оздоровительные учреждения) — 30 мкР/час;

6.2 — для объектов, которые предполагается эксплуатировать для постоянного пребывания людей — 50 мкР/час;

6.3 — для детских учреждений, санаторно-курортных и лечебно—оздоровительных учреждений, независимо от того, строятся ли они (реконструируются) или эксплуатируются — 30 мкР/час;



7 — удельная активность естественных радионуклидов в минеральных удобрениях — 1,9 кБк/кг;

8 — активность естественных радионуклидов (радий, торий, калий) в глиняной, фарфорофаянсовой и стеклянной посуде бытового назначения — не более 370 Бк/кг;

9 — удельная активность естественных радионуклидов в минеральных красителях — 1400 Бк/кг.

Определение доз в соответствии с пунктами 1, 2, 3, 4 может быть проведено с использованием индивидуальной дозиметрии или расчетными методами, относительно пункта 6 — дозиметрическими приборами (типа ДРГ), для всех других пунктов — при помощи спектрального оборудования.



Приложение 2

Толщина защиты из свинца (в мм) в зависимости от кратности ослабления и энергии


Кратность

ослабления


1   ...   35   36   37   38   39   40   41   42   ...   56


©dereksiz.org 2016
әкімшілігінің қараңыз

    Басты бет