84.Радиоактивные изотопы и ионизирующие излучения на службе человека.

На производстве могут выполняться работы с закрытыми источниками излучений и открытыми радиоактивными веществами.

Закрытые источники герметичные; чаще всего это стальные ампулы, содержащие радиоактивное вещество. Как правило, в них используются γ- и реже β-излучатели. К закрытым источникам относятся и рентгеновские аппараты, ускорители. Установки с такими источниками применяют для контроля качества сварных швов, определения износа деталей, обеззараживания кож и шерсти, обработки семян с целью уничтожения насекомых-вредителей, в медицине и ветеринарии. Работа на этих установках чревата опасностью только внешнего облучения.

Работы с радиоактивными веществами в открытом виде встречаются при диагностике и лечении в медицине и ветеринарии, при нанесении радиоактивных веществ в составе светящихся красок на циферблаты, в заводских лабораториях и т. п. Для работ этой категории опасно как внешнее, так и внутреннее облучение, поскольку радиоактивные вещества могут поступать в воздух рабочей зоны в виде паров, газов и аэрозолей.

Область применения ионизирующих излучений очень широка:

- в промышленности – это гигантские реакторы для атомных электростанций,

для опреснения морской и засолённой воды, для получения трансурановых

элементов; также их используют в активационном анализе для быстрого

определения примесей в сплавах, металла в руде, качества угля и т.п.;

для автоматизации различных процессов, как то: измерение уровня

жидкости, плотности и влажности среды, толщины слоя;

- на транспорте – это мощные реакторы для надводных и подводных

кораблей;

- в сельском хозяйстве – это установки для массового облучения овощей с

целью предохранения их от плесени, мяса – от порчи; выведение новых

сортов путём генетических мутаций;

- в геологии – это нейтронный каротаж для поисков нефти, активационный

анализ для поисков и сортировки металлических руд, для определения

массовой доли примесей в естественных алмазах;

- в медицине – это изучение производственных отравлений методом меченых

атомов, диагностика заболевания при помощи активационного анализа,

метода меченых атомов и радиографии, лечение опухолей ?-лучами и ?-

частицами, стерилизация фармацевтических препаратов, одежды,

медицинских инструментов и оборудования ?-излучением и т.д.

Применение ионизирующих излучений имеет место даже в таких сферах

деятельности человека, где это, на первый взгляд, кажется совершенно

неожиданным. Например, в археологии. Кроме того, ионизирующие излучения

используются в криминалистике (восстановление фотографий и обработка

материалов).

85. Искусственный Радиационный фон — глобальное загрязнение окружающей среды образующимися при расщеплении ядер урана и плутония искусственными радионуклидами; возник после начала испытали ядерного оружия, а также частично за счет сброса атомными электростанциями благородных газов, углерода и трития. Искусственный Р. ф. в масштабах земного шара в среднем оставляет 1—3% естественного радиационного фона.

Естественный радиационный фон обусловлен рассеянной радиоактивностью земной коры, проникающим космическим излучением, потреблением с пищей биогенных радионуклидов и составлял в недавнем прошлом 8—9 микрорентген в час (мкР/ч), что соответствует среднегодовой эффективной эквивалентной дозе (ЭЭД = НD) для жителя Земли в 2 миллизиверта (мЗв). Рассеянная радиоактивность обусловлена наличием в среде следовых количеств природных радиоизотопов с периодом полураспада (T1/2) более 105 лет (в основном урана и тория), а также 40К, 14С, 226Ra и 222Rn. Газ радон в среднем дает от 30 до 50% естественного фона облучения наземной биоты. Из-за неравномерности распределения источников излучения в земной коре существуют некоторые региональные различия фона и его локальные аномалии.

Указанный уровень фона был характерен для доиндустриальной эпохи и в настоящее время несколько повышен техногенными источниками радиоактивности — в среднем до 11— 12 мкР/ч при среднегодовой ЭЭД в 2,5 мЗв. Эту прибавку обусловили:

а) технические источники проникающей радиации (медицинская диагностическая и терапевтическая рентгеновская аппаратура, радиационная дефектоскопия, источники сигнальной индикации и т.п.);

б) извлекаемые из недр минералы, топливо и вода;

в) ядерные реакции в энергетике и ядерно-топливном цикле;

г) испытания и применение ядерного оружия. Деятельность человека в несколько раз увеличила число присутствующих в среде радионуклидов и на несколько порядков — их массу на поверхности планеты.

Источниками радиоактивного загрязнения объектов окружающей среды естественными радиоактивными элементами могут быть природные образования (месторождения радиоактивных и некоторых других полезных ископаемых, горные породы, содержащие естественные радиоактивные элементы в повышенных количествах, природные воды, в т.ч. в нефтедобывающих районах Западной Сибири, с высокими содержаниями урана и продуктов его распада - радона, радия), а так же промышленные предприятия, ведущие добычу и глубокую переработку урановых и некоторых других типов руд; ГРЭС и ТЭЦ, работающие на некоторых типах углей, горючих сланцев, торфов.

Использование природных материалов (щебень гранита, квасцы, фосфориты и т.д.), содержащих высокие концентрации естественных радионуклидов, в качестве строительных материалов, наполнителей бетонов, фосфогипсов, шлаков и т.д. также приведет к увеличению мощности экспозиционной дозы гамма-излучения внутри сооружений, а также будет основной причиной накопления радона в помещениях.

Использование торийсодержащего монацитового песка на станции Костоусово (Екатеринбургская область) для строительства жилых зданий (фундамент, штукатурка, кирпичная кладка, отсылка чердаков и т.д.) привело к радиационному загрязнению зданий, в которых мощность дозы гамма - излучения достигала 150 мкР/ч

При использовании минеральных удобрений может возникнуть радиационно-опасный фактор в виде внешнего гамма- и бета- излучения и пылевого аэрозоля. Это касается тех случаев, когда ведутся работы с хлористым калием, в котором, в силу естественных причин, находится радиоактивный изотоп калий-40, на долю которого приходится <около 0,012% от всего количества калия. Присутствие калия на складах в больших массах (1 м3 и более) создает мощность экспозиционной дозы гамма-излучения - 60 - 80 мкР/ч.

Естественные радиоактивные элементы, например, высокоактивный продукт распада урана - радий, широко использовались и используются для решения ряда народнохозяйственных задач в виде люминесцирующих красок (соли радия) для циферблатов приборов, для добавок с целью получения красивых окрасок стекол (Богемский хрусталь и т.д.), а также - эталонов для калибровки радиометрической и дозиметрической аппаратуры (1 мг На с фильтром из платины толщиной 0, 5 мм на расстоянии 1 см создает мощность экспозиционной дозы, равную 8, 4 Рентгена/ч).

Одной из трудно решаемых проблем атомного флота являются жидкие радиоактивные отходы – отработанная вода, используемая для охлаждения реакторов. Ее просто сливают в моря Северного Ледовитого океана, а также в Охотское и Японское моря. Опасными в радиационном отношении являются все базы подводных лодок, места переоборудования и ликвидации боевых ракет атомных подводных лодок.

Срок эксплуатации подводных лодок составляет 20-30 лет, после чего они должны быть утилизированы, а ядерные реакторы и детали с наведенной радиоактивностью захоронены по действующим правилам и инструкциям, что нередко не соблюдается по причине недостатка денежных средств или по халатности. В результате во всех морях Северного Ледовитого океана имеются затопленные реакторы подводных лодок даже с невыгруженным ядерным топливом

НАКОПЛЕНИЕ (РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ) – повышение концентрации радиоактивных веществ в организмах. Все организмы в процессе жизнедеятельности потребляют и накапливают различные вещества. Радиоактивные вещества, попадая в организм человека, ведут себя так же как и их нерадиоактивные аналоги (изотопы). Радиоактивные изотопы попадают в организм человека из воздуха, воды и пищи. Далее их опасное воздействие зависит от скорости вывода организмом: одни из них задерживаются и накапливаются в отдельных органах, другие сравнительно быстро выводятся. Накапливающиеся радиоактивные изотопы и обеспечивают дозу облучения (см.). Особенно опасны радиоактивные вещества, которые получены искусственным путем, а в природе отсутствуют. Таким опасным радиоактивным веществом, например, является плутоний (см.). Обычно организмы быстро выводят встречающиеся в природе радиоактивные вещества или накапливают их в малых количествах. В то же время они часто накапливают искусственные вещества, например, радиоактивный йод. У человека радиоактивный йод накапливается в щитовидной железе

86.Радиоактивные загрязнения окружающей среды

Важнейшей особенностью является то, что в процессах производства энергии на АЭС и переработки отработанного топлива образуется большое количество опасных искусственных радионуклидов. Основная часть радиоактивных отходов имеет высокую удельную активность. Некоторые из радионуклидов имеют значительные (от сотен до миллионов и более лет) периоды полураспада. Это предопределяет необхо-димость надежной изоляции высокоактивных отходов от биосферы.

Наиболее значимый вклад в загрязнение биосферы дают долгоживущие радио-нуклиды 14С, 85Кr, 3Т, 129I. Это обусловлено высокой миграционной способностью, приводящей к их рассеиванию на большие расстояния за время, меньше периодов полураспада. Из всего количества четырех радионуклидов, поступающих в биосферу с отходами ЯТЦ до 70-80% 14С прихо­дится на стадию переработки облученного топлива на радиохимическом заводе, остальная часть – на АЭС. 99% 85Кr, 3Т, 129I выбрасывается при переработке топлива и около 1% – с АЭС

Радиоактивное заражение происходит при:

ядерном взрыве в результате выпадения радиоактивных веществ из облака ядерного взрыва и наведённой радиации, обусловленной образованием радиоактивных изотопов в окружающей среде под воздействием мгновенного нейтронного и гамма-излучений ядерного взрыва; поражает людей и животных главным образом в результате внешнего гамма- и (в меньшей степени) бета-облучения, а также в результате внутреннего облучения (в основном альфа-активными нуклидами) при попадании радиоизотопов в организм с воздухом, водой и пищей.

Техногенных авариях (утечках из ядерных реакторов, утечках при перевозке и хранении радиоактивных отходов, случайных утерях промышленных и медицинских радиоисточников и т. д.) в результате рассеяния радиоактивных веществ; характер заражения местности зависит от типа аварии.

Главную радиационную опасность представляют запасы ядерного оружия и топлива и радиоактивные осадки, которые образовались в результате ядерных взрывов или аварий и утечек в ядерно-топливном цикле — от добычи и обогащения урановой руды до захоронения отходов. В мире накоплены десятки тысяч тонн расщепляющихся материалов, обладающих колоссальной суммарной активностью.

87. Делящийся материал как источник загрязнения окружающей среды. «Мирные» ядерные взрывы.

При ядерных взрывах осуществляется реакция деления ядер тяжелых элементов (235У, 39Ри, 233й, 238У), возникающая в результате действия на них нейтронов. В принципе реакция деления может быть вызвана при бомбардировке тяжелых элементов и другими элементарными частицами (а, p, d), но наибольший практический интерес представляет реакция деления ядра под действием нейтронов.

Механизм этой реакции можно схематически представить следующим образом: нейтрон попадает в ядро расщепляющегося элемента, например, изотопа 235U, и приводит к образованию сильно возбужденного ядра — 236U. Нуклоны в результате нарушения ядерного сцепления под действием сил отталкивания расходятся к противоположным полюсам, ядро деформируется, принимает удлиненную форму. В центральной части ядра образуется перетяжка, ядерные силы уже не могут противостоять действию сил отталкивания между протонами, и ядро расщепляется на два или три асимметричных ядра — осколка. Весь этот процесс происходит мгновенно. Во время каждого акта деления освобождается энергия порядка 200 МэВ и вылетают 2—3 свободных нейтрона. Если нейтроны на своем пути встретят другие тяжелые ядра, способные к делению, то возникает цепной процесс деления.

При достаточном количестве делящегося материала возникает мгновенная неуправляемая цепная реакция взрывного характера.

Процесс деления может быть самоподдерживающимся, регулируемым, с непрерывным выделением определенного количества энергии. Это осуществлено в ядерных реакторах, в которых плотность нейтронного потока регулируется особыми стержнями — поглотителями нейтронов.

При ядерных взрывах образуется около 250 изотопов 35 элементов (из них 225 радиоактивных) как непосредственных осколков деления ядер тяжелых элементов (235U, 239Рu, 233U, 238U), так и продуктов их распада. Количество радиоактивных продуктов деления (РПД) возрастает соответственно мощности ядерного заряда. Часть образовавшихся РПД распадается в ближайшие секунды и минуты после взрыва, другая часть имеет период полураспада порядка нескольких часов. Большинство образующихся радионуклидов является бета - и гамма - излучателями, остальные испускают или только β или α-частицы (144Мс1, 1475т).

Дополнительным источником радиоактивного загрязнения местности в районе взрыва служит наведенная радиоактивность, возникающая в результате воздействия потока нейтронов, образующихся при цепной реакции деления урана или плутония, на ядра атомов различных веществ окружающей среды (реакция активации). Захват нейтронов ядрами многих химических элементов приводит к появлению радиоизотопов (продуктов активации) в атмосферном воздухе, воде почве, в материалах сооружений и т. п. Большая часть их распадается с испусканием β-частиц и гамма-излучения со сравнительно малым периодом полураспада (за исключением 14С).

Суммарная активность остатков ядерного заряда и радионуклидов, образовавшихся в результате реакции активации, намного меньше общей активности радиоактивных продуктов деления. Последние являются основным источником радиоактивного загрязнения внешней среды.

При термоядерных взрывах в момент реакции синтеза (слияние ядер легких элементов — дейтерия и трития и образование более тяжелого ядра — гелия, происходящее при десятках миллионов градусов) возникает интенсивный поток нейтронов, вызывающий образование значительного количества продуктов активации (наведенной радиоактивности), в частности трития, берилия, углерода- 14.

«Мирные ядерные взрывы»

Огромная энергия, выделяющаяся при ядерных взрывах, с самого начала работ над ядерным оружием приводила к мысли о ее использовании в мирных целях. Каждый килограмм термоядерного топлива способен в составе термоядерного устройства выделить энергию, эквивалентную взрыву 30 тыс. т. взрывчатого вещества. Ядерный взрыв (ЯВ) такой мощности стоит около миллиона долларов. При дальнейшем увеличении мощности ядерного устройства в десятки и сотни раз его стоимость растет незначительно. Термоядерный взрыв сегодня — это самый мощный и в то же время самый дешевый источник энергии на Земле. В боевых термоядерных зарядах примерно половина энергии выделяется в реакциях деления ядер урана и плутония с образованием соответствующего количества радиоактивных осколков деления. Это и является главным препятствием для использования таких зарядов в промышленности. Если бы вся энергия взрыва получалась в реакциях синтеза, то радиоактивность в основном определялась бы несгоревшим тритием и активацией нейтронами различных материалов заряда и окружающей среды. Степенью чистоты такого заряда называют выраженное в процентах отношение энергии, полученной в реакциях синтеза, к полной энергии взрыва.

Если, например, полная энергия составляет 100 кг тротилового эквивалента (т.э.), количество сгоревшего делящегося вещества равно 100 г, чему соответствует энерговыделение примерно 1,6 кт т. э., то эта величина в зарядах для мирных взрывов составляет 98-99%. Остальная часть энергии приходится на реакцию деления урана или плутония.

Выделение огромной энергии ЯВ происходит чрезвычайно быстро и с такой интенсивностью, что менее чем за миллионную долю секунды (10~6 с) сам заряд и материал прилегающих к нему конструкций превращаются в горячую плотную плазму (с температурой до десятка миллионов градусов).

С помощью ЯВ в нашей стране интенсифицировали добычу нефти и газа, построили в толще соляных месторождений громадные сферические емкости для хранения нефти и газопродуктов, успешно производили геофизическую сейсморазведку.

Ниже приводятся другие возможные применения ЯВ которые обсуждались на некоторых международных симпозиумах.

1. Космическое применение.

Речь идет о потенциальной опасности, угрожающей Земле из космоса: о возможности столкновения нашей планеты с двумя типами объектов Солнечной системы: астероидами и кометами (если они попадают в атмосферу Земли, их называют метеоритами). Известно около 100 астероидов размерами больше километра. Считается, что их полное число на порядок больше. С помощью ЯВ можно изменить траекторию полета астероида.

Помимо вышеназванного применения существует нереализованный, но практически разрабатывавшийся в свое время проект использования ЯВ – ядерный взрыволет. Идея по его созданию была высказана А.Д. Сахаровым в 1962 году в Федеральном ядерном центре (Саров), которая состояла в использовании ЯВ для вывода в космос огромного полезного веса.

2. Уничтожение.

Другой областью, где целесообразность использования ЯВТ близка к безальтернативности, является проблема уничтожения накопленных запасов химического оружия. Каким образом Россия будет, согласно принятым на себя обязательствам по Конвенции о запрещении химического оружия и его уничтожении, ликвидировать свои химические боеприпасы общей массой около 400 тыс. т. (из них 40 тыс собственно ОВ), до сих пор не ясно даже концептуально.

3. Исследование различных свойств веществ при высоких давлениях (в ударных волнах ЯВ).

Изучение поведения веществ при больших давлениях при ударно-волновом сжатии имеет большое научное и практическое значение. Теоретическая обработка результатов таких исследований дает сведения об уравнении состояния веществ при высоких давлениях, что весьма важно для решения некоторых проблем геофизики, астрофизики и других разделов науки.

4. Взрывная ядерная энергетика.

На Земле имеются практически неограниченные запасы дейтерия. Он может быть использован в термоядерных реакциях синтеза с выделением огромной энергии. Сотрудниками РФЯЦ в г.Снежинск предлагается импульсно-периодический реактор, в котором с частотой около 1 раза в 5-10 секунд взрываются мини бомбы с дейтериевым термоядерным топливом.

5. Влияние радиоактивного излучения на здоровье.

Достоверные данные о нанесении, вследствие проведения взрыва, ущерба жизни и здоровью хотя бы одного человека отсутствуют, и ни у одного участника работ или жителя не была достоверно зафиксирована причинно-следственная связь между возрастным ухудшением здоровья и фактом проведения взрыва.

88. Гигиеническая характеристика основных долгоживущих искусстренных радионуклеидов глобальных выпадений.

Радионуклиды искусственного происхождения

Искусственные радионуклиды не свойственны биосфере, они появились лишь с середины XXв. в результате развития ядерных технологий военного и гражданского применения.

Радиоактивные вещества, образующиеся в результате ядерного взрыва, представлены в основном продуктами деления урана-238 и плутония-239, невыгоревшим ядерным топливом и материалами с наведенной активностью.

В зависимости от времени, прошедшего с момента взрыва до оседания частиц на земную поверхность, радиоактивные выпадения делятся на три вида.

1. Ближние, или локальные выпадения представлены относительно крупными (более 100 мкм) частицами, оседающими на землю преимущественно под действием силы тяжести. Локальные выпадения начинаются сразу после взрыва и продолжаются в течение последующих 1—2 суток, охватывая по мере переноса радиоактивного облака ветром все более обширную территорию. В результате локальных выпадений на земной поверхности образуется радиоактивный след шириной в несколько десятков и протяженностью в несколько сот километров. Крупные частицы, оседающие под действием силы тяжести, попадают непосредственно на земную поверхность, в т. ч. на растительность и животных, обусловливая их поверхностное загрязнение. Считается, что при наземных ядерных взрывах мегатонной мощности на ближние выпадения приходится до 80 %, а при атмосферных — около 10 %.

2. Промежуточные, или тропосферные выпадения представлены мелкими частицами (несколько микрометров и менее). Эти частицы формируются в тропосфере, ниже тропопаузы, на высоте 11—16 км.

Период полувыведения этих частиц из тропосферы составляет 20—30 суток. На тропосферные выпадения при наземных взрывах мегатонной мощности приходится 5%.

3. Глобальные, или стратосферные выпадения состоят из частиц от нескольких сотых до десятых долей микрометра, забрасываемых в стратосферу на высоту 10—30 км. Оттуда они переносятся в тропосферу струйными течениями и циклональными вихрями либо с воздушными массами через разрывы в тропопаузе.

В умеренных широтах глобальные выпадения с атмосферными осадками (влажные выпадения) составляют 60—70 % общей суммы радиоактивных выпадений, остальная их часть (30—40 %) представлена сухими выпадениями. Глобальные выпадения распределяются по всей поверхности земного шара.

Из глобальных выпадений в водный раствор переходит около 50 % общего количества радионуклидов, в водонерастворимой форме поступает до 95 % стронция-90 и до 70 % цезия-137, в растворимой форме — 30 % церия-144 и 40 % циркония-95. Из локальных и тропосферных выпадений от атмосферных взрывов, представленных частицами величиной до 20 мкм, в воде растворяется до 30 % (в основном это радионуклиды йода, цезия, стронция, бария).

Количество радиоактивных изотопов, образованных при ядерных взрывах, включающихся в пищевые цепочки, определяется не только тем, сколько их выпало из воздуха, но также структурой экосистемы и особенностями биогеохимических циклов. В целом в малопродуктивных местообитаниях значительная доля осадков включается в пищевые цепочки. В экосистемах с высокой продуктивностью интенсивность обмена веществ и большая сорбирующая емкость почвы или донных отложений обеспечивают такое разбавление осадков, что в растения они попадают в относительно небольшом количестве. Выпавшие радиоактивные осадки (особенно стронций-90 и цезий-137) доходят по пищевой цепочке до человека, но их содержание в тканях организма человека никогда не бывает таким высоким, как в тканях животных.

В результате работы реактора накапливаются продукты деления ядерного топлива, продукты нейтронной активации и остатки выгоревшего топлива. Продукты деления образуются преимущественно внутри тепловыделяющих элементов (твэлов) и там остаются, Выход за пределы оболочки твэлов ничтожно мал для всех радионуклидов, кроме трития (через оболочки из нержавеющей стали проникает около 80 % трития). В состав продуктов деления входят также благородные газы, летучие и нелетучие вещества. Все они являются бета- и гамма-излучателями и имею периоды полураспада от долей секунды да десятков лет. Среди продуктов нейтронной активации также присутствуют радионуклиды различного состава и продолжительности жизни. Отработанные твэлы выдерживают на территории АЭС в специальных бассейнах выдержки для распада короткоживущих радионуклидов, а затем отправляют на радиохимические заводы для переработки.

При нормальной работе АЭС поступление радионуклидов во внешнюю среду не значительно. Загрязнение окружающей среды в результате работы радиохимических заводов гораздо серьезнее. Значительный вклад в глобальное загрязнение биосферы предприятиями ядерного топливного цикла (ЯТЦ) вносят углерод-14, криптон-тритий и йод-129. Другие долгоживущие негазообразные радионуклиды (стронций-цезий-137, изотопы трансурановых элементов), поступающие в окружающую среду с выбросами предприятий ЯТЦ, рассеиваются на ограниченной территории, т. е. создают локальное загрязнение.

Помимо «плановых» выбросов, источником радиоактивного загрязнения окружающей среды являются аварии на ядерных реакторах. Основную опасность при этом представляют продукты деления и нейтронной активации, накопившиеся в активной зоне реактора. Условием их сохранения внутри твэлов является герметичность и достаточное охлаждение твэлов и кожуха. Перегрев топлива и оплавление активной зоны реактора могут произойти лишь в том случае, если количество тепловой энергии, выделяемой в процессе ядерной реакции, превысит величину, снимаемую теплоносителем. Тогда теплоноситель переходит в пар, который вместе с облаком газообразных продуктов деления может привести к избыточному давлению и взрыву. При разрушении защитного колпака продукты деления и нейтронной активации вместе с не разделившимся (невыгоревшим) топливом поступят во внешнюю среду и вызовут радиоактивное антропогенное загрязнение естественными радионуклидами (торий-232, уран-238, 1-235, продукты их распада, а также ка-40) может возникнуть при извлечении и переработке многих полезных ископаемых. В результате этих процессов в биосфере покоются локальные участки с концентрацией радионуклидов, существенно превышающей естественный радиоактивный фон. Такие участки относят к разряду малоактивных загрязнений. Однако участие в них долгоживущих естественных радионуклидов с очень большим периодом полураспада делает загрязнения подобного рода опасными, поскольку они могут существовать практически бесконечно. Подобная аномалия является постоянным источником высокоэнергетичных короткоживущих радионуклидов, среди которых особую опасность представляют газообразные изотопы радия. Все предприятия ядерного топливного цикла служат источниками поступления радионуклидов в окружающую среду, как в процессе производства, так и при их хранении и захоронении. Но основное количество радионуклидов поступает в атмосферу в процессе добычи и переработки урановой руды, разделения изотопов урана и производства ядерного топлива. Локальное (в некоторых случаях и глобальное) загрязнение биосферы тяжелыми естественными радионуклидами происходит главным образом на первом этапе — в процессе добычи и переработки урановой руды. И хотя здесь доля радиоактивного загрязнения окружающей среды не превышает 0,04 % загрязнения, которое дает полный ЯТЦ, именно добыча и переработка радиоактивного сырья оказывают общее загрязняющее воздействие на окружающую среду, учитывая высокую территориальную концентрацию производства. Основным источником естественных радионуклидов в биосфере является добыча, переработка и использование фосфатных удобрений. Осадочные фосфатные руды характеризуются высокой концентрацией урана-238 и радионуклидов его семейства со средней концентрацией 1500 Бк/кг и значительно более низкой концентрацией радионуклидов семейства тория-232. В зависимости от типа исходного сырья и технологических особенностей его переработки в удобрение могут переходить практически весь уран-238 и определенная часть радия-226, тория-228, тория-230, свинца-210 и полония-210. Концентрация этих радионуклидов во всех видах фосфорных удобрений независимо от разрабатываемых месторождений несколько выше, чем в пахотных почвах. При изготовлении удобрений концентрация радия-226 снижается почти во всех видах продукции, получаемой из фосфатного сырья, и, напротив, концентрация урана-238, тория-232 и тория-228 увеличиваются в двойном суперфосфате, аммофосе и диаммофосе, но не более чем в два раза. Концентрация калия-40 в калийных удобрениях примерно в десять раз превышает его концентрацию в почве. Содержание радионуклидов уранового ряда в фосфорсодержащих удобрениях различных стран мира варьируется в пределах 70—2400 Бк/кг, а концентрация радионуклидов ториевого ряда не превышает 70 Бк/кг. В некоторых странах (США, ФРГ, Тайвань, Россия) отмечается увеличение содержания естественных радионуклидов в пахотных почвах за счет длительного использования фосфорных удобрений.

Существует несколько путей воздействия на человека естественных радионуклидов, содержащихся в удобрениях, но основным из них является внутреннее облучение, обусловленное потреблением сельскохозяйственной продукции. И хотя по данным Научного комитета ООН по действию атомной радиации, относительный вклад в дополнительную дозу облучения живых организмов от применения удобрений очень мал и не превышает 0,01 % суммарного естественного радиоактивного фона, это не должно явиться причиной недооценки указанного фактора в связи с быстрорастущими темпами химизации сельского хозяйства.

Систематическое применение удобрений приводит к увеличению концентрации естественных радионуклидов и в водоемах (воде, донных отложениях, водных организмах). Это обусловлено выносом естественных радионуклидов с удобряемых водосборных территорий как в растворенном виде (с поверхностным и дренажным стоком), так и в нерастворенном виде в результате эрозии почвы.

Одной из причин повышения радиоактивного фона в некоторых районах является использование более радиоактивных по сравнению с почвой геологических пород в качестве строительного материала (напр. при повышенном содержании урана-238, то-рия-232 и калия-40 в таких традиционных строительных материалах, как строительный камень, песок, гравий и др. или материалах, произведенных с использованием промышленных отходов).

Техногенный источник увеличения естественного радиоактивного фона дает больший вклад в дозу облучения населения, чем использование удобрений или выбросы естественных радионуклидов с летучей золой ТЭС.

В последнюю четверть XX в. в десятки раз возросло потребление энергетического сырья (уголь, нефть, газ, торф), что сопровождается перемещением на земную поверхность большого количества некоторых химических элементов, в т. ч. радиологически значимых естественных радионуклидов. Около 70 % добываемого в мире угля сжигается на ТЭС и приблизительно 20 % — в коксовых печах. Концентрация естественных радионуклидов в природном угле, как правило, невысока и обычно ниже, чем в почве. При сжигании угля на ТЭС при температуре около 1700 °С углерод органических соединений окисляется до угарного и углекислого газа, а минеральные компоненты превращаются в стекловидные частицы золы. Часть тяжелой золы с неполностью сгоревшими органическими веществами оседает на дно, образуя т. н. подовую золу и шлак. Более мелкие частицы составляют летучую золу и с потоками газов попадают в атмосферу. Количество зольных выбросов в среднем составляет: на ТЭС США — 8 % общего количества золы, ФРГ — около 1 %, Италии — 5 %, Польши — 20 %, Индии — 10 %, России — 10%. Наиболее мелкая фракция выбросов — частицы золы субмикронного уровня. Именно такие частицы максимально обогащены микроэлементами, в т. ч. естественными радионуклидами. Изотопы тория и калия плавятся, перемешиваются с алюмосиликатными массами и входят в матрицы твердых частиц независимо от их размера. Изотопы урана вовлекаются в оба эти процесса. Та часть урана, которая входит в глинистые и другие минералы, плавится и остается в составе остеклованных частиц золы, Уран, связанный с органическим веществом, улетучивается, а затем конденсируется на частицах летучей золы в виде оксида. Радий-226 как продукт распада урана-238 ведет себя аналогично. Радий-228 как продул распада тория-232 в основном входит в матрицу летучей золы.

Выбросы летучей золы могут загрязни почву в радиусе нескольких десятков километров от ТЭС. Так, в пробах льда на расстоянии 150 км от промышленного центра за II лет наблюдалось 50-кратное увеличение концентрации радия-226. В верхнем слое почвы (0—5 см) оно было существенно выше, чем в нижнем (5—10 см). Вокруг современной ТЭС с хорошей системой газоочистки радиоактивное загрязнение почвы ничтожно мало.

Кроме того, естественные радионуклиды, поступают в окружающую среду при сжигании угля в результате отапливания частных домов, а также применения угольной золы в производстве цемента и бетона в качестве наполнителя для дорожных покрытий и удобрения в сельском хозяйстве. По данным НКДАР ООН, при отоплении частных домов сжигается лишь 10 % производимого в мире угля, однако за счет малой высоты дымовых труб и отсутствия систем золоулавливания вклад этого источника в суммарный выброс естественных радионуклидов в окружающую среду эквивалентен вкладу выбросов ТЭС.

Негативное воздействие предприятий угольного цикла на население по своим масштабам и многообразию может превосходить влияние ЯТЦ. Помимо постоянных выбросов в атмосферу продуктов сгорания угля, еще одним важным фактором является большой объем отходов, утилизация и хранение которых также может приводить к загрязнению окружающей среды.

С 1920-х гг. известно, что пластовые воды нефтяных и газовых залежей, особенно в зоне водоуглеводородного контакта, отличаются повышенным содержанием естественных радионуклидов. Радиоактивности таких вод обусловлена прежде всего высокой концентрацией радия-226, содержание которого в 100—1000 раз превышает естественный радиоактивный фон (они даже использовались для промышленного извлечения радия). Разлив радиоактивных вод вокруг скважин приводит к загрязнению почвы в районе промысла.

89. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА - отрасль энергетики, в к-рой источником получаемой полезной энергии (электрической, тепловой) является ядерная энергия, преобразуемая в полезную на атомных энергетич. установках: атомных электростанциях (АЭС), атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ) и атомных станциях теплоснабжения (ACT) (термин "атомный" используется условно в силу сложившейся практики). В случае реализации управляемого термоядерного синтеза для получения полезной энергии к Я. э. могут быть отнесены также термоядерные электростанции (ТЯЭС).

Ядерная энергия освобождается при осуществлении ядерных цепных реакций деления нек-рых тяжёлых ядер урана, плутония, тория в ядерных реакторах. В этом процессе выделяется большое кол-во тепла - в осн. (более 90%) при торможении осколков деления ядер в материале ядерного горючего. Отвод получаемого тепла тем или иным способом и особенно превращение его в полезную энергию является инженерной задачей, решаемой методами промышл. теплоэнергетики (в частности, для получения электроэнергии используется обычный паротурбинный способ).

С энерготехнол. точки зрения любая АЭС в принципе является аналогом обычной тепловой электростанции, в к-рой вместо топки парового котла для получения рабочего тела (водяного пара) используется ядерный (термоядерный) реактор. Несмотря на сходство принципиальных тер-модинамич. схем атомных и тепловых (основанных на сжигании разл. видов органич. горючего, т. н. о г н е в а я э н е р г е т и к а) энергоустановок, между ними имеются существенные различия. Определяющими среди них являются эколого-экономич. преимущества АЭС (при их нормальной работе) по сравнению с огневыми электростанциями: отсутствие потребности в кислороде, отсутствие загрязнения окружающей среды сернистыми и др. газами. Значительно большая (в миллионы раз) теплотворная способность ядерного горючего резко сокращает его объёмы и расходы на транспортировку и обращение; кроме того, ресурсы ядерного горючего огромны. Эти преимущества стали причиной быстрого развития Я. э. в промышленно развитых странах.

Система производств, связанных с переделами топлива до АЭС и обращением с топливом после АЭС, наз. т о пл и в н ы м ц и к л о м. Он может быть разомкнутым, если выгружаемое из ядерного реактора отработанное топливо не отправляется на регенерацию, а хранится в долговрем. хранилищах. Однако экономически более разумным является замкнутый топливный цикл, в к-ром предусматривается круговорот ядерного горючего. Такой цикл-необходимое и обязательное условие будущего крупномасштабного развития Я. э., ориентированного на всё возрастающую долю реакторов на быстрых нейтронах (т. н. б ы с т р ы е р е а к т о р ы). АЭС с такими реакторами одновременно с выработкой электроэнергии способны нарабатывать вторичное ядерное горючее (напр., плутоний) в кол-ве, несколько большем, чем в них сгорает урана (т. н. расширенное воспроиз-во). Это делает природные и уже накопленные запасы ядерного горючего практически бесконечным источником энергии.

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

Механизм энерговыделения.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

90. Экспресс- методы оценки содержания радиоактивных веществ в воде и продуктах питания.

Экспрессные методы радиационного контроля используют для получения оперативной информации о степени радиоактивной загрязненности объектов внешней среды и сельскохозяйственного производства. Разновидности экспрессных методов -- измерение суммарной радиоактивности бета- и гамма-излучающих нуклидов, экспресс-методы измерения 137Cs и 90Sr, экспресс-методы радиационного контроля рыночной продукции, прижизненный радиационный контроль.

Экспресс-метод определения удельной и объемной активности гамма-излучающихрадионуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства основан на измерении с помощью прибора СРП-68-01 мощности дозы излучения от чисто вымытых и измельченных проб массойО,7 кг (для большинства проб), размещенных в литровой банке или сосуде Маринелли, и пересчете ее в единицы активности по формуле

q=N0K,

где q -- удельная активность пробы, Бк/кг; N0 -- мощность дозы излучения пробы без фона, мкР/ч; К-- коэффициент пересчета (прилагается к методике).

Методика применима при уровне радиоактивного загрязнения в пределах 2-103...4-104 Бк/л (кг).

Экспресс-метод определения удельной и объемной активности бета-излучающих радионуклидов основан на измерении скорости счета частиц от "толстослойных" препаратов с последующим расчетом активности по формуле

q = (N-Nф)/P,

где q -- удельная активность пробы, Бк/кг (л); N-- скорость счета частиц от пробы с фоном, имп/с; Nф -- скорость счета частиц фона, имп/с; Р-- чувствительность радиометра (коэффициент пересчета) к смеси продуктов деления в измеряемой пробе.

Предел погрешности измерения в обоих случаях составляет 50 %. Для проведения измерений используют радиометры КРК-1, РУБ-01П, "Бета". Измельченной пробой заполняют кювету, прилагаемую к прибору, и измеряют скорость счета за время не более 1000 с. Методика применима при содержании радиоактивных веществ в пробах не менее 37 Бк/кг (1 * 109 Ки/кг).

При малой концентрации радионуклидов в пробах суммарную бета-активность определяют по зольному остатку. Чтобы увеличить концентрацию радионуклидов в пробах, их подвергают сжиганию и озолению; полученную золу растирают в мелкий порошок, наносят на стандартную, подложку 200...300 мг золы, равномерно распределяют и измеряют скорость счета на стационарном радиометре в течение времени, необходимого для получения результатов с заданной точностью.

Удельную активность рассчитывают по формуле

A=N0KcвKоз/m,

где А -- удельная активность исследуемой пробы, Ки/кг (л), Бк/кг (л); N0 -- скорость счета пробы без фона, имп/мин; Ксв -- коэффициент пересчета от импульсов в минуту к активности, выражаемой в Кюри (коэффициент связи); Коз -- коэффициент озоления, равный массе золы в граммах, полученной при озолении 1 кг пробы; т -- масса золы, взятая для радиометрии, г.

Для определения коэффициента связи готовят 4...5 препаратов массой 200...300 мг из высушенного КС 1 (эквивалентной массе препарата), измеряют скорость счета в тех же условиях, в которых проводили измерение препарата.

Коэффициент связи рассчитывают по формуле

где Аэт -- активность эталона КСl, расп./мин (для навески 300 мг Аэт = 228 расп/мин); N0эт -- скорость счета эталона без фона, имп/мин; 2·22·1012 -- коэффициент пересчета распадов в Кюри.

Для экспрессных измерений удельной активности 137Cs используют двухканальный радиометр РУБ-01П6, который позволяет учитывать вклад калия в суммарную активность пробы. Это важно для регионов, которые подвергались радиоактивному загрязнению, и при измерении цезия есть небольшое превышение временно допустимых уровней (ВДУ) за счет 40К. Этот прибор дает возможность определить вклад калия в радиоактивное загрязнение. Аналогичные задачи при измерении цезия могут решать радиометр РКГ-05, РУГ-91, спектрометр "Прогресс-спектр" и др.

В последнее время разработан экспресс-метод определения 90Sr в зольном остатке с помощью радиометра РУБ-91 (Адани) или универсального спектрометрического комплекса "Гамма плюс".

Экспресс-методы радиационного контроля рыночной продукции особенно актуальны на территориях радиоактивного загрязнения, а также за их пределами, куда сельскохозяйственная продукция поступает в результате хозяйственной деятельности. Для контроля рыночной продукции используют дозиметры СРП-68-01 при определении объемной и удельной активности гамма-излучающих нуклидов и радиометр "Бета" или его аналоги при определении активности бета-излучающих нуклидов в воде, продуктах питания, продукции растениеводства и животноводства. Для экспресс-анализа рыночной продукции удобно использовать спектрометр РСУ-01 "Сигнал", радиометры РУБ-01П6 или РКГ-05. При поступлении продукции на рынки прибором СРП-68-01 устанавливают однородность партии продукта по измеренным уровням гамма-излучения. Продукцию считают однородной по уровню загрязнения, если измерения, проведенные в разных точках упаковки, контейнера, емкости и т. п., различаются не более чем в 2 раза. Если установлена неоднородность партии продукции, проводят сортировку продуктов на 3 группы по степени их радиоактивной загрязненности (высокая, средняя и низкая), от каждой из которых берут дополнительные пробы и делают заключение об их уровне активности.

Прижизненный радиационный контроль актуален для регионов, которые подвергались радиоактивному загрязнению. Если хозяйство сдает животных на мясокомбинат, то надо перед их отправкой проверить концентрацию радионуклидов в мышцах и решить вопрос о возможности их убоя на мясо.

В таких случаях предварительно определяют радиоактивную загрязненность поверхности тела животных и наличие радиоактивных веществ внутри организма с помощью прибора ДП-5В. Для этого проводят 2 измерения с закрытым и открытым окном детектора. Если показания прибора с закрытым и открытым окном детектора одинаковые, обследуемая поверхность не загрязнена радиоактивными веществами. Если при открытом окне детектора показания больше, чем при закрытом, поверхность тела загрязнена радиоактивными веществами. Для прижизненного определения концентрации гамма-излучающих нуклидов в организме животных предложен экспресс-метод, который базируется на корреляции между мощностью дозы гамма-излучения, измеренной в надлопаточной области и в области ягодичных мышц животного, и содержанием радионуклидов в мышцах крупного рогатого скота. Метод может быть использован в условиях хозяйств, на скотоприемных пунктах, убойных площадках и мясокомбинатах. Для снижения фона и повышения точности измерения на чувствительную часть детектора (с торца) закрепляют конический свинцовый коллиматор длиной 140 мм при толщине свинца 5 мм. Погрешность прижизненного определения радионуклидов в мышцах в пределах 3,7·102...3,7·103 Бк/кг (10-8...10-7Ки/кг±50%).

По результатам проведенных измерений и расчетов проводят сортировку животных или мясных туш на 2 группы ("а" и "б") при следующих условиях:

крупный рогатый скот принадлежит к группе "а", если мощность дозы равна или меньше 170нГр/ч, мышечная ткань "чистая", и к группе "б", если мощность дозы больше 170 нГр/ч, мышечная ткань "грязная";

свиньи принадлежат к группе "а", если мощность дозы равна или меньше 70 нГр/ч, мышечная ткань "чистая", и к группе "б", если мощность дозы больше 70 нГр/ч, мышечная ткань "грязная".

Экспрессные методы радиационной экспертизы позволяют получить оперативные данные об уровне и масштабах радиоактивной загрязненности объектов сельскохозяйственного производства, своевременно выявить источники радиоактивного загрязнения и принять экстренные меры по ликвидации радиационных аварий или их последствий. Однако для полной и объективной характеристики радиационной обстановки и разработки системы защитных мероприятий в агропромышленном комплексе в различные периоды развития радиационной ситуации после радиационной аварии необходимо иметь данные о радионуклидном составе объектов сельскохозяйственного производства. Для получения таких сведений используют радиохимический анализ, который является основным методом определения концентрации отдельных радионуклидов в различных объектах.

91. Стационарные методы оценки содержания радиоактивных веществ в почве, воде и продуктах питания.

Радиометри́я измерение общей активности источника ионизирующих излучений, либо некоторой доли частиц или квантов, испускаемых им в пространстве. Может быть абсолютной и относительной.

Относительный метод определения активности препарата заключается в расчете активности путем сравнения (по пропорции) скорости счета препарата и эталона, активность которого известна. Так, если препарат неизвестной активности (Апр) при измерении на радиометрической установке дает скорость счета (Nпр), а эталон активностью (Аэт- Nэт,), то активность препарата будет равна:

Апр = Аэт • Nпр/Nэт

где Апр – активность препарата, выражаемая в Бк; Ки; Бк/кг (л); Ки/кг (л).

В данной формуле выражение Аэт/Nэт фактически означает "цену импульса", то есть какой активности в Бк, Ки или расп/мин соответствует один импульс, зарегистрированный радиометрической установкой. Подобным образом можно определить активность препаратов любого слоя: тонкого, промежуточного или толстого.

Относительный метод ввиду своей простоты широко применяется в лабораторной практике. Обязательным условием его использования - наличие соответствующих эталонов, при этом необходимо соблюсти ряд требований:

препарат и эталон должны быть приготовлены на одинаковых подложках, иметь одинаковую толщину и технологию приготовления;

препарат и эталон должны быть измерены на одной и той же радиометрической установке и на одном и том же расстоянии от счетчика, при одном и том же горизонтальном расположении (соосности), то есть при строгом соблюдении геометрии счета;

эталон должен быть изготовлен из того радионуклида (вещества), который в основном определяет активность препарата.

В связи с этим в лаборатории должны быть образцовые (как правило, заводского изготовления) источники ИИ, химически чистые соли или образцовые растворы тех радионуклидов, которые определяют в исследуемых пробах.

В радиационной гигиене для определения активности растительных и животных организмов и некоторых других объектов относительным методом обычно используют эталоны на основе калия-40, поскольку именно этим радионуклидом обусловлена в основном радиоактивность биосферы.

Содержание калия-40 в естественной смеси изотопов калия составляет 0,0119 %. Для приготовления эталонов применяют химически чистый хлорид калия с удельной b-активностью 1,37•104 Бк/кг (3,7•10-7 Ки/кг или 8,19•105 расп/мин•кг). Из хлористого калия готовят главным образом толстослойные препараты.

Для определения активности аэрозолей атмосферного воздуха, атмосферных выпадений и других проб, содержащих уран и продукты его распада, можно использовать эталоны азотнокислого уранила, 1 мг которого обладает b-активностью, равной 5,85 Бк (1,58•10-10 Ки или 351 расп/мин). В качестве образцового раствора азотнокислого уранила для приготовления тонкослойных b-активных эталонов применяют раствор 634 мг этой соли в 100 мл воды (1 мл такого раствора имеет активность 37 Бк или 1•10-9 Ки).

Абсолютный метод определения активности препаратов является универсальным, но более трудоемким и сложным. Сущность метода заключается в математическом вычислении зависимостей между активностью и скоростью счета от препарата путем введения в расчеты ряда поправок, которые зависят от параметров радиометрической установки; геометрических условий измерения (то есть пространственного соотношения подложки с препаратом и окном счетчика); степени ослабления излучения веществом самого препарата и средой, отделяющей его от чувствительного объема счетчика; характеристик подложки и свойств радионуклидов, находящихся в препарате.

При научных исследованиях учитывают до 20 различных поправок. Для практических целей в расчет принимаются наиболее значимые поправки: W - поправка на геометрические условия измерения (телесный угол) и К - поправка на поглощение излучения в отделяющих средах. При этом расчет активности ведут по формулам:

а) для препаратов тонкого и промежуточного слоев: Апр = Nпр /2,22 • 1012 • W • K (Ки)

б) для препаратов толстого слоя: Апр = 3,0 • 10-7 • Nпр/pR2 • W • K • D1/2 (ки/кг)

где 2,22•1012 - переводной коэффициент из расп/мин в Ки; 3,0•10-7 - эмпирический коэффициент, полученный при математическом выводе формулы; pR2 - площадь препарата, см2; D1/2 - слой половинного ослабления бета-излучения препарата, мг/см2.

92. Понятие о «толстом» и «тонком» слое рабочего препарата.

Тонкослойный препарат – препарат в котором практически не происходит поглащения регистрируемых нами частиц или квантов.

Толстослойный – препарат дальнейшее увеличение массы которого на подложке не приводит к изменениям скорости счёта импульсов.

При работе в толстом слое не нужно знать массы препарата.

Нахождение толщины слоя.

Для определения из таблиц находим L1/2- слой половины ослабления.

Тонкослойный препарат- его толщина меньше 1/10 половины ослабления, т.е. это Lmax.

Lmax=1\10*L1\2

Толстослойный препарат- толщина 3 и больше L1\2

Lmin=3L1\2

93. Эталонные препараты в радиометрических исследованиях.

ЭТАЛОНЫ (ПРЕПАРАТЫ) РАДИОАКТИВНОСТИ — источники радиоактивных излучений, изготовленные по техническим условиям и аттестованные по соответствующему разряду. Источники 1-го разряда служат для проверки источников 2-го разряда и для градуировки дозиметрической и радиометрической аппаратуры. Источники 2-го разряда предназначены для проверки источников 3-го разряда и для градуировки той же аппаратуры. Источники 3-го разряда предназначены для градуировки дозиметрической и радиометрической аппаратуры, α-, β- θ γ-θсточники характеризуются 2 величинами: активностью и внешним излучением. Активность α- и β-источников измеряется в распадах в секунду, внешнее в частицах в секунду, выходящих с активного слоя в угле 2π. Активность γ-источников измеряется в кюри, а их внешнее излучение характеризуется мощн. дозы в рентгенах в секунду (см. Единицы радиоактивности ). Препараты изготовляются из естественных и искусственных радиоактивных веществ. Для короткопериодных делается поправка на распад. Для изготовления Э. р. используются следующие вещества: в качестве источников γ-излучения — радий, мезоторий, кобальт-60, цинк-65 и др.; в качестве α-излучения — уран, плутоний, полоний и др.; в качестве 0-излучения — радий, уран, фосфор-32, стронций-90 и др.; для препаратов концентрации — урановые, торие-вые и калиевые руды; для эманационных препаратов — изотопы радия (Ra226, ThX и АсХ).

Приготовление эталонного препарата из К-40:

1. Просушка

2. Отвесить нужное количество.

3. Справочный материал: Молекулярная масса

Среднее значение атомной массы

Содержание радиоактивного К

Период полураспада

Выход бета частиц

Максимальная энергия бета частиц

Выход гамма частиц

Постоянная Авагадра

94. Относительный метод радиометрических исследований «тонкослойных» препаратов.

Относительный метод определения активности препарата заключается в расчете активности путем сравнения (по пропорции) скорости счета препарата и эталона, активность которого известна. Так, если препарат неизвестной активности (Апр) при измерении на радиометрической установке дает скорость счета (Nпр), а эталон активностью (Аэт- Nэт,), то активность препарата будет равна:

Апр = Аэт • Nпр/Nэт

где Апр – активность препарата, выражаемая в Бк; Ки; Бк/кг (л); Ки/кг (л).

В данной формуле выражение Аэт/Nэт фактически означает "цену импульса", то есть какой активности в Бк, Ки или расп/мин соответствует один импульс, зарегистрированный радиометрической установкой. Подобным образом можно определить активность препаратов любого слоя: тонкого, промежуточного или толстого.

Относительный метод ввиду своей простоты широко применяется в лабораторной практике. Обязательным условием его использования - наличие соответствующих эталонов, при этом необходимо соблюсти ряд требований:

препарат и эталон должны быть приготовлены на одинаковых подложках, иметь одинаковую толщину и технологию приготовления;

препарат и эталон должны быть измерены на одной и той же радиометрической установке и на одном и том же расстоянии от счетчика, при одном и том же горизонтальном расположении (соосности), то есть при строгом соблюдении геометрии счета;

эталон должен быть изготовлен из того радионуклида (вещества), который в основном определяет активность препарата.

В связи с этим в лаборатории должны быть образцовые (как правило, заводского изготовления) источники ИИ, химически чистые соли или образцовые растворы тех радионуклидов, которые определяют в исследуемых пробах.

В радиационной гигиене для определения активности растительных и животных организмов и некоторых других объектов относительным методом обычно используют эталоны на основе калия-40, поскольку именно этим радионуклидом обусловлена в основном радиоактивность биосферы.

Содержание калия-40 в естественной смеси изотопов калия составляет 0,0119 %. Для приготовления эталонов применяют химически чистый хлорид калия с удельной b-активностью 1,37•104 Бк/кг (3,7•10-7 Ки/кг или 8,19•105 расп/мин•кг). Из хлористого калия готовят главным образом толстослойные препараты.

Для определения активности аэрозолей атмосферного воздуха, атмосферных выпадений и других проб, содержащих уран и продукты его распада, можно использовать эталоны азотнокислого уранила, 1 мг которого обладает b-активностью, равной 5,85 Бк (1,58•10-10 Ки или 351 расп/мин). В качестве образцового раствора азотнокислого уранила для приготовления тонкослойных b-активных эталонов применяют раствор 634 мг этой соли в 100 мл воды (1 мл такого раствора имеет активность 37 Бк или 1•10-9 Ки).

Тонкослойный препарат – препарат в котором практически не происходит поглащения регистрируемых нами частиц или квантов.

95. Относительный метод радиометрического исследования «толстослойных» препаратов.

Относительный метод определения активности препарата заключается в расчете активности путем сравнения (по пропорции) скорости счета препарата и эталона, активность которого известна. Так, если препарат неизвестной активности (Апр) при измерении на радиометрической установке дает скорость счета (Nпр), а эталон активностью (Аэт- Nэт,), то активность препарата будет равна:

Апр = Аэт • Nпр/Nэт

где Апр – активность препарата, выражаемая в Бк; Ки; Бк/кг (л); Ки/кг (л).

В данной формуле выражение Аэт/Nэт фактически означает "цену импульса", то есть какой активности в Бк, Ки или расп/мин соответствует один импульс, зарегистрированный радиометрической установкой. Подобным образом можно определить активность препаратов любого слоя: тонкого, промежуточного или толстого.

Относительный метод ввиду своей простоты широко применяется в лабораторной практике. Обязательным условием его использования - наличие соответствующих эталонов, при этом необходимо соблюсти ряд требований:

препарат и эталон должны быть приготовлены на одинаковых подложках, иметь одинаковую толщину и технологию приготовления;

препарат и эталон должны быть измерены на одной и той же радиометрической установке и на одном и том же расстоянии от счетчика, при одном и том же горизонтальном расположении (соосности), то есть при строгом соблюдении геометрии счета;

эталон должен быть изготовлен из того радионуклида (вещества), который в основном определяет активность препарата.

В связи с этим в лаборатории должны быть образцовые (как правило, заводского изготовления) источники ИИ, химически чистые соли или образцовые растворы тех радионуклидов, которые определяют в исследуемых пробах.

В радиационной гигиене для определения активности растительных и животных организмов и некоторых других объектов относительным методом обычно используют эталоны на основе калия-40, поскольку именно этим радионуклидом обусловлена в основном радиоактивность биосферы.

Содержание калия-40 в естественной смеси изотопов калия составляет 0,0119 %. Для приготовления эталонов применяют химически чистый хлорид калия с удельной b-активностью 1,37•104 Бк/кг (3,7•10-7 Ки/кг или 8,19•105 расп/мин•кг). Из хлористого калия готовят главным образом толстослойные препараты.

Для определения активности аэрозолей атмосферного воздуха, атмосферных выпадений и других проб, содержащих уран и продукты его распада, можно использовать эталоны азотнокислого уранила, 1 мг которого обладает b-активностью, равной 5,85 Бк (1,58•10-10 Ки или 351 расп/мин). В качестве образцового раствора азотнокислого уранила для приготовления тонкослойных b-активных эталонов применяют раствор 634 мг этой соли в 100 мл воды (1 мл такого раствора имеет активность 37 Бк или 1•10-9 Ки).

Толстослойный – препарат дальнейшее увеличение массы которого на подложке не приводит к изменениям скорости счёта импульсов.

96. Радиохимические и спектрометрические исследования.

Радиохимический метод состоит из нескольких неразрывно связанных стадий: отбор и подготовка проб исследуемых объектов; внесение носителей и минерализация проб; выделение радионуклидов из проб; очистка выделенных радионуклидов от посторонних нуклидов и сопутствующих макроэлементов; идентификация и проверка радиохимической чистоты; радиометрия выделенных радионуклидов; расчет активности и составление заключения.

Отбор проб проводят сотрудники радиологических отделов, другие лица (специалисты районных лабораторий) только после подробного инструктажа о правилах отбора и транспортировки проб с последующим периодическим их контролем. Для отбора проб за каждым радиологическим отделом закрепляется не менее 6 контрольных пунктов (колхоз, совхоз и другие хозяйства), типичных для данной области, с учетом их географического расположения, местных природных условий (рельеф, тип почв, характер растительного покрова, количество выпадающих осадков, роза ветров) и экономики.

Образец пробы должен быть типичным для исследуемого объекта, а масса (объем) достаточной, чтобы после концентрирования получить массу золы, необходимую для проведения радиохимического анализа (20--40 г).

При отборе проб в контрольных пунктах измеряют гамма-фон прибором типа СРП-68-01 на расстоянии 0,7... 1 м от почвы и 1...1,5 см от скирды, бурта, туши животных, рыбы и шерсти. Данные гамма-фона записывают в сопроводительном документе.

Спектрометрический метод радиационной экспертизы применяют для анализа сложных смесей без предварительного выделения радионуклидов. Наиболее широко распространены гамма-спектрометрические методы с использованием сцинтилляционных и полупроводниковых детекторов. Спектрометрия актуальна при "свежих" выпадениях смеси радионуклидов, а когда известен изотопный состав, то нет необходимости проводить спектрометрию. При использовании гамма-спектрометрических методов нужны три эталонных гамма-источника для градуировки спектрометра по энергии. Если есть ЭВМ, то необязательно иметь три источника -- метрологи проводят калибровку по своим источникам; данные вводят в компьютер и выдают свидетельство на один год.

97. Методы гигиенической оценки радиоактивности почвы.

Радиоактивные выпадения из атмосферы, попавшие на поверхность почвы, задерживаются в ней. Радионуклиды с большим периодом полураспада накапливаются в поверхностном слое почвы. Это позволяет определять суммарное значение выпадений за продолжительный период времени. Исследование вертикального рас­пределения радионуклидов по профилю почвы позволяет не только правильно определить содержание радиоактивных веществ в почве, но и оценить мощность дозы, вызванную гамма-излучением того или иного радионуклида, определить скорость миграции радионуклидов в почве, выявить низкие уровни промышленного загрязнения на фоне глобального или «свежие» радиоактивные выпадения на фоне «старого» загрязнения, а также количество радионуклидов в почве.

Для контроля за радиоактивным загрязнением почв применяется метод отбора проб почв с последующим их гамма-спектрометрическим анализом в лабораторных условиях. Кроме того, в полевых условиях может быть также использован метод непосредственного гамма-спектрометрического анализа гамма-излучения, испускаемого почвой, с помощью портативного гамма-спектрометра (экспресс-анализа с помощью приборов «Белла» и СРП-88).

Для того чтобы результаты измерения могли быть распространены на всю исследуемую территорию, а не характеризовать только место отбора пробы, места отбора проб должны быть представительными. Представительность отобранной пробы может быть обеспечена в том случае, если поверхность почвы в месте отбора не подвергается смыву во время ливней или паводковыми водами, а также не может быть смещена сильными ветрами в результате эрозии. В месте отбора проб не должно также быть наносов почвы. Отбор проб следует проводить на открытых горизонтальных участках с ненарушенной структурой, при этом необходимо следить, чтобы на эти участки не могла попасть почва, смываемая с соседнего участка.

В результате миграции радионуклиды проникают вглубь почвы. Скорость такого проникновения зависит от состояния поверхности почвы и ее влажности. Глубина проникновения на легких почвах для глобального цезия-137 может достигать 50 см, а для стронция-90 — 100 см. Однако основное количество радионуклидов сосредоточено в верхнем 10-сантиметровом слое почвы, поэтому необходимо наиболее тщательно проводить исследование вертикального распределения загрязнения в этом верхнем слое почвы.

В зависимости от величины загрязнения отбор проб проводится или в случае отсутствия заметного вклада мощности дозы гамма-излучения от выпавшего загрязнения, или в случае, когда мощность дозы на поверхности почвы обусловлена выпавшим загрязнением.

В первом случае используют специальные пробоотборники цилиндрической формы диаметром 26 см. Для исследования вертикального распределения загрязнения отобранный монолит почвы делят на слои. Толщина первых четырех слоев должна составлять 0,5 см, следующих четырех слоев — 1 см и последующих двух слоев — 2 см.

Поскольку загрязняющие радионуклиды могут попасть в почву и на глубину более 10 см, для исследования их вертикального распределения используется пробоотборник, позволяющий проводить отбор почвы на глубине 40...50 см и на пахотных участках. Площадь пробоотборника 100 см2, высота 70 см. Пробоотборник имеет уменьшенный диаметр по сравнению с указанным выше. Это объясняется тем, что на пахотных почвах и глубинах более 10 см изменение содержания радионуклидов в почве с глубиной значительно меньше, чем в поверхностном слое почвы. В связи с этим можно проводить исследование более толстых слоев, а следовательно, лунки для отбора пробы могут быть меньшего диаметра. Кроме того, уменьшение диаметра пробоотборника позволяет исключить попадание почвы из верхних слоев в нижние.

После забивания пробоотборника в почву его выкапывают, разбирают на две половинки, а отобранную пробу делят на куски высотой 5 см. Пробы упаковывают в полиэтиленовые мешки и заворачивают в крафт-бумагу, снабжая этикетками с подробным описанием места отбора пробы и состояния поверхности почвы.

98. Методы гигиенической оценки радиоактивности воды.

Радиоактивность воды и продуктов питания. Вода и пища занимают исключительное положение в жизни человека, а употребление продуктов питания и воды, загрязненных РВ, создает условия для внутреннего облучения.

Величина и особенности этого облучения зависят от физико-химических свойств поступающих соединений (в частности, формы химического состояния, агрегатного состояния, рН среды, растворимости и т.д.) и особенностей взаимодействия с организмом. Важнейшее значение при этом имеют уровень и скорость всасывания радионуклидов из желудочно-кишечного тракта, характер распределения в организме (равномерное или в критических органах), степень фиксации в органах и тканях, скорость и пути выведения из организма и ряд других факторов.

Многие радионуклиды (цезий-137, стронций-90 и другие), обладая схожими свойствами с важнейшими минеральными элементами организма (Na, K, Mg, Ca), попав в организм, надолго (иногда пожизненно) остаются в нем, обусловливая его круглосуточное облучение. Учитывая опасность подобной инкорпорации, действующими санитарными правилами (ОСП-72/87) лицам, профессионально связанным с источниками ИИ (категория А, персонал), запрещается на рабочих местах прием пищи и для них не нормируется ПДК радионуклидов в питьевой воде и продуктах питания.

На кораблях, оснащенных ЯЭУ, данное требование реализуется в виде запрещения хранения продуктов питания и приема пищи в энергетических отсеках (реакторный и турбинный). При нормально работающей ЯЭУ загрязнение РВ питьевой воды и продуктов питания практически невозможно. В аварийной же ситуации, сопровождающейся выбросом РВ в воздушную среду, эта опасность возрастает.

Условно продукты питания, хранящиеся на борту, можно разделить на 3 группы:

продукты, находящиеся в герметичной упаковке. Как правило, эти продукты после дезактивации упаковки и ее удаления будут пригодны к употреблению;

продукты, находящиеся в таре, не гарантирующей от загрязнения радионуклидами (картонные коробки, мешки и т.д.): их следует подвергать радиометрическому контролю;

продукты без упаковки: они подвергаются обязательному контролю.

Исследование радиоактивности воды и продуктов питания проводится с помощью специально предназначенных для этих целей радиометров типа КРВП-2, КРВП-3АБ или комбинированного прибора КРК-1. Особо тщательный радиационный контроль за питьевой водой и продуктами питания необходим в процессе ликвидации последствий аварии радиологического объекта и при вынужденной дислокации частей на радиоактивно загрязненной местности (РЗТ). В этом случае, помимо величины общей (суммарной) активности, необходимо знать примерный изотопный состав радионуклидов, с учетом которого устанавливают временные допустимые уровни (ВДУ) содержания радионуклидов в воде и продуктах питания. Важнейшее значение приобретает экспертиза продуктов питания и воды на предмет заражения РВ в военное время при применении противником ядерного оружия. Методы экспертизы и гигиенической оценки радиоактивно загрязненных продуктов питания приведены в соответствующем разделе настоящего руководства.

99. Методы гигиенической оценки радиоактивности воздуха.

Радиоактивность воздуха. Исследование радиоактивности воздуха (газов и аэрозолей) - обязательный элемент радиационного контроля, особенно в корабельных условиях. При этом достигается ряд целей:

- оценивается возможность загрязнения радиоактивными веществами рабочей среды (на ПЛА - отсечного воздуха, поверхностей помещений, оборудования), атмосферы и земного покрова;

- учитывается их поступление в организм человека с воздухом, рассчитывается дозовая нагрузка через органы дыхания, кожные покровы.

В корабельных условиях, кроме того, возрастание радиоактивности воздуха рассматривается как важнейший предвестник надвигающейся радиационной аварии.

Основная причина появления в воздухе отсеков кораблей с ЯЭУ аэрозольной и газовой активности состоит в следующем. При работе установки в активной зоне реактора и воде первого контура постоянно присутствуют и накапливаются (благодаря выходу через микротрещины тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов) радионуклиды осколочного происхождения: инертные газы (ксенон-133, 135, криптон-85, 87, 88 и другие), а также радиоизотопы йода (йод-129, 131, 133 и прочие), которые в условиях работы первого контура (температура около 300°С) находятся в состоянии возгонки и попадают в отсеки в аэрозольной форме. Радионуклиды йода, наряду с изотопами ксенона и криптона образуются при реакции деления урана в значительных количествах (до 28%) и относятся к основным газообразным продуктам деления. При этом содержание активного йода в ТВЭЛах после 1О-суточной кампании реактора составляет примерно 30 % от всех газообразных продуктов деления.

Кроме того, в воздухе герметично закрытых аппаратных выгородок под воздействием нейтронных потоков из стабильного аргона-40 постоянно образуется радиоактивный аргон-41, который удаляется из выгородок благодаря работе системы вакуумирования.

Радиоизотопы йода практически всегда присутствуют в воздухе помещений кораблей с ЯЭУ. Однако в нормальных условиях эксплуатации главной энергетической установки (ГЭУ), когда герметичность первого контура не нарушена за исключением небольших протечек, с которыми легко справляются системы вакуумирования, очистки и вентиляции, радиоактивность воздуха (по газам и аэрозолям) корабельных помещений минимальна и не представляет опасности.

При авариях, когда системы герметизации и очистки не справляются с протечками, осколочные продукты, в том числе и в первую очередь радиоактивные благородные (инертные) газы (РБГ) и радиойод, попадают в обитаемые помещения, во многом определяют радиационную обстановку на корабле и могут давать значительный дозовый вклад в облучение экипажа. Кроме того, конденсируясь и оседая на рабочие поверхности, одежду, кожные покровы, продукты питания, и т.п., радионуклиды йода (главным образом, йод-131), наряду с другими изотопами (в частности, с активированными продуктами коррозии: кобальтом-60, железом-55 и другими) могут обусловливать значительное внутреннее облучение, прежде всего, щитовидной железы, в которой откладывается до 3О % поступившего в организм йода. То обстоятельство, что радиоизотопы йода и РБГ в числе первых осколочных продуктов поступают в воздух обитаемых помещений корабля, обусловливает важнейшее значение определения радиоактивности воздуха. Контроль за содержанием в воздухе кораблей с ЯЭУ (прежде всего ПЛА) радиоактивных газов и аэрозолей осуществляется постоянно с помощью стационарных установок радиационного контроля КУРК-1, КМК-1 и других. В помещениях же, где датчики таких средств отсутствуют, используют приборы типа РВ-4, КРК-1.

Учитывая, что радионуклиды в воздухе могут находиться в виде газов и аэрозолей, обладающих отличными физическими свойствами и по-разному воздействующих на организм, определение их осуществляется раздельно, а последующая гигиеническая оценка предусматривает сравнение с нормативами как газовой, так и аэрозольной активности.

100. Методы гигиенической оценки радиоактивности воздуха.

Радиоактивность воздуха. Исследование радиоактивности воздуха (газов и аэрозолей) - обязательный элемент радиационного контроля, особенно в корабельных условиях. При этом достигается ряд целей:

- оценивается возможность загрязнения радиоактивными веществами рабочей среды (на ПЛА - отсечного воздуха, поверхностей помещений, оборудования), атмосферы и земного покрова;

- учитывается их поступление в организм человека с воздухом, рассчитывается дозовая нагрузка через органы дыхания, кожные покровы.

В корабельных условиях, кроме того, возрастание радиоактивности воздуха рассматривается как важнейший предвестник надвигающейся радиационной аварии.

Основная причина появления в воздухе отсеков кораблей с ЯЭУ аэрозольной и газовой активности состоит в следующем. При работе установки в активной зоне реактора и воде первого контура постоянно присутствуют и накапливаются (благодаря выходу через микротрещины тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов) радионуклиды осколочного происхождения: инертные газы (ксенон-133, 135, криптон-85, 87, 88 и другие), а также радиоизотопы йода (йод-129, 131, 133 и прочие), которые в условиях работы первого контура (температура около 300°С) находятся в состоянии возгонки и попадают в отсеки в аэрозольной форме. Радионуклиды йода, наряду с изотопами ксенона и криптона образуются при реакции деления урана в значительных количествах (до 28%) и относятся к основным газообразным продуктам деления. При этом содержание активного йода в ТВЭЛах после 1О-суточной кампании реактора составляет примерно 30 % от всех газообразных продуктов деления.

Кроме того, в воздухе герметично закрытых аппаратных выгородок под воздействием нейтронных потоков из стабильного аргона-40 постоянно образуется радиоактивный аргон-41, который удаляется из выгородок благодаря работе системы вакуумирования.

Радиоизотопы йода практически всегда присутствуют в воздухе помещений кораблей с ЯЭУ. Однако в нормальных условиях эксплуатации главной энергетической установки (ГЭУ), когда герметичность первого контура не нарушена за исключением небольших протечек, с которыми легко справляются системы вакуумирования, очистки и вентиляции, радиоактивность воздуха (по газам и аэрозолям) корабельных помещений минимальна и не представляет опасности.

При авариях, когда системы герметизации и очистки не справляются с протечками, осколочные продукты, в том числе и в первую очередь радиоактивные благородные (инертные) газы (РБГ) и радиойод, попадают в обитаемые помещения, во многом определяют радиационную обстановку на корабле и могут давать значительный дозовый вклад в облучение экипажа. Кроме того, конденсируясь и оседая на рабочие поверхности, одежду, кожные покровы, продукты питания, и т.п., радионуклиды йода (главным образом, йод-131), наряду с другими изотопами (в частности, с активированными продуктами коррозии: кобальтом-60, железом-55 и другими) могут обусловливать значительное внутреннее облучение, прежде всего, щитовидной железы, в которой откладывается до 3О % поступившего в организм йода. То обстоятельство, что радиоизотопы йода и РБГ в числе первых осколочных продуктов поступают в воздух обитаемых помещений корабля, обусловливает важнейшее значение определения радиоактивности воздуха. Контроль за содержанием в воздухе кораблей с ЯЭУ (прежде всего ПЛА) радиоактивных газов и аэрозолей осуществляется постоянно с помощью стационарных установок радиационного контроля КУРК-1, КМК-1 и других. В помещениях же, где датчики таких средств отсутствуют, используют приборы типа РВ-4, КРК-1.

Учитывая, что радионуклиды в воздухе могут находиться в виде газов и аэрозолей, обладающих отличными физическими свойствами и по-разному воздействующих на организм, определение их осуществляется раздельно, а последующая гигиеническая оценка предусматривает сравнение с нормативами как газовой, так и аэрозольной активности.

101. Методы гигиенической оценки загрязнения поверхностей радиоактивными веществами.

Радиоактивное загрязнение поверхностей может быть снимаемым и неснимаемым. При снимаемом загрязнении радиоактивные вещества могут переходить с поверхности в воздух помещение или на другие поверхности. При неснимаемом радионуклиды не могут переходить с загрязненных поверхностей, так как они прочно зафиксированы на них за счет механического удерживания, физико-химического взаимодействия радионуклида и материала (сорбции), химических реакций радионуклидов с молекулами материала или диффузии частиц радионуклида вглубь материала поверхностей.

Изотопный состав радионуклидов, загрязняющих поверхности, может быть очень широк и зависит от источника загрязнения. Так, опасность от радиоактивного загрязнения территорий в результате аварии на ЧАЭС обусловлена прежде всего 137Cs и 90Sr , в меньшей степени 239Pu и 241Am. В связи с этим загрязненные поверхности могут являться источниками альфа-, бета- и фотонного излучения.

Измерение уровней загрязненности поверхностей радионуклидами проводят прямыми методами (с помощью радиометров) и методом мазков.

Метод мазков состоит в снятии радиоактивных веществ в загрязненной поверхности с помощью различных материалов (материи, бумаги, ваты). Метод мазков применяется в случаях, когда высок фон фотонного излучения, мешающий применению радиомет-ров, или когда форма поверхности ограничивает их применение. Он используется также для определения снимаемой загрязненности.

Мазки делятся на сухие (берутся сухим материалом), влажные (материалом, смоченным в воде) и кислые (материалом, смоченным в растворе слабой азотной кислоты). Наиболее удобным является влажный мазок, сухие мазки дают большой разброс в показаниях, кислые мазки берутся лишь в крайних случаях.

Мазки характеризуются коэффициентом снятия — отношением полной активности мазка к полной активности протертой поверхности. Так, при снятии мазка сухой фильтро-вальной бумагой он равен 20 %, а марлевым тампоном, смоченным водой, 60 %.

При взятии мазка исследуемую поверхность протирают тампоном в различных направлениях. После этого тампон складывают загрязненной поверхностью внутрь, помещают в конверт или чашку Петри и отправляют для измерений.

Уровни загрязненности с помощью мазков определяют двумя способами.

Непосредственным измерением активности тампонов с помощью радиометров (они будут рассмотрены ниже) или счетных установок с блоками детектирования, проградуированными по соответствующим излучениям.

Концентрированием активности мазков путем сжигания тампонов. После полного сгорания тампона активность пепла измеряют на радиометрах или радиометрических установках и загрязненность поверхности А в част./(см2 мин) определяют по формуле:

, 100 2 SK N N A ф

где N и Nф скорость счета установки от образца и от фона, имп/мин.; К коэффициент снятия мазка, %; S площадь снятия мазка, см2; ε эффективность установки, определенная по рабочему эталону (радионуклидному источнику).

Полученный результат сравнивают с допустимыми уровнями загрязнения. Так как альфа- активные вещества более опасны, чем бета- активные, то допустимые уровни загрязнения ими в сотни раз меньше.

Аппаратура для контроля загрязненности поверхностей, различных участков тела персонала и одежды разделяется по видам регистрируемого излучения и по типам измерений (измерения различных поверхностей, лица, рук, ног, спецодежды).

Единицей измерения поверхностной активности является Бк/см2, но допустимые уровни загрязненности до сих пор нормируются в единицах част./(см2 мин), Это связано с тем, выпускаемые ранее приборы имеют широкое распространение и проградуированы именно в таких единицах.

В приборах для контроля загрязненности наиболее часто применяются газоразрядные счетчики и сцинтилляционные детекторы. Причем, в последнее время широко используются сцинтилляторы больших размеров.

Среди многообразия типов радиометров приборы для контроля поверхностной активности радионуклидов являются срав-нительно «простыми» по использованию методических решений, конструктивному исполнению и метрологическому обеспечению.

Из ранних приборов, которые широко использовались на предприятиях атомной промышленности, следует упомянуть переносной радиометр поверхностного загрязнения ТИСС, который был самым массовым прибором первого поколения. Он предназначался для контроля загрязнения поверхности рук, одежды и пр. Одним из первых приборов для контроля загрязненности являлся также универсальный радиометр РУП-1, который предназначался не только для измерения степени загрязненности поверхностей альфа- и бета- активными веществами, но и для определения мощности дозы фотонного излучения и плотности потоков тепловых и быстрых нейтронов. Более современным аналогом РУП-1 по назначению являлся универсальный носимый прибор МКС-01. Следует отметить, что эти приборы до сих пор используются в некоторых службах радиационной безопасности.

В конце 70-х годов были разработаны приборы нового поколения для контроля загрязненности поверхностей. Это различные модификации приборов типа СЗБ2 и РЗБ2.

Приборы СЗБ2- 1еМ и СЗБ2-2еМ являются сигнализаторами загрязнения поверхности рук бета- активными веществами. В них используются счетчики Гейгера-Мюллера типа СТС-5 и СИ- 8Б.

Прибор РЗБ2-03 («Катран») это стационарная установка, состоящая из пяти радиометрических каналов. Она предназначена для контроля степени загрязнения поверхностей (рук, ног, одежды и пр.) бета-активными веществами в санпропускниках и радиохими-ческих лабораториях промышленных предприятий. Установка позволяет проводить измерения уровня бета- излучения с выводом информации о степени загрязнения на световое табло – «Чисто» и «Грязно». Два канала используются для контроля загрязнения рук, два – для ног и один – для контроля других поверхностей тела и одежды. Диапазон плавной регулировки порога сигнализации по плотности потока составляет от 30 до 600 бета-частиц/(см2.мин).

В последнее время появились новые типы арок, которые предназначены для контроля несанкционированного перемещения радиоактивных материалов: портальные мониторы гамма- излучения, пешеходные портальные мониторы и др.

До настоящего времени недостаточное внимание уделялось массовым измерениям различных по габаритным размерам изде-лий, предметов, материалов и т.д., загрязненных радиоактивными веществами. В этом случае может оказаться достаточным использование приборов-индикаторов уровня радиоактивного загрязнения. К таким приборам относится Индикатор РЗС-06П для обследования упаковочной тары, почтовых отправлений, одежды, обуви и т.д. на складах, почте, прачечных, химчистках, а также банках и таможенных пунктах по бета- и гамма-излучению. Индикатор обеспечивает также непрерывный контроль радиационной обстановки в месте его расположения. В процессе работы индикатора в случае появления загрязненных изделий автоматически формируется звуковой и световой сигналы. К таким приборам-индикаторам также относится сигнализатор денежных билетов, загрязненных радиоактивными веществами «ИРИДА».

102. 103. Методы дезактивации объектов окружающей среды.

Дезактивация — удаление радиоактивных веществ с объектов окружающей среды (зданий, оборудования, предметов обихода и др.), а также из воды в целях предотвращения поражения людей.

Удаление радиоактивных веществ — единственное доступное средство борьбы с радиоактивным загрязнением в связи с тем, что в этих веществах происходит не подвластный пока человеку радиоактивный распад элементов. Скорость распада нельзя ни ускорить, ни замедлить. Радиоактивные вещества нельзя уничтожить, как микроорганизмы, или нейтрализовать, как химические вещества. Основная задача дезактивации — снизить уровень загрязнения радиоактивными веществами до предельно допустимых величин.

Для достижения этой цели используют физические, химические, физико-химические и биологические методы. Радиоактивную пыль, осевшую на поверхность объекта, удаляют физическими методами (смыванием пыли водой, протиранием объектов ветошью и др.). Когда физические методы Д. малоэффективны, т. е. радиоактивные вещества более прочно связаны с загрязненными предметами (оборудованием), применяют химические и физико-химические методы (растворы кислот, щелочей, моющих средств и других соединений, способных, взаимодействуя с радиоактивными веществами, образовывать растворимые комплексы, которые затем легко удаляются водой).

Простейший способ Д. одежды — вытряхивание, выбивание пыли, чистка щетками, с помощью пылесоса, а при малой результативности этих способов, если возможно, стирка в специальных прачечных с использованием моющих средств.

Для Д. жидкостей используют ионообменные смолы, методы пенообразования, коагуляции, разведения и т.д.; для Д. воды, кроме того, — биологические фильтры.

С целью Д. хорошо упакованных продуктов тщательно моют их упаковку; с неупакованных продуктов снимают верхний, загрязненный радиоактивными веществами слой. Малоценные продукты и продукты в малых количествах уничтожают. При загрязнении воды, продуктов питания и других объектов быстро распадающимися радиоактивными веществами (с малым периодом полураспада) снижение радиоактивности происходит за счет естественного распада до безопасного уровня.

Лица, осуществляющие Д., должны пользоваться средствами защиты, периодически осуществлять дозиметрический контроль, после проведения Д. проходить санитарную обработку.

104. Охрана окружающей среды от радиоактивных загрязнений.

Радиоактивное заражение происходит при:

• ядерном взрыве в результате выпадения радиоактивных веществ из облака ядерного взрыва и наведённой радиации, обусловленной образованием радиоактивныхизотопов в окружающей среде под воздействием мгновенного нейтронного и гамма-излучений ядерного взрыва; поражает людей и животных главным образом в результате внешнего гамма- и (в меньшей степени) бета-облучения, а также в результате внутреннего облучения (в основном альфа-активными нуклидами) при попадании радиоизотопов в организм с воздухом, водой и пищей.

• техногенных авариях (утечках из ядерных реакторов, утечках при перевозке и хранении радиоактивных отходов, случайных утерях промышленных и медицинскихрадиоисточников и т. д.) в результате рассеяния радиоактивных веществ; характер заражения местности зависит от типа аварии.

ОСПОРБ!!!!!!

3.12.1.К радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию вещества, материалы, смеси, изделия, удельная активность техногенных радионуклидов в которых превышает МЗУА(Сумма отношений удельных активностей техногенных радионуклидов к их МЗУА превышает 1). Значения МЗУА приведены в приложении 4 НРБ-99/2009.

При неизвестном радионуклидном составе отходы являются радиоактивными, если суммарная удельная активность техногенных радионуклидов в них больше:

- 100кБк/кг – для бета-излучающих радионуклидов;

- 10кБк/кг - для альфа-излучающих радионуклидов (за исключением трансурановых);

- 1,0кБк/кг - для трансурановых радионуклидов.

3.12.2. Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, соответствующие требованиям пункта 3.12.1 Правил.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свой ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, соответствующие требованиям пункта 3.12.1 Правил.

К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию газообразные смеси, содержащие радиоактивные газы и (или) аэрозоли, образующиеся при производственных процессах, соответствующие требованиям пункта 3.12.1 Правил.

3.12.3. По удельной активности радиоактивные отходы подразделяются на 3 категории –низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (таблица 3.12.1). В случае, когда по приведенным в таблице 3.12.1 характеристикам радионуклидов радиоактивные отходы относятся к разным категориям, для них устанавливается наиболее высокое из полученных значение категории отходов.

3.12.4. Для каждого юридического или физического лица, планирующего работы с открытыми радионуклидными источниками (радиоактивными веществами в открытом виде), проектом должна быть определена система обращения с радиоактивными отходами в местах их образования. Проведение работ с открытыми радионуклидными источниками (радиоактивными веществами в открытом виде) без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается.

3.12.5. Газообразные радиоактивные отходы с содержанием техногенных радионуклидов выше значений, приведенных в Приложении 3 Правил, и газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности.

Выброс техногенных радионуклидов в атмосферный воздух осуществляется в соответствии с нормативами выбросов и разрешительными документами, устанавливаемыми (получаемыми) в соответствии с законодательством в области охраны окружающей среды и законодательством об охране атмосферного воздуха.

3.12.6.Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.

Сортировка производственных отходов радиационных объектов направлена на разделение радиоактивных отходов различных категорий и материалов, загрязненных радионуклидами.

При удельной активности техногенных радионуклидов в отходах менее МЗУА, но больше значений, приведенных в приложении 3 Правил, их следует направлять на специально выделенные участки объектов размещения производственных отходов в соответствии с законодательством в сфере обращения с отходами производства и потребления.

3.12.7. Сбор радиоактивных отходов должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

- категории отходов;

- агрегатного состояния (твердые, жидкие);

- физических и химических характеристик;

- природы (органические и неорганические);

- периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);

-взрыво- и огнеопасности;

- принятых методов переработки отходов.

3.12.8. Для сбора радиоактивных отходов на радиационном объекте должны быть предусмотрены специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. Места расположения сборников, при необходимости, должны обеспечиваться защитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

3.12.9. Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2мЗв/ч, должны использоваться специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, снижающих уровни облучение обслуживающего персонала.

3.12.10. Жидкие радиоактивные отходы и жидкие производственные отходы с содержанием техногенных радионуклидов выше значений, приведенных в приложении 3 Правил, собираются по раздельности в специальные ёмкости.. Их следует концентрировать и отверждать на объекте, где они образуются, или в организации по обращению с радиоактивными отходам.

На радиационных объектах, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки.

3.12.11. Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов с содержанием техногенных радионуклидов выше значений, приведенных в приложении 3 Правил, и жидких радиоактивных отходов в поверхностные и подземные водные стоки, на водосборные площади, в недра и на почву.

Сброс техногенных радионуклидов в окружающую среду осуществляется в соответствии с нормативами допустимых выбросов и разрешительными документами, устанавливаемыми (получаемыми) в соответствии с законодательством в области охраны окружающей среды и водным законодательством.

3.12.12 Временное хранение радиоактивных отходов различных категорий должно осуществляться в отдельном помещении, либо на специально выделенном участке, оборудованном в соответствии с требованиями, предъявляемыми к помещениям для работ II класса. Хранение радиоактивных отходов следует осуществлять в специально предназначенных для этого контейнерах.

3.12.13. Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения их удельной активности до уровней, не превышающих приведенных в пункте 3.12.1 Правил.

Сроки выдержки радиоактивных отходов с содержанием большого количества органических веществ (трупы экспериментальных животных) не должны превышать 5 суток в случае, если не обеспечиваются условия хранения (выдержки) в холодильных установках или соответствующих растворах.

3.12.14. Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние до отправки на захоронение, при этом должны быть предусмотрены меры радиационной и пожарной безопасности.

3.12.15. Передача радиоактивных отходов на переработку или захоронение должна производиться в специальных упаковках (контейнерах).

Уровни радиоактивного загрязнения внешних поверхностей упаковки (контейнера) не должны превышать значений, приведенных в таблице 8.10 НРБ-99/2009.

3.12.16. Транспортировка радиоактивных отходов должна проводиться в механически прочных герметичных упаковках на специально оборудованных транспортных средствах.

3.12.17. Переработку радиоактивных отходов, а также их долговременное хранение и захоронение производят специализированные организации по обращению с радиоактивными отходами.

В отдельных случаях, возможно осуществление в одной организации всех этапов обращения с радиоактивными отходами, вплоть до их захоронения, если это предусмотрено проектом.

Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно.

Разбавление жидких радиоактивных отходов с целью снижения их активности запрещается.

3.12.18. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды в течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

3.12.19. Эффективная доза облучения населения, обусловленная обращением с радиоактивными отходами, а также отходами, указанными в абзаце третьем пункта 3.12.6. Правил, включая этапы их хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год.