Измерение концентрации и методы осаждения радиоактивных аэрозолей

Поскольку радиоактивные аэрозоли представляют значительную радиационную опасность, предел годового поступления (ПГП) их чрезвычайно мал. Так, допустимая объемная активность (ДОА) аэрозолей ²³⁹Pu соответствует содержанию менее одной частицы (с радиусом ~ 10^-5 см) в 1 л воздуха (см. табл. 4.5). Поэтому непосредственное измерение таких ничтожных концентраций аэрозолей на уровне допустимой концентрации (ДК) просто каким-нибудь детектором практически невозможно – требуется концентрация аэрозолей из больших объемов воздуха и дальнейшее измерение на чувствительной радиометрической аппаратуре. Чтобы выполнить подобные измерения, определенный объем воздуха прокачивается через фильтр и затем определяется активность фильтра. При количественном определении концентрации радиоактивных аэрозолей должна быть известна эффективность фильтра (для данных аэрозолей и данной скорости прокачки), при измерениях необходимо учитывать аэродинамическое сопротивление и толщину фильтра, а также распределение осевших частиц по толщине фильтра.

Для осаждения аэрозолей применяются мембранные, жидкостные, угольные фильтры, электрофильтры и инерционные осадители. В качестве мембранных фильтров может использоваться фильтровальная бумага, вата, специальная асбесто-целлюлозная бумага и картон, а также материалы из искусственных волокон (например, из стекловолокна) и фильтры Петрянова (ФП). Наиболее широко для контроля радиоактивных аэрозолей и очистки воздуха от них используются тонковолокнистые фильтры Петрянова марок ФПП и ФПА. 

Фильтры ФПП (фильтры Петрянова из перхлорвинила, диаметр волокон 1,5 и 2,5 мкм) обладают стойкостью к кислотам и щелочам, не смачиваются водой и могут применяться при температуре до 60 ⁰С.

Фильтры ФПА (фильтры Петрянова из ацетилцеллюлозы, диаметр волокон 1,5 мкм) стойки к органическим растворителям, могут использоваться до 150 ⁰С и влажности не более 80 %. Механизм задержки аэрозольных частиц на фильтрах Петрянова состоит в том, что частицы больших размеров задерживаются благодаря инерционному осаждению (вероятность задержки пропорциональна d ² v, где d - диаметр частицы, v – ее скорость), а мелкодисперсные частицы осаждаются в основном вследствие диффузии.

Таким образом, благодаря структуре и качеству ткани на фильтрах Петрянова эффективно улавливаются частицы всех размеров, т.е. вероятность радиоактивным аэрозолям присоединиться к волокнам ФП близка к единице. Эффективность h волокнистого фильтра определяется следующим образом

,                                  (5.1)

где С ₀ – концентрация аэрозолей до фильтра, С _h - концентрация аэрозолей после фильтра толщиной h. Предполагается, что распределение активности по толщине фильтра подчиняется экспоненциальному закону.

Эффективность волокнистого фильтра можно найти экспериментально, если есть два фильтра одинаковой толщины, расположенные друг после друга:

,                                    (5.2)

где А ₁ и А ₂ – активности частиц, осажденных на первом и втором фильтрах. Проскок e аэрозольных частиц через фильтр равен

e = 1 - h.                                          (5.3)

Проскок также можно определить по отношению значений активности на втором и первом фильтрах

.                                  (5.4)

Проведенные исследования показали, что максимальный проскок через материал ФП имеют частицы диаметром 0,1 – 0,2 мкм.

Существует много разновидностей волокнистых фильтров, предназначенных для выполнения разнообразных задач, например, определение концентрации радиоактивных аэрозолей при повышенной температуре, работа с химически агрессивными средами, спектрометрическое измерение радиоактивных аэрозолей и т.д. Для определения массовой концентрации аэрозолей обычно используются фильтры Петрянова; если скорость прокачки ~ 1 л/мин×см² и частицы имеют диаметр 0,1 – 0,2 мкм, эффективность этих фильтров составляет практически 100 %.

 Альфа-спектрометрические измерения аэрозолей возможны только тогда, когда обеспечена специальная пробоподготовка, включающая растворение, радиохимическое выделение a-из-лучателей и последующее электроосаждение из раствора на идеально отполированную поверхность. Для улавливания a-активных аэрозолей используются тонкие фильтры, имеющие толщину    1,5 ¸ 1,6 мг/см².

 Чтобы определить радионуклидный состав b-, g-излучающих аэрозолей используется или радиохимическое выделение отдельных нуклидов, или спектрометрические измерения. Оба эти способа позволяют определять не толь-ко качественный, но и количественный состав радионуклидов. Для примера на рис. 5.1 представлен образец спектрометрического анализа пробы аэрозолей продуктов деления.

Несомненными достоинствами волокнистых фильтров являются их простота и высокая эффективность осаждения частиц. К их недостаткам можно отнести:

- зависимость эффективности фильтра от дисперсности аэрозолей;

- малую скорость прокачивания воздуха через фильтр            (3 – 20 л/мин), требуется несколько часов, чтобы прокачать пробы воздуха через фильтр для сравнения концентрации радиоактивных аэрозолей, содержащихся в воздухе с допустимым значением;

- необходимость внесения поправок на самопоглощение a- и b-частиц в фильтре при определении его активности;

- зависимость эффективности осаждения от ионизации воздуха (эффективность уменьшается при повышении ионизации, т.к. уменьшается собственный электростатический заряд фильтра).

  Другие методы осаждения аэрозолей. Электрофильтры. Принцип электрического осаждения аэрозолей заключается в том, что частицы (аэрозоли) предварительно заряжаются зарядом (отрицательным) и помещаются в электрическое поле, которое заставляет их двигаться к положительно заряженной мишени и осаждаться на ней (рис. 5.2.). Заряжаются аэрозоли благодаря коронному разряду, возникающему между системой из нескольких игл (2), на которые подается высокое напряжение и осадительным электродом – мишенью (3). Наиболее распростра-ненный электрофильтр типа ЭФ-2 имеет эффективность фильтрации около 75 % для частиц 10^-2 – 10² мкм.

Электрофильтры имеют ряд преимуществ по сравнению с мембранными фильтрами: поскольку осадительный электрод-ми-шень делается из металла, то это обусловливает большие скорости прокачки (100 – 1500 л/мин). Большая скорость прокачки позволяет проводить быстрый отбор проб (в течение нескольких минут) и быструю смену мишени – это значительно повышает производительность методики измерения концентрации аэрозолей, близкой к предельно допустимой концентрации. К тому же эффективность электрофильтра мало зависит от дисперсности аэрозольных частиц. Осаждаются аэрозоли на гладкую мишень тонким слоем, это позволяет определять их активность с большой точностью на a- или b-счетчиках.

Основными недостатками электрофильтров являются:

· достаточно сложная аппаратура для получения высокого напряжения;

· резкое снижение эффективности электрофильтров с увеличением влажности воздуха;

· низкая эффективность осаждения и большой проскок;

· зависимость эффективности осаждения от температуры и физико-химических свойств аэрозолей.

Рис. 5.3. Схема инерционного осадителя (импактора)

Рис. 6.2. Схема импактора

Инерционные осадители (импакторы). Импакторы применяются в основном для разделения аэрозольных частиц по их дисперсности. Принципиальная схема импактора изображена на рис. 5.3. Воздух, в котором содержатся аэрозоли, направляется в узкую щель импактора со скоростью 10 – 100 м/с. Пройдя через щель первого жиклера (1) (жиклер – калибровочное отверстие для подачи воздуха), струя воздуха резко меняет свое направление (на 90⁰) и скорость. Более тяжелые (крупные) частицы, по инерции сохраняя свое прежнее направление, наталкиваются на специальную мишень (5) и осаждаются на ней. Через второй жиклер (2), меньшего размера, воздух проходит с большей скоростью и на мишени (8) осаждаются более мелкие частицы, чем на предыдущей мишени. На последующих мишенях (6, 7) осаждаются еще более мелкие частицы. На выходе импактора устанавливается волокнистый фильтр (9) для улавливания самых мелких фракций. Для повышения эффективности осаждения частиц мишени (5 – 8) покрываются тонким слоем вазелина или липкой лентой.

С помощью инерционного осадителя можно разделить частицы на пять фракций – от 0,2 до 20 мкм. Наиболее высока эффективность осаждения крупнодисперсных аэрозолей. Преимущества импакторов состоят в следующем:

- относительная простота конструкции (по сравнению с электрофильтрами);

- высокая производительность (возможность обеспечить большую скорость прокачки);

- возможность разделения аэрозолей по степени дисперсности.

Недостатками импакторов являются:

- низкая эффективность по улавливанию мелкодисперсных аэрозолей (несколько %);

- зависимость эффективности от температуры и влажности окружающей среды.

Эффективность любого метода фильтрации определяется произведением объема воздуха, прокачиваемого через осадитель аэрозоля, на коэффициент проскока. Чем выше это произведение и чем меньше коэффициент проскока зависит от температуры и влажности воздуха (и от физико-химических свойств аэрозоля), тем качественнее методика осаждения.

В настоящее время наилучшими характеристиками по осаждению радиоактивных аэрозолей обладают тонковолокнистые фильтры типа ФП.

Измерение концентрации долгоживущих аэрозолей на фоне короткоживущих естественных аэрозолей. Если посмотреть на данные табл. 4.5, можно видеть, что предел годового поступления некоторых радионуклидов чрезвычайно мал – это обусловлено большой радиационной опасностью этих радионуклидов. Однако измерению аэрозолей плутония, цезия, стронция и других долгоживущих нуклидов искусственного происхождения мешают короткоживущие аэрозоли, образующиеся из продуктов распада радона, торона и актинона, которые всегда содержатся в воздухе и осаждаются на фильтр наравне с долгоживущими продуктами. Содержание аэрозольных продуктов распада радона и торона при обычных условиях на несколько порядков больше, чем допустимая концентрация долгоживущих аэрозолей.

Для выяснения возможности измерения долгоживущих аэрозолей на фоне короткоживущих, посмотрим на физические особенности радиоактивных аэрозолей (табл. 5.1). Определение содержания b-активных аэрозолей, возникающих, например, при работе реактора, представляет относительно простую задачу – требуется измерить количество радионуклида, сравнимое с фоном или существенно его превышающее (обычная концентрация естественных радиоактивных аэрозолей в воздухе составляет 3 ¸ 40 Бк/м³). В то же время при измерении долгоживущих a-аэрозолей измеряемый эффект будет в сотни раз меньше фоновой активности продуктов распада радона.

Поскольку время жизни аэрозольных продуктов распада радона и торона значительно меньше, чем время жизни долгоживущих искусственных аэрозолей, самый естественный и простой способ выделения долгоживущей компоненты заключается в обычном выжидании – после прекращения прокачки воздуха активность на фильтре через некоторое время будет определяться только долгоживущими продуктами. Если прокачку не прекращать, то за время, примерно равное шести периодам полураспада (для аэрозолей радона это примерно три часа) естественная радиоактивность на фильтре достигает насыщения, а долгоживущая будет продолжать возрастать. Таким образом, выждав три часа после конца прокачки (или измеряя активность через три часа непрерывной прокачки), можно выделить долгоживущую компоненту. Но если в воздухе содержатся продукты распада торона, активность фильтра нужно измерять уже не менее, чем через сутки, т.е. методом выжидания невозможно своевременно обнаружить в воздухе повышение концентрации радиоактивных аэрозолей долгоживущих радионуклидов, особенно, если в воздухе присутствует торон.

Таблица 5.1

 Физические параметры радионуклидов, входящих в состав аэрозолей

Радио-нуклид	Период полураспада	Энергия, МэВ		Допустимая объемная активность ДОАнас, Бк/м3
		Е bmax, a-частицы	g-излучение
89Sr	51 сут	b:1,47	-	19
90Sr	28,1 год	b:0,544	-	2,7
90Y	64,1 ч	b:2,245	-	60
91Y	58,5 сут	b:1,55	1,205	14
137Cs	30,17 год	b:1,17	0,662	27
140Ba	12, 8 сут	b:1,01	0,537	22
210Po	138,4 сут	a:5,3	0,803	0,034
226Ra	1600 лет	a:4,78 4,6	0,19	0,03
238U	4,5×109 лет	a:4,2	-	0,04
239Pu	2,406 год	a:5,1	0,05	0,0025
238Pu	87,75 год	a:5,5	0,1	0,0027
240Pu	6540 лет	a:5,17	0,65	0,0025
241Pu	14,4 лет	b:0,02 a:4,9	-	0,14
241Am	432,8 лет	a:5,49	0,06	0,0029
Продукты распада радона
218Po(RaA)	3,05 мин	a:6,0	0,078 – 2,44	100 (см. стр.23)
214Pb(RaB)	27 мин	b:0,98	0,295 0,352
214Bi(RaC)	19,7 мин	b:3,26	0,69 1,12
216Po(ThA)	0,145 с	a:6,78	-
212Pb(ThB)	10,64 ч	b:0,586	0,239
212Bi(ThC)	60,6 мин	b:2,25  a:6,05	0,727
212Po(ThC¢)	3×10-7 с	a:8,78	-

 

Однако, если нет никаких других устройств и возможностей, можно улучшить соотношение между долго- и короткоживущими нуклидами, оседающими на фильтр. Выведем несложную формулу. Для этого запишем активность А _д долгоживущих аэрозолей за время прокачки t:

А _д = h× С _д×w× t,                               (5.5)

где h - эффективность фильтра, С _д – концентрация долгоживущих аэрозолей в воздухе, w - объемная скорость прокачки. Активность А _к короткоживущих аэрозольных продуктов распада за время прокачки t равна

,              (5.6)

где С _к – концентрация короткоживущих аэрозолей, Т _эфф – их эффективный период полураспада. Если t << T _эфф, можно получить отношение  (используем вместо е^{- х} при малых х функцию    (1 - х), разлагая е^{- х} в ряд в окрестности нуля с точностью до членов первого порядка: е^{- х} » 1 - х):

  .                      (5.7)

Выполнив несложные математические вычисления и обозначив t - среднее время жизни атомов короткоживущих нуклидов на фильтре (), можно получить соотношение активностей  и  через время t ` после прекращения прокачки

,                               (5.8)

здесь учтено, что Т _1/2д >> t ` и = А _д = h× С _д×w× t.

Из полученного соотношения видно, что с увеличением времени прокачки t и времени выдержки t ` отношение активностей долгоживущих изотопов к активности короткоживущих увеличивается, это позволяет измерять активность долгоживущих изотопов более точно.

Для тех случаев, когда в воздухе помещений есть продукты распада торона, или же требуется быстрое проведение анализов, необходимо использовать другие методы для определения концентрации долгоживущих аэрозолей. Из данных, представленных в табл. 5.1, видно, какими физическими характеристиками отличаются (кроме периода полураспада) короткоживущие аэрозоли от долгоживущих. Они отличаются энергией испускаемых a-частиц – долгоживущие аэрозоли имеют энергию a-частиц меньшую, чем продукты распада радона и торона. Анализируя энергетический спектр a-частиц, осевших на фильтре и зная зависимость эффективности регистрации спектрометра от энергии, можно определить и концентрацию a-частиц. Для этих целей применяются сцинтилляционные a-спектрометры (обычно с кристаллом CsJ(Tl)) или полупроводниковые детекторы.

Измерение концентрации долгоживущих a-активных аэрозолей можно проводить еще с помощью дискриминации по длинам пробегов a-частиц. Известно, что в первом приближении пробег    a-частицы R в воздухе связан с ее энергией E _a степенной функцией вида

, МэВ,                       (5.9)

т.е. долгоживущие a-излучатели имеют меньший пробег по сравнению с короткоживущими[28]. Для определения количества короткопробежных a-частиц достаточно поставить поглощающий слой определенной толщины, через который будут проходить длиннопробежные частицы продуктов распада радона и торона, а короткопробежные a-частицы долгоживущих изотопов будут полностью поглощаться. Таким образом, установка, предназначенная для разделения долго- и короткоживущих радионуклидов по длинам пробегов, будет содержать кроме воздуходувки и счетных приборов, как у обычных радиометров, еще лентопротяжный механизм с фильтрующей лентой и сцинтилляционные датчики, которые располагаются сверху и снизу ленты. Верхний детектор покрывается алюминиевой фольгой, имеющей определенную толщину для того, чтобы счетчик регистрировал только a-частицы с большим пробегом короткоживущих изотопов (²¹⁴Ро и ²¹²Ро). Тогда нижний счетчик будет регистрировать суммарную скорость счета всех a-частиц от долго- и короткоживущих изотопов n _н, а скорость счета долгоживущих изотопов n _д будет:

n _д = n _н – k `× n _в,                            (5.10)

где k ` - коэффициент, выражающий отношение между скоростями счета нижнего и верхнего датчиков при измерениях естественной активности. Перед каждым измерением после прокачки воздуха фильтр должен быть выдержан в течение 10 – 15 мин для распада атомов ²¹⁸Ро. Для измерения a-активных аэрозолей обычно применяется ионизационный спектрометр a-излучения с импульсной ионизационной камерой. В настоящее время разработаны аэрозольные радиометры, использующие полупроводниковые детекторы   a-излучения.

 

ПРИНЯТЫЕ СОКРАЩЕНИЯ

 

АМАД – активностный медианный аэродинамический диаметр

АМТД – активностный медианный термодинамический диаметр

ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор

ДК – допустимая концентрация

ДОА – допустимая объемная активность

ОЯТ – отработавшее ядерное топливо

ПГП – предел годового поступления

ППР – планово-предупредительный ремонт

РАО – радиоактивные отходы

РБМК – реактор большой мощности канального типа

СИЧ – счетчик излучения человека

ТВС – тепловыделяющая кассета

ФПА – фильтр Петрянова из ацетилцеллюлозы

ФПП – фильтр Петрянова из перхлорвинила

ЭРОА – эквивалентная равномерная объемная активность

ЯТЦ – ядерный топливный цикл

 

 

КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ

 

1. Внешнее и внутреннее облучение естественными источниками облучения. Их соотношение при облучении человека.

2. Технологически измененный естественный радиационный фон.

3. Образование естественных радиоактивных аэрозолей. Радиоактивные семейства уран-радий и уран-актиний. Радон и актинон.

4. Образование естественных радиоактивных аэрозолей. Радиоактивное семейство тория. Торон.

5. Понятие о радиоактивном равновесии. Установление радиоактивного равновесия между радоном и продуктами его распада (то же для торона).

6. Образование искусственных аэрозолей при испытаниях ядерного оружия.

7. Ядерный топливный цикл. Замкнутый и открытый ЯТЦ. Образование искусственных аэрозолей при добыче и обогащении урана.

8. Образование искусственных аэрозолей при работе АЭС.

9. Пути поступления радионуклидов внутрь организма. Кинетика радионуклидов в организме при ингаляционном поступлении. Типы химических соединений (М, П, Б).

10. Осаждение радиоактивных частиц в дыхательной системе человека. АМАД. АМДТ.

11. Определение радиационной опасности радионуклидов. Предел годового поступления (ПГП).

12. Тонковолокнистые фильтры Петрянова (ФПА и ФПП), их достоинства и недостатки. Эффективность волокнистых фильтров и проскок. Экспериментальное определение эффективности и проскока.

13. Методы осаждения радиоактивных аэрозолей. Электрофильтры и инерционные осадители, их достоинства и недостатки.

14. Измерение долгоживущих аэрозолей на фоне короткоживущих естественных аэрозолей.

15.  Устройство радиометра РВ-4.

 

 ЛИТЕРАТУРА

 

1. Иванов В.И. Курс дозиметрии. – М.: Энергоатомиздат (любое издание).

2. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. - М.: Энергоатомиздат, 1990.

3. Голубев Б.П. Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. – М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – М.: Энергоатомиздат, 1999.

5. Булдаков Л.А. Радиоактивные вещества и человек. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

6. Голубев Б.П., Козлов В.Ф., Смирнов С.Н. Дозиметрия и радиационная безопасность на АЭС. – М.: Энергоатомиздат, 1984.

7. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1 758 – 99. –М.: Минздрав России, 1999.

8. Радиация. Дозы, эффекты, риск. – М.: Мир, 1988.

9. Сивинцев Ю.В. Насколько опасно облучение. – М.: ИздАТ, 1991.

10. Алексахин Р.М. Ядерная энергия и биосфера. – М.: Энергоатомиздат, 1982.

11. Крышев И.И., Рязанцев Е.П. Экологическая безопасность ядерно-энергетического комплекса России. – М.: ИздАТ, 2000.

12. Бадяев В.В., Егоров Ю.А., Казаков С.В. Охрана окружающей среды при эксплуатации АЭС. – М.: Энергоатомиздат, 1990.

13. Кутьков В.А., Ткаченко В.В., Романцов В.П.

Радиационная безопасность персонала атомных станций. – Москва – Обнинск, 2003.

14. Ильин Л.А., Кириллов В.Ф., Коренков И.П. Радиационная безопасность и защита. Справочник. – М.: Медицина, 1996.

15. Дозиметрический контроль внутреннего профессионального облучения. Общие требования. Методические указания МУ 2.6.1.26-2000. – Минатом России, Федеральное управление «Медбиоэкстрем» Минздрава России, 2000.

 

СОДЕРЖАНИЕ

                                 с.

1. РАДИОАКТИВНЫЕ АЭРОЗОЛИ В ОКРУЖАЮЩЕЙ

СРЕДЕ….……………………………………………………………3

2. ЕСТЕСТВЕННЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ АЭРОЗОЛИ…………..5

2.1. Естественный радиационный фон ………………………….5

2.2. Техногенный радиационный фон………………………….24

 3. ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОАКТИВНЫЕ АЭРОЗОЛИ………27

3.1. Радионуклиды, образовавшиеся при испытаниях

  ядерного оружия…………….………………………………27

3.2. Радионуклиды, поступающие во внешнюю среду при

  работе предприятий ЯТЦ…………………….……….…….31

4. ОСОБЕННОСТИ БИОЛОГИЧЕСКОГО ДЕЙСТВИЯ

РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ ………………………….....44

4.1. Кинетика радионуклидов в организме при ингаляцион-

        ном поступлении…………………………………………….44

4.2. Распределение радиоактивных частиц в органах дыха-

        ния человека……………….………..……………………….52

4.3. Относительная радиационная опасность радионукли-

        дов…………………………………………………………….55

5. ИЗМЕРЕНИЕ КОНЦЕНТРАЦИИ И МЕТОДЫ ОСАЖДЕ-

НИЯ РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ……………………….57

6. КОНТРОЛЬНЫЕ ВОПРОСЫ…………………………………….70

ЛИТЕРАТУРА………………………………………..........................71

 

 

Редактор О.Ю.Волошенко

Компьютерная верстка Е.Л.Борисенко

ЛР №020713 от 27.04.1998       

Подписано к печати                                      Формат бум. 60´84/16      Печать ризограф    Бумага KYMLUX                        Печ. л.4,5                                Зак. №                      Тираж 150 экз.                  Цена договорная

Отдел множительной техники ИАТЭ

249035, г.Обнинск, Студгородок, 1.

[1] Эффективная доза (Е) – величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты: E =, где Н_Т – эквивалентная доза в органе или ткани Т, W_Т – взвешивающий коэффициент для органа или ткани Т. Единица эффективной дозы – зиверт (Зв).

Эквивалентная доза (Н_{Т, R}) – поглощенная доза в органе или ткани, умноженная на соответствующий взвешивающий коэффициент для данного вида излучения: Н_{Т, R} = W_R ´ D_{T, R}, где D_{T, R} – средняя поглощенная доза в органе или ткани Т, W_R – взвешивающий коэффициент для излучения R. Единица эквивалентной дозы – зиверт (Зв).

Поглощенная доза D – величина энергии de ионизирующего излучения, переданная веществу, находящемуся в элементарном объеме: D = de/d m, m – масса вещества в этом объеме. Единица поглощенной дозы – грей (Гр).

 

[2] Годовая эффективная (эквивалентная) доза – сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

[3] Здесь и далее (если нет ссылки на работу) ядерно-физические характеристики нуклидов (период полураспада, энергия и выход g-квантов, максимальная энергия b-спектра и т.д.) в основном приводятся по работе [2].

[4] RaA, RaB, RaC и т.д. - условные обозначения дочерних продуктов распада радия, введены до того, как был выяснен их состав (до открытия английским радиохимиком Ф.Содди правила сдвига, позволившего выяснить природу элементов при радиоактивных превращениях). Аналогичные обозначения приняты для ThA, ThB, ThC.

 

[5] Есть еще четвертое семейство – ряд нептуния, но оно состоит из искусственно полученных элементов, эти элементы не встречаются в природе и не могут являться источником появления естественных аэрозолей.

[6] Содержание радона в организме человека не превышает ~ 0,4 Бк/кг.

[7] А ктивная концентрация - активность в единице массы почвы или в единице объема атмосферного воздуха, т.е. скорость распада атомов в единице объема или массы.

[8] Древесина не содержит радий и поэтому не выделяет радон, но обладает измеряемой активностью за счет g-b-излучения естественных радионуклидов ⁴⁰К и ¹⁴С.

[9] Эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов изотопов радона – ²²²Rn и ²²⁰Rn – взвешенная сумма объемных активностей короткоживущих дочерних продуктов изотопов радона – ²¹⁰Po (RaA); ²¹⁴Pb(RaB); ²¹⁴Bi(RaC); ²¹²Pb(ThB); ²¹²Bi(ThC) соответственно:

                  (ЭРОА)_Rn =  0,1 A _RaA + 0,52 A _RaB + 0,38 A _RaC

                   (ЭРОА)_Th = 0,91 A _ThB + 0,09 A _ThC,

где А _i – объемные активности дочерних изотопов радона.

[10] В уже эксплуатируемых помещениях среднегодовая ЭРОА дочерних изотопов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м³.

[11] Коллективная эффективная доза – мера коллективного риска возникновения стохастических эффектов облучения; она равна сумме индивидуальных эффективных доз. Единица эффективной коллективной дозы – человеко-зиверт (чел.-Зв).

[12] есть еще подземное выщелачивание.

[13] После распада СССР почти все разведанные урановые месторождения оказались за пределами России. В настоящее время в России находится единственное рентабельное месторождение урана - Приаргунский горно-химический комбинат (Алтай).

[14] Величина нормированного выделения радона составляет             75×10³ ТБк/(ГВт-год) при использовании 250 т оксида урана для производства 1 ГВт-год электроэнергии (UN. 1993) (ГБк = 10⁹ Бк, ТБк = 10¹² Бк, 1 ГБк – стандартная мощность одного блока АЭС).

[15] Подвергается переработке только топливо ВВЭР.

[16] На 1 т облученного топлива образуется около 5000 л радиоактивных отходов (этот объем может быть уменьшен до 25 - 100 л за счет упаривания).

[17] Не всегда выполнялись требования по захоронению РАО, особенно при создании первых ядерных предприятий. Так, например, в озере Карачай, которое использовалось для слива жидких радиоактивных отходов, содержится ~ 5×10¹⁸ Бк долгоживущих радионуклидов. 

[18] В настоящее время известно только одно средство, способное несколько защитить организм от внутреннего переоблучения, получаемого за счет отложившегося радиоактивного вещества - это биохимические стимуляторы обменных процессов в живом организме. Эти биостимуляторы, называемые комплексообразователями, связывают радиоактивное вещество в химическую форму, обладающую повышенной скоростью выведения из организма. Например, существует препарат этилендиаминтетрауксусной кислоты – его применение в несколько раз ускоряет вывод отложившегося в организме плутония.

[19] Возможно еще раневое поступление - через открытые раны и ожоговые поверхности и внутривенное введение - при проведении радионуклидной диагностики.

[20] Депонирование - отложение, сохранение.

[21] Барьерными органами принято считать легкие, желудочно-кишечный тракт и кожу.

[22] Находящийся вне грудной клетки.

[23] Находящийся в грудной клетке.

[24] Стандартный работник – нормально дышащий носом взрослый человек, выполняющий легкую работу: 2,5 ч сидячей работы и 5,5 ч легкой нагрузки.

[25] Стандартные аэрозоли – имеющие логарифмически нормальные распределения размеров частиц, т.е. логарифмы диаметров имеют нормальное распределение.

 

[26] Предел годового поступления для персонала группы А дочерних продуктов изотопов радона (RaA+RaB+RaC) составляет =     3×10⁶ Бк/год.

[27] ОБЭ - отношение поглощенной дозы D ₀ образцового излучения, вызывающей определенный биологический эффект, к поглощенной дозе D рассматриваемого излучения, вызывающей такой же биологический эффект. В качестве образцового излучения используют рентгеновское излучение с граничной энергией 200 кэВ.

 

[28] Этот факт следует из закона Гейгера-Нэтолла, который связывает постоянную распада l радиоактивного ядра и пробег R _a испускаемой им a-частицы: ln l = A lg R _a + B, где А и В - константы.