авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 |
-- [ Страница 1 ] --

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК

УРАЛЬСКОЕ ОТДЕЛЕНИЕ

ИНСТИТУТ ПРОМЫШЛЕННОЙ ЭКОЛОГИИ

На правах рукописи

Екидин Алексей Акимович

РАДИОЭКОЛОГИЧЕСКИЕ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ

С ТОРИЙСОДЕРЖАЩИМИ МАТЕРИАЛАМИ НА

ПРИМЕРЕ БАЗЫ ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТОВОГО

КОНЦЕНТРАТА

Специальность 03.00.16 – "Экология"

Диссертация на соискание ученой степени кандидата

физико-математических наук

Научный руководитель – доктор технических наук М.В. Жуковский Екатеринбург – 2007 СОДЕРЖАНИЕ ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ........................................ 4 ВВЕДЕНИЕ................................................................................................................... 1. КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ОБЪЕКТА ИССЛЕДОВАНИЯ.............. 1.1. ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА МОНАЦИТА................................................... 1.2. КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ БАЗЫ ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТОВОГО КОНЦЕНТРАТА............. 1.3. СПОСОБ ХРАНЕНИЯ ТОРИЙСОДЕРЖАЩЕГО МАТЕРИАЛА..................................... 1.4. ОЦЕНКА ЗАПАСОВ РАДИОНУКЛИДОВ.................................................................. 1.5. ДАННЫЕ РАНЕЕ ВЫПОЛНЕННЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ............................................... 1.6. СИСТЕМА ПРОИЗВОДСТВЕННОГО РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ.......................... 1.7. ОБЛУЧЕНИЕ РАБОТНИКОВ «ТОРИЕВЫХ» ПРОИЗВОДСТВ...................................... 1.8. СОЦИАЛЬНОЕ НАПРЯЖЕНИЕ................................................................................ 1.9. НАПРАВЛЕНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ.......................................................................... 2. МЕТОДИКИ И АППАРАТУРА ИЗМЕРЕНИЙ.............................................. 2.1. МЕТОДЫ ОТБОРА ПРОБ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СОДЕРЖАНИЯ РАДИОНУКЛИДОВ..... 2.1.1. Отбор проб почвы...................................................................................... 2.1.2. Отбор проб воды для определения содержания радионуклидов........... 2.1.3. Отбор проб донных отложений............................................................... 2.1.4. Биологический мониторинг....................................................................... 2.1.6. Отбор проб выпадений из атмосферы на поверхность земли............. 2.1.7. Отбор проб для оценки выноса активности из помещений хранения монацита............................................................................................................... 2.1.8. Отбор проб воздуха в помещении хранения монацита.......................... 2.1.9. Метод взятия мазков................................................................................. 2.2. ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫЕ ИЗМЕРЕНИЯ...................................................................... 2.2.1. Определение плотности потока альфа-, бета-частиц......................... 2.2.2. Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы......................... 2.2.3. Измерение индивидуальной дозы внешнего облучения персонала......... 2.2.4. Измерение объёмной активности радона трековым методом............ 2.2.5. Определение ЭРОА радона и торона аспирационным методом.......... 2.2.6. Измерение -излучения осажденных на фильтр АФА аэрозолей ДПР торона.........................................





........................................................................... 2.3. ИЗМЕРЕНИЕ АКТИВНОСТИ ОТОБРАННЫХ ОБРАЗЦОВ........................................... 2.3.1.Спектрометр РКГ – 1................................................................................ 2.3.2. Гамма-радиометр РКГ-АТ1320................................................................ 2.4. МЕТОДЫ СПЕЦИАЛЬНОГО МОНИТОРИНГА НА БАЗЕ ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТА........ 2.4.1. Измерение объёмной активности торона трековым методом........... 2.4.2. Трековый метод измерения радиоактивного загрязнения поверхности................................................................................................................................. 2.5. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ МЕТОДОВ СПЕЦИАЛЬНОГО МОНИТОРИНГА................................................................................. 3. ИДЕНТИФИКАЦИЯ ТЕХНОГЕННОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ ЕРН 3.1. ОБЩИЕ ПРИНЦИПЫ МЕТОДА РАДИОНУКЛИДНЫХ ОТНОШЕНИЙ.......................... 3.2.СРАВНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ ИДЕНТИФИКАЦИИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ЕРН МЕТОДОМ РАДИОНУКЛИДНЫХ ОТНОШЕНИЙ И МЕТОДОМ СДВИГА РАВНОВЕСИЯ....................... 3.3. МЕТОД РАДИОНУКЛИДНЫХ ОТНОШЕНИЙ ДЛЯ ИДЕНТИФИКАЦИИ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ ТОРИЙСОДЕРЖАЩИМИ МАТЕРИАЛАМИ.......................................................... 4. ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ДПР ТОРОНА И МЕТОДЫ ИНДИВИДУАЛЬНОГО МОНИТОРИНГА ПРИ ИХ ИНГАЛЯЦИОННОМ ПОСТУПЛЕНИИ...................................................................................................... 4.1. ОЦЕНКА ТРАНСПОРТАБЕЛЬНОСТИ ДПР ТОРОНА В РЕСПИРАТОРНОМ ТРАКТЕ ЧЕЛОВЕКА................................................................................................................... 4.2. ДОЗОВЫЙ КОЭФФИЦИЕНТ ПРИ ИНГАЛЯЦИОННОМ ПОСТУПЛЕНИИ ДПР ТОРОНА 4.3. КОЭФФИЦИЕНТ ДОЗОВОГО ОТ ЭКСПОЗИЦИИ ПО ДПР ТОРОНА К ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЕ............................................................................................................................ 4.4. ОБОСНОВАНИЕ МЕТОДА ИНДИВИДУАЛЬНОГО МОНИТОРИНГА ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ДПР ТОРОНА........................................................................................... 5. РАДИАЦИОННОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ ПУНКТА ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТА.................................................................... 5.1. СОДЕРЖАНИЕ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОЗДУХЕ ПОМЕЩЕНИЙ ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТА................................................................................................ 5.2. ОЦЕНКА ВЫНОСА РАДИОАКТИВНОЙ ПЫЛИ ЧЕРЕЗ СЛУХОВЫЕ ОКНА СКЛАДСКИХ ПОМЕЩЕНИЙ............................................................................................................... 5.3. ОЦЕНКА ПЛОТНОСТИ ВЫПАДЕНИЙ ПЫЛИ МОНАЦИТА НА ТЕРРИТОРИИ ПРЕДПРИЯТИЯ............................................................................................................. 5.4. ИЗУЧЕНИЕ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ИЗОТОПОВ РАДОНА В ВОЗДУХЕ ПОМЕЩЕНИЙ ХРАНЕНИЯ МОНАЦИТА И В НАРУЖНОЙ АТМОСФЕРЕ.................................................. 5.5. ДПР ТОРОНА В АТМОСФЕРЕ СКЛАДОВ И НАРУЖНОМ ВОЗДУХЕ.......................... 5.6. СОДЕРЖАНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В ПОЧВЕ........................................................... 5.7. СОДЕРЖАНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В ВОДЕ И ДОННЫХ ОТЛОЖЕНИЯХ.................... 5.8. СОДЕРЖАНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В РАСТИТЕЛЬНОСТИ....................................... 5.9. СОДЕРЖАНИЕ РАДИОНУКЛИДОВ В ГРИБАХ........................................................ 5.10. ЗАГРЯЗНЕНИЕ ПОВЕРХНОСТЕЙ......................................................................... 5.11. ИССЛЕДОВАНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК ВНЕШНЕГО ОБЛУЧЕНИЯ............................ 5.12. РАНЖИРОВАНИЕ ФАКТОРОВ РАДИАЦИОННОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ....................... 5.12.1. Радиационное воздействие в Зоне 1..................................................... 5.12.2. Радиационное воздействие в Зоне 2..................................................... 5.12.3. Радиационное воздействие в Зоне 3..................................................... ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ РАБОТЫ.................................... БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ......................................................................................................... ПЕРЕЧЕНЬ ИСПОЛЬЗОВАННЫХ СОКРАЩЕНИЙ АМАД – медианный по активности аэродинамический диаметр;





АМТД – медианный по активности термодинамический диаметр;

ДПР – дочерние продукты распада;

ЕРН – естественные радионуклиды;

ИРН – искусственные радионуклиды;

КДП – коэффициент дозового перехода;

МЭД – мощность эквивалента дозы;

НКДАР ООН – научный комитет по действию атомной радиации ООН;

н.о. – не обнаружено;

ОА – объемная активность;

ОГУ – областное государственное учреждение;

ПК – пробоотборная камера;

ППЗ – плотности поверхностного загрязнения;

РВ – радиоактивные вещества;

РЗП – радиоактивное загрязнение поверхности;

СЗЗ – санитарно-защитная зона;

ТД – трековый детектор;

УА – удельная активность;

ЭРОА – эквивалентная равновесная объемная активность.

ВВЕДЕНИЕ Актуальность темы. Природные радионуклиды – постоянные спутники человечества – являются доминирующим дозообразующим фактором облучения населения. Условия облучения, чаще всего, формируются благодаря естественному распределению природных радионуклидов в окружающей среде.

Процессы в промышленном производстве приводят к перераспределению урана, тория, радия, калия в техногенных объектах (продукция, полуфабрикаты, отходы). На отдельных территориях эти процессы могут приводить к существенному изменению радиоэкологической ситуации и дополнительному техногенному радиационному воздействию на население и окружающую среду.

Изучение фундаментальных радиоэкологических основ и решение практических задач обеспечения радиационной безопасности при обращении с материалами, содержащими природные радионуклиды, в последнее время развивается опережающими темпами по сравнению с радиоэкологией искусственных радионуклидов (ИРН). Однако определенное отставание радиоэкологии природных радионуклидов и развития принципов радиационной безопасности при обращении с природными радиоактивными материалами остается. Следует отметить, что в современной радиационной безопасности и радиоэкологии естественных радионуклидов (ЕРН) основное внимание уделяется семейству природного урана. Особое место урана и дочерних продуктов определяется, во-первых, его применением в ядерном топливном цикле на современном этапе технологического развития. Во-вторых, пристальный интерес уделяется проблеме радиационного воздействия на население и персонал от радона, который вместе с дочерними продуктами вносит существенный вклад в облучение. В то же время меньшее внимание уделяется природным радионуклидам другого более распространенного радиоактивного семейства – ториевого ряда. В силу своих физических свойств торий до настоящего времени не нашел применения в ядерных технологиях.

Однако, специалисты отмечают, что по мере развития ядерной промышленности материалы на основе тория могут стать основой новых востребованных технологий. Кроме того, известно, что торий является сопутствующим элементом многих минералов богатых редкоземельными элементами. Все это делает важным теоретическое и практическое изучение проблем обеспечения радиационной безопасности при обращении с торийсодержащими материалами.

В области радиоэкологии и радиационной безопасности природных радионуклидов в целом и ториевого ряда в частности следует выделить следующие нерешенные или недостаточно проработанные существенные задачи:

- приборное, методическое и метрологическое обеспечение измерений ряда радиационных характеристик (объемная активность торона (220Rn), дисперсный состав радиоактивных аэрозолей и др.);

- методическое обеспечение проведения радиоэкологического обследования и мониторинга окружающей среды в районе расположения предприятий, использующих природные радиоактивные материалы (с учетом задачи идентификации загрязнения окружающей среды элементами природных радиоактивных рядов на фоне их естественного содержания);

- методическое обеспечение рутинного радиационного мониторинга и индивидуального дозиметрического контроля на предприятии (с учетом необходимости контроля и мониторирования всего комплекса источников внешнего и внутреннего облучения);

- обоснование путей реализации базовых принципов и критериев радиационной безопасности персонала, населения и окружающей среды при обращении с торийсодержащими радиоактивными материалами.

Изучение вопросов обеспечения радиационной безопасности при обращении с торийсодержащими материалами проведено на примере пункта хранения монацитового концентрата в г.Красноуфимске Свердловской области (ОГУ «УралМонацит»). Непростые условия работы персонала предприятия, озабоченность населения, отсутствие достоверных данных о радиационной ситуации стали определяющими причинами выбора направлений комплексной исследовательской работы.

Основная цель работы.

Разработка теоретических и экспериментальных методов комплексной оценки радиационного воздействия на человека и окружающую среду техногенно-усиленных природных источников.

Задачи исследования.

1. Развитие теоретических основ и экспериментальных методов радиоэкологии ЕРН.

2. Экспериментальное обоснование дозиметрических характеристик и методов индивидуального мониторинга при ингаляционном поступлении ДПР торона.

3. Комплексная оценка радиационного воздействия на человека и окружающую среду при обращении с монацитом.

Положения, выносимые на защиту.

1. Метод радионуклидных отношений в радиоэкологии ЕРН позволяет идентифицировать техногенное загрязнение природными радионуклидами объектов окружающей среды в пределах естественной вариабельности их содержания.

2. Экспериментальное обоснование значение коэффициента дозового перехода от экспозиции по ЭРОА торона к эффективной дозе составляет 80- нЗв/(Бк·ч·м-3).

3. Дополнительное радиационное воздействие на человека и окружающую среду за пределами пункта хранения монацита пренебрежимо мало.

Научная новизна.

1. Разработанный метод радионуклидных отношений впервые позволил выявить техногенное загрязнение почвы природными радионуклидами на уровне естественной вариабельности их содержания.

2. Впервые для реальных условий ингаляционного поступления получены экспериментально обоснованные оценки численных значений коэффициента дозового перехода от экспозиции по ЭРОА торона к эффективной дозе.

3. Впервые получена комплексная оценка радиационного воздействия на человека и окружающую среду в условиях длительного хранения монацита.

Практическая значимость диссертационной работы.

1. Метод радионуклидных отношений может быть использован для идентификации начальной стадии техногенного загрязнения почв природными радионуклидами.

2. Разработанный комплекс трековых детекторов может быть использован 220 для совместного определения ОА Rn и Rn при любых радиационно гигиенических исследованиях.

3. Полученные экспериментально обоснованные оценки КДП могут быть использованы при изменениях справочной и нормативной документации.

4. Данные по транспортабельности Pb в респираторном тракте позволяют обосновать методы индивидуального мониторинга внутреннего облучения при ингаляционном поступлении ДПР торона.

5. Результаты комплексного анализа радиационного воздействия на человека и ОС от пункта хранения монацита могут быть использованы для объективной оценки радиоэкологической ситуации в регионе и при разработке и реализации экологических программ Свердловской области.

Апробация работы.

Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на следующих научных конференциях и симпозиумах: III Международный симпозиум «Урал атомный: наука, промышленность, жизнь» (Заречный, 1995), Международная конференция «Радиоактивность и радиоактивные элементы в среде обитания человека» (Томск, 1996), IRPA Regional Congress on Radiation Protection in Central Europe (Budapest. Hungary, 1998), VIII Международный экологический симпозиум «Урал атомный, Урал промышленный – 2000»

(Екатеринбург, 2000), 5-th International Conference on High Levels of Natural Radiation and Indoor Radon Areas (Munich, Germany, 2000), International Congress Natural Radiation Environment (NRE-VII) (Rhodes, Greece, 2002), Урало Сибирская научно-техническая выставка и конференция (Екатеринбург, 2003), XI Международный экологический симпозиум «Урал атомный, Урал промышленный» (Екатеринбург, 2005), IX Международное совещание «Проблемы прикладной спектрометрии и радиометрии» (Заречный, 2005), Second European IRPA Congress on Radiation Protection (Paris, France, 2006), VII всероссийская научно-практическая конференция «Экологические проблемы промышленных регионов» (Екатеринбург, 2006), научно-практическая конференция «Современные проблемы обеспечения радиационной безопасности населения» (Санкт-Петербург, 2006), 5-th International Symposium on Naturally Occurring Radioactive Material, (Seville, Spain, 2007).

Публикации. По материалам диссертационной работы опубликовано научных работ, в том числе 4 статьи в научных журналах по перечню ВАК, статей в других изданиях, 14 тезисов докладов на российских и международных конференциях.

1. КРАТКАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ОБЪЕКТА ИССЛЕДОВАНИЯ 1.1. Физико-химические свойства монацита Монацит – безводный фосфат, минерал элементов цериевой группы, главным образом церия и лантана. Цвет монацита преимущественно желтый, бурый, красновато-бурый, реже зеленый, белый и др. [1]. Твердость 5-5,5;

удельный вес 4,9-5,5. С повышением содержания тория удельный вес монацита возрастает. Минерал содержит 50-60% окислов редкоземельных элементов.

Содержание ThO2 обычно 5-10% и менее 1% U3O8. Уран изоморфно замещает в монаците торий и редкоземельные элементы преимущественно иттриевой группы. Торий изоморфно замещает в монаците церий и другие редкоземельные элементы преимущественно цериевой группы. Пятиокись фосфора содержится в монаците в пределах 18,4–31,5%. Известна редкая разновидность монацита – шералит, содержащий от 4% до 6% урана и от 25% до 31% тория [2]. Монацит обычно встречается в гранитах в виде мелких рассеянных кристаллических зерен. При разрушении горных пород монацит накапливается в делювиальных или морских россыпях, которые и представляют собой наиболее крупные месторождения монацита. В настоящее время монацит является побочным продуктом добычи рутила, циркона, ильменита, магнетита и т.д.

Гранулометрический состав монацитовых песков довольно постоянен, а средний размер песчаных зерен колеблется от 0,11 до 0,133 мм [3]. Обогащение монацитовых песков приводит к изменению распределения размеров песчаных зерен (см. таблицу 1). Данные из литературных источников сопоставимы с результатами экспериментальных работ по измельчению монацита, хранящегося на базе хранения ОГУ «УралМонацит» (рис. 1.1) [4]. Из рис. 1.1 видно, что исследованная партия песка содержит зерна размером больше 80 мкм.

Содержание, масс.% 0 200 400 600 Размер частиц, мкм Рис. 1.1. - Гранулометрический состав монацитового концентрата до измельчения.

Литературные источники указывают на то, что практически все зерна концентрата должны быть больше 48 мкм (см. табл. 1.1).

Таблица 1.1.

Гранулометрический состав монацита из россыпных месторождений Австралии, % Фракция, мм До обогащения [3] После обогащения [5] 0,2 0,4 0, 0,147-0,2 2,1 0, 0,104-0,147 19,6 3, 0,074-0,104 50,4 78, 0,048-0,074 27,5 18, 0,048 н.д. 0, Радиоактивные свойства концентрата определяются наличием трех 232 235 природных радионуклидов Th, U, U, а также дочерних продуктов из цепочек распада указанных нуклидов. При обращении с монацитом происходит воздействие внешнего излучения. Атмосферный воздух может подвергаться загрязнению изотопами радона, продуктами их распада, радиоактивной пылью.

На поверхности различных объектов (почва, растительность и т.д.) может оседать радиоактивная пыль или песок. Активность может перемещаться только механическим образом (ветровой разнос, поверхностный сток и т.д.).

Химическая устойчивость монацита делает практически невозможным усвоение растениями тория, содержащегося в минерале. В окружающей среде монацит будет всегда оставаться в виде кристаллического вещества.

1.2. Краткое описание базы хранения монацитового концентрата Территория филиала ОГУ «УралМонацит» является базой хранения 82 000 т концентрата монацита и 2,28 т ториевого остатка, образовавшегося в результате экспериментального извлечения редкоземельных металлов из монацита. База хранения расположена в 10 км от г. Красноуфимска.

Радиоактивные вещества (РВ) находятся в 19 деревянных амбарах и металлических ангарах. Деревянные амбары находятся в эксплуатации с начала 40-х годов, а металлические с 70-х годов ХХ века. Монацит на территорию предприятия начали завозить с 10 января 1960 года [6]. Монацитовый концентрат расфасован в двух-трехслойные крафт-мешки, которые помещены в деревянные ящики размером 65х30х19 см, нетто-масса каждого из которых 50 кг.

Ящики уложены в штабеля высотой 4 метра. Обращение с монацитом на базе хранения филиала ОГУ «УралМонацит» соответствует 1 классу работ с открытыми радионуклидными источниками. По качественным и количественным характеристикам радиационных факторов вся территория базы хранения разделена на три зоны [7].

Зона 1 – место размещения основных источников излучения с максимальным проявлением радиоактивного воздействия (деревянные амбары и металлические ангары).

Зона 2 – место выполнения периодически повторяющихся операций по обслуживанию помещений хранения, других работ, связанных с обеспечением сохранности РВ и предотвращением несанкционированного доступа к ним (территория расположения складов);

Зона 3 – помещения длительного пребывания персонала в течение рабочей смены, а также удаленная от складов территория базы хранения монацитового концентрата.

Радиационное воздействие на персонал от монацита может происходить за счет [7]:

• внешнего -излучения;

• внутреннего облучения от ингаляционного поступления изотопов радона – Rn (торон) и 222Rn (радон);

• внутреннего облучения от ингаляционного поступления продуктов распада изотопов радона;

• внутреннего облучения от ингаляционного поступления пыли монацита, содержащей ЕРН.

Все работники филиала ОГУ «УралМонацит» относятся к категории – персонал группы А, что отражено в действующей на предприятии инструкции по радиационной безопасности.

1.3. Способ хранения торийсодержащего материала Проекты деревянных амбаров не предусматривали использование их в качестве хранилищ РВ, поэтому они не обеспечены инженерными средствами защиты персонала и окружающей среды от воздействия источников излучения.

Деревянные ящики и крафт-мешки не являются герметичной тарой устойчивой к механическим, химическим, температурным и другим воздействиям. Отсутствие системы пылегазоочистки приводит к тому, что радиоактивные газы и аэрозоли накапливаются в атмосфере помещений и беспрепятственно распространяются в наружную атмосферу. Материал стен и их толщина не ослабляют ионизирующее излучение от монацитового концентрата на территории базы хранения. В большинстве деревянных складов полы, не выдержав нагрузки, местами провалились, а из-за подвижки грунтов местами произошло их вспучивание. В результате произошло обрушение штабелей, образовались завалы ящиков.

Практически во всех деревянных складах нижние слои ящиков раздавлены.

Падение ящиков и разрушение упаковки привело к образованию открытых россыпей монацитового песка. Строительные конструкции амбаров (стены, полы, перекрытия и т.д.) не герметичны, не поддаются простым методам дезактивации и в настоящее время по активности соответствуют радиоактивным отходам. Кровля амбаров во многих складах протекает, произошло деформирование несущих конструкций, стен и крыш складов. Конструкция складов хранения монацитового концентрата, не обеспечивает защиты персонала от внутреннего и внешнего облучения. Обеспечить приемлемые условия труда персонала в таких условиях возможно организационными методами.

Хранение монацитового концентрата в деревянных амбарах не исключает возможность возникновения аварийных ситуаций, которые приведут к радиоактивному загрязнению окружающей среды и радиационному воздействию на население.

1.4. Оценка запасов радионуклидов Содержание элементов в монаците зависит от геохимических условий формирования месторождений. Следует ожидать значительных различий в химическом составе концентратов, полученных из различных мест добычи монацита. Среднее содержание урана и тория в монацитовом концентрате, определенное рентгенофлюаресцентным методом, составляет 0,20% и 4,93% соответственно [8]. Таким образом, масса изотопной смеси урана в 82 000 т монацитового концентрата составит 165 т, а изотопной смеси тория составит 3 944 т. Изотопная смесь урана в природных минералах состоит из 3-х изотопов:

238 235 U ~ 99,282 %, U ~ 0,713 %, U~ 0,005 % [9]. Изотопная смесь тория в монаците состоит из:

Th и 228Th из цепочки 232Th;

Th и 227Th из цепочки 235U;

Th и 230Th из цепочки 238U.

По активности материнских нуклидов и используя условие векового равновесия можно определить массу каждого дочернего продукта в цепочках распада [10].

Расчеты показали, что активность материнского 238U (и 234U соответственно) оценивается на уровне 2,02·1012 Бк, а материнского U оценивается на уровне 9,30·1010 Бк. Соответствующие активности должны быть у каждого дочернего U – 2,83·1013 Бк.

продукта в цепочке распада. Суммарная активность цепочки U – 1,02·1012 Бк. Изотопная смесь тория в Суммарная активность цепочки Th – 3 944 т (1,61· монаците практически полностью состоит из изотопа Бк). Суммарная активность цепочки 232Th – 1,61·1014 Бк.

1.5. Данные ранее выполненных исследований В представленных данных использованы физические величины и единицы их измерения, приведенные в оригинальных источниках. Первые систематические исследования по оценке радиационной обстановке на объекте начались проводиться СЭС Свердловской области в середине 70-х годов прошлого века. Мощность экспозиционной дозы гамма-излучения на объекте и в зоне наблюдения характеризовалась следующим образом [11]:

на промышленной площадке и вблизи складских помещений составляла – 300-2000 мкР/ч;

по периметру промышленной площадки – 80-150 мкР/ч;

на расстоянии 150-300 метров от ограждения промышленной площадки – 10 11 мкР/ч;

на территории д. Чувашково – 10-11 мкР/ч, что соответствует естественному фону гамма-излучения для Красноуфимского района.

В период 1991-1992 гг. работы по оценке радиационной обстановки и разработке мер обеспечения безопасности персонала, населения и предотвращения загрязнения окружающей среды выполняли специалисты ВНИПИпромтехнологии (г. Москва). Выполненные исследования позволили сделать ниже перечисленные выводы [12].

Среднее значение ЭРОА торона в складских помещениях – 161±124 Бк/м3, на территории базы хранения от 0,1 Бк/м3 до 4,5 Бк/м3, в административном корпусе – 1,9±0,2 Бк/м3, в д. Чувашково – 0,38±0,21 Бк/м3. Дебет торона в складе –2,3·104 кБк/с, или по дочерним продуктам – 30 кБк/с. Сдвиг равновесия в цепочке торона принят 1,3·10-4, при кратности воздухообмена в складе – 6.

Удельная активность тория в монаците (среднее значение) – 217,8±15,0 Бк/г.

Загрязнение поверхности ящиков – 43,5 кБк/м2, количество пыли – 0,2 кг/м2.

Загрязнение поверхности полов – 5,1 кБк/м2, количество пыли – 0,13 кг/м2.

Загрязнение поверхности стен и балок – 1,2 кБк/м2, количество пыли – 0,1 кг/м2.

Среднее значение удельной активности (УА) тория в золе от сжигания ящиков – 155,3±43,0 Бк/м3. Оценка общего количества золы от сжигания тары – 2,5±0,6 т.

Оценка ОА тория воздуха внутри складов при перетаривании – 24,4 Бк/м3, при содержании пыли в воздухе 200 мг/м3, без перетаривания – 0,122 Бк/м3, при содержании пыли в воздухе 1 мг/м3. Мощность дозы внешнего гамма-излучения внутри складов – 15 мбэр/час, снаружи склада возле стен – 5 мбэр/ч, внутри административного корпуса – 0,015 мбэр/ч, на территории базы хранения 0,015 0,030 мбэр/ч.

В период 1996-1998 гг. исследования по оценке радиационной обстановки на территории базы хранения проводили ИЭРЖ УрО РАН (г. Екатеринбург) и аварийно-технический центр РФЯЦ-ВНИИТФ (г. Снежинск) [13]. В результате работ были определены уровни внешнего воздействия -излучения на территории предприятия, в СЗЗ и в близлежащих населенных пунктах. Средние значения мощности эквивалента дозы (МЭД) внутри складов зафиксированы в диапазоне от 51 до 108 мкЗв/час. Внутри складов установлены существенные различия интенсивности -излучения как по горизонтали, так и по вертикали.

Средние значения МЭД -излучения индивидуальны для каждого склада, что определяется плотностью заполнения склада ящиками и партии монацитового концентрата. Снаружи по периметру склада интенсивность -излучения уменьшается в 3-4 раза по сравнению со значениями внутри складов и изменяется в пределах от 30 до 55 мкЗв/час. На территории непосредственного расположения складов МЭД -излучения находится в интервале от 1,1 до мкЗв/час при средней величине 11,6±0,4 мкЗв/час. В зоне, удаленной от складов, значения МЭД находятся в интервале 0,02-1,30 мкЗв/час. Средняя величина МЭД для удаленной зоны составляет 0,61±0,03 мкЗв/час. Практически на всей территории СЗЗ ОГУ «УралМонацит» величина МЭД -излучения не выходит за пределы естественного радиационного фона, только в непосредственной близости к забору, исключая юго-западную сторону, зарегистрировано его превышение. В зоне наблюдения (д. Колмаково, д. Чувашково и железнодорожной станции Зюрзя) все зарегистрированные значения МЭД находятся в интервале 0,06-0,12 мкЗв/час и не превышают максимальный уровень естественного радиационного фона.

1.6. Система производственного радиационного контроля На предприятии разработана и внедрена необходимая документация (инструкции, положения, планы, и т.д.) по функционированию системы обеспечения радиационной безопасности и производственного радиационного контроля на территории филиала ОГУ «УралМонацит» в г. Красноуфимске. В соответствии с требованиями к контролю профессионального облучения служба радиационной безопасности филиала ОГУ «УралМонацит» применяет:

• дозиметрический контроль на рабочих местах;

• индивидуальный дозиметрический контроль внешнего облучения.

Вся измерительная аппаратура, используемая для контроля радиационных факторов, имеет действующие свидетельства о поверке и сертификаты. Члены службы радиационной безопасности прошли необходимую подготовку и приобрели требуемые навыки выполнения радиационного контроля. В настоящее время производственная программа радиационного контроля включает мониторинг следующих операционных величин:

• • мощность амбиентного эквивалента дозы ( H *(10), мкЗв/ч) и годовой индивидуальный эквивалент дозы внешнего облучения (Hp(10) ), мкЗв/ч) [14];

• ЭРОА и ОА радона (222Rn) в помещениях длительного пребывания персонала;

• радиоактивное загрязнение рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, средств индивидуальной защиты, поверхностей объектов среды.

На базе хранения монацита отсутствуют средства измерения ОА торона, тория, урана в воздухе на рабочих местах. Не проводится контроль содержания радионуклидов в теле работников предприятия. Контроль дозы внутреннего облучения от данных радионуклидов осуществляется расчетным способом.

1.7. Облучение работников «ториевых» производств Поступление тория в организм сопровождается патологическим воздействием тория на селезенку, печень, легкие, кроветворные органы. В отдаленные сроки накопление тория в организме приводит к канцерогенным эффектам. Для человека, работающего с монацитовым концентратом на определенном расстоянии, основную опасность представляет -излучение, которое создает относительно однородное распределение дозы на тело. При отложении тория в организме наибольшую опасность представляют -частицы.

Резорбция тория, находящегося в монаците, через неповрежденную кожу и желудочно-кишечный тракт незначительна. Из всех путей поступления тория в организм наиболее опасным следует считать ингаляционный. Значительная часть активности осаждается в органах дыхания, обуславливая облучение отдельных участков дыхательного тракта. После удаления из дыхательных путей часть активности распределяется по отдельным органам и тканям. При ингаляционном поступлении РВ доля задержанной активности и распределение ее в организме определяются дисперсностью частиц, их физико-химическими свойствами, объемом и частотой дыхания.

Аргоннская национальная лаборатория проводила исследования эффектов для здоровья при воздействии тория на промышленном производстве [15, 16, 17].

С этой целью был выполнен радиохимический анализ образцов, полученных при аутопсии бывших работников предприятия по очистке тория. Данное предприятие получало торий и редкоземельные соединения из руды и монацитового песка с 1932 по 1973 год и производило калильные сетки с 1936 по 1947 год. По данным радиационно-гигиенического обследования предприятия ежедневная средневзвешенная величина ОА Th в воздухе для различных рабочих мест составляла от 0,05 до 5 Бк/м3. Исследования образцов аутопсии у некоторых бывших работников данного предприятия показали, что УА Th в легких и других тканях была от 10 до 1000 раз выше, чем для лиц, не подвергавшихся воздействию тория профессионально. Диапазон УА Th (сырого веса) был 0,17-94 мБк/г в легких, 3,9-1210 мБк/г в легочных лимфатических узлах, 0,14-1,19 мБк/г в костях, 0,015-0,68 мБк/г в печени, 0,97 5,8 мБк/г в селезенке и 0,009-0,068 мБк/г в почках. Высокие уровни тория в образцах аутопсии бывших рабочих, вероятно, были вызваны ингаляционным поступлением радиоактивных аэрозолей в период работы на заводе. Период работы людей составлял от 3 до 24 лет, время от окончания работы до смерти составляло от 6 лет до 31 года. Оценки поступления Th в год при ингаляции для отдельных работников находятся диапазоне от 50 до 110 Бк. При этом расчетное значение эквивалентной дозы на легкие получено до 9,3 Зв, на костную поверхность до 2,0 Зв, а эффективная доза до 1,1 Зв. Формально данные значения выходят за границы использования понятия эквивалентной и эффективной дозы.

1.8. Социальное напряжение В последние годы база хранения является источником социального напряжения для жителей Красноуфимского района и Свердловской области в целом. Вопросы текущего состояния объекта, планы его хозяйственного развития стоят во главе угла ряда общественных организаций. Среди населения распространены слухи о чрезмерной радиоактивной опасности предприятия, высоком риске радиоактивного загрязнения окружающей среды, тяжелых последствий для здоровья проживающего населения, отклонениях в росте сельскохозяйственных растений и жизни животных. Результаты регулярного дозиметрического и радиометрического контроля службы радиационной безопасности филиала ОГУ «УралМонацит» не дают полную картину воздействия хранилища монацита на обслуживающий персонал, население близлежащих населенных пунктов и окружающую среду.

Озабоченность населения часто бывает спровоцирована псевдонаучными высказываниями и публикациями, в которых представлены в гипертрофированном виде существующие факторы радиационного воздействия, а также откровенно спекулятивные последствия их проявления [18]. Авторы таких материалов убеждали жителей в существовании пылевого выноса радиоактивности за пределы базы хранения, загрязнения территории радиоактивным свинцом (212Pb). Населению неоднократно представлялась информация о распространении тороновых облаков с территории предприятия, приводящее к радиоактивному загрязнению атмосферы в населенных пунктах Красноуфимского района, и как следствие, существенному облучению населения.

1.9. Направления исследований Непростые условия работы персонала, озабоченность населения радиационной ситуация стали определяющими факторами выбора объекта и направлений выполнения комплексной исследовательской работы. Изучить радиационную обстановку в районе расположения пункта хранения монацита и оценить воздействие предприятия на персонал, население и объекты окружающей среды планировалось путем выполнения исследований по следующим направлениям:

анализ пространственного распределения ЕРН в почве на территории предприятия и за его пределами;

определение содержания радионуклидов в водных объектах на территории предприятия и прилегающей местности;

изучение видового состава и измерение содержания радионуклидов в растительности и грибах, определение коэффициентов накопления активности в них;

анализ пространственного распределения ОА и ЭРОА изотопов радона в атмосфере помещений хранения монацита и наружном воздухе;

оценка ОА долгоживущих ЕРН в помещениях хранения монацита;

оценка выноса (воздушным путём) ЕРН из складов в наружную атмосферу;

оценка интенсивности атмосферных выпадений радионуклидов на территории предприятия;

изучение уровней загрязнения поверхностей различных объектов;

анализ накопленных данных производственной системы радиационного контроля.

Проблема возможного загрязнения объектов окружающей среды ЕРН требует разработки специальных методов мониторинга, позволяющих зафиксировать следовые загрязнения природными радионуклидами, лежащими в пределах естественной вариабильности значений УА.

Для решения проблемы ограничения облучения персонала необходимо было провести специальные исследования дозообразующих факторов внутреннего облучения работников предприятия. Было важно получить данные о распределении торона и его ДПР в атмосфере помещений хранения монацита и в воздухе на территории промышленной площадки для адекватной оценки его воздействия на персонал предприятия. Кроме того, необходимо было выполнить представительный объем исследований для определения класса транспортабельности одного из основных дозообразующих нуклидов – изотоп 212 свинца Pb (цепочка распада Th). Результаты позволили корректно рассчитать коэффициент дозового перехода (КДП) для данного нуклида. Кроме того, информация по классу транспортабельности позволила выполнить обоснование методов и способов контроля внутреннего облучения работников предприятия.

2. МЕТОДИКИ И АППАРАТУРА ИЗМЕРЕНИЙ В ходе многолетнего изучения количественных и качественных характеристик радиационной обстановки в районе расположения складов с монацитовым концентратом применялись как стандартные, так и специально разработанные методы для решения конкретных задач. Кроме того, проводились экспериментальные работы в лабораторных условиях. Объекты опробования и параметры контроля в данной исследовательской работе представлены в таблице 2.1.

Таблица 2.1.

Объекты опробования и параметры контроля № Вид исследования Объект Параметры Единица п.п. опробования контроля измерения 1 2 3 4 1. Пространственное Поверхностный УА Бк/кг распределение слой почвы на радионуклидов радионуклидов в территории поверхностном слое предприятия и в почвы зоне наблюдения 3. Видовой состав Растительность Средняя см растительности высота Количество шт.

Возд-сух. вес гр.

гр/м Запас фитомассы 4. Содержание Растительность УА Бк/кг радионуклидов в радионуклидов растительности 5. Коэффициент Растительность УА Бк/кг перехода активности радионуклидов Почва из почвы в растительность 6. Содержание Вода ОА Бк/л радионуклидов в радионуклидов водных объектах Донные УА Бк/кг отложения радионуклидов Продолжение таблицы 2.1.

1 2 3 4 ОА 222Rn, Бк/м 7. Пространственное Воздух в распределение помещениях ОА 220Rn изотопов радона в хранения помещении хранения монацита монацита ОА 222Rn, Бк/м 8. Поступление Воздух вне изотопов радона из помещений ОА 220Rn складов в наружную хранения атмосферу монацита ЭРОА 222Rn, Бк/м 9. Пространственное Воздух вне ЭРОА 220Rn распределение ЭРОА помещений изотопов радона вне хранения помещений хранения монацита монацита 10. Вынос (воздушным Пыль, аэрозоли УА Бк/кг путём) ЕРН из радионуклидов складов в наружную атмосферу 11. Атмосферные Атмосферные УА Бк/кг выпадения выпадения радионуклидов радионуклидов на территории предприятия 12. Однородность поля Территория Мощность мкЗв/ч излучения на предприятия и эквивалента прилегающей к зона дозы складам территории наблюдения 1/см2·мин 13. Загрязнение рабочих Рабочие Плотность поверхностей в поверхности потока -, новом лабораторном частиц здании 2.1. Методы отбора проб для определения содержания радионуклидов 2.1.1. Отбор проб почвы На территории предприятия отбор проб почв проводился по упорядоченной схеме расположения пробных площадок. Координаты мест отбора образцов почвы определялись GPS приёмником. На каждой площадке отбиралась проба почвы весом 1,5 – 2 кг. На территории базы хранения отобраны образцы почвы на 34 пробных площадках.

В пределах зоны наблюдения предприятия пробы почвы отобраны на пробных площадках. На каждой пробной площадке отбирались 3 пробы почвы весом 1,5 – 2 кг. Для лабораторного анализа отбирался задернованный слой почвы толщиной до 7 см.

Для изучения вертикального распределения активности ЕРН в 6 точках отбирались пробы со стратификацией 5 см (0-5 см, 5-10 см, 10-15 см, 15-20 см) до глубины 20 см. Стратификация выполнена для определения основного депо (глубины) нахождения радионуклидов в почве. Верхние пробы (0-5 см) почвы состояли преимущественно из гумуса. Остальные пробы почвы относились к горизонту выщелачивания. Вес каждой отобранной пробы составлял 1 – 1,5 кг.

Отобранные образцы почвы с индивидуальными бирками укладывались в отдельные пакеты для транспортировки в лабораторию. Доставленные в лабораторию образцы почвы просушивались в сушильном шкафу при температуре 1050С около 12 часов до установления постоянной массы.

Просушенные образцы для получения гомогенной массы измельчались. После гомогенизации проводилось определение содержания в образцах радионуклидов.

Измерение проводилось на -спектрометрической установке РКГ – 1.

2.1.2. Отбор проб воды для определения содержания радионуклидов Пробы воды отобраны в четырех водных объектах за территорией предприятия и трех водных объектах на территории базы хранения монацита.

За пределами базы хранения створы наблюдения расположены на р. Зюрзя, р. Уфа и болоте, расположенном в непосредственной близости от помещений хранения монацита. На р. Зюрзя два створа:

- створ №1 находится на реке условно ниже базы хранения монацита – Водный объект 1;

- створ №2 находится на реке условно выше базы хранения монацита (близ д. Чувашково) – Водный объект 2.

Проба воды на р.Уфа отбиралась в одном створе – ниже базы хранения монацита (в черте г. Красноуфимск) – Водный объект 3. Кроме того, одна проба воды была взята в болоте – Водный объект 4. Данное болото является единственным потенциальным путем поступления радионуклидов с территории предприятия в р. Зюрзя и далее в р. Уфа.

На территории базы хранения монацита пробы воды отобраны в следующих местах:

- вода из открытого пожарного водоёма – Водный объект 5;

- вода из канавы дренажной системы – Водный объект 6;

- вода хозяйственного назначения (скважина) – Водный объект 7.

Пробы воды отбирались в пластиковые канистры. Объем каждой пробы составлял не менее 5 литров. После отбора пробы вода в канистре подкислялась азотной кислотой из расчета 1 мл кислоты на 5 л пробы. В каждом месте отбора проб проводились измерения мощности дозы и определялись координаты по GPS приёмнику. В лабораторных условиях пробы воды фильтровались.

Отфильтрованная вода выпаривалась до сухого остатка. Сухой остаток взвешивался и направлялся для определения содержания радионуклидов.

Измерение УА радионуклидов в сухих остатках образцов воды проводилось в чашечках Петри на установке РКГ-1.

2.1.3. Отбор проб донных отложений Отбор проб донных отложений проводился во всех местах отбора проб воды. Исключение составляют Водный объект 3 и 7. В каждом месте бралась одна проба донных отложений объёмом не менее 1,5 л. Отбор осуществлялся металлическим черпаком. Отбирался верхний слой донных отложений от 5 до см. Из отобранной пробы отложений удалялись инородные предметы – галька, металл, стекло и т.д. В каждом месте отбора проб проводились измерения мощности дозы и определялись координаты по GPS приёмнику. Доставленные в лабораторию образцы донных отложений просушивались в сушильном шкафу при температуре 1050С около 12 часов до установления постоянной массы.

Просушенные образцы для получения гомогенной массы измельчались. После гомогенизации проводилось определение в образцах УА радионуклидов Измерение проводилось на -спектрометрической установке РКГ–1.

2.1.4. Биологический мониторинг Целью биологического мониторинга на территории предприятия является изучение влияния хранения монацита на состояние основных показателей растительных сообществ и макромицетов. Биологический мониторинг включал в себя:

- наблюдение за видовым разнообразием, количественным составом, биометрическими показателями, динамикой развития биологических сообществ;

- определение содержаниям радионуклидов, расчет коэффициента перехода активности из почвы в исследуемые образцы биологических сообществ.

Для проведения биологического мониторинга на территории базы хранения монацитового концентрата было заложено три пробных площади размером 20х20 м каждая. Одна площадь в Зоне 3 (Пробная площадь №1) и две площади в Зоне 2 (Пробная площадь №2, №3). Пробные площади №2 и №3 располагаются на участках, примыкающих к выявленным зонам с повышенным содержанием тория в почве. На каждой площади выполнено описание растительности и определены уровни накопления радионуклидов.

Оценка обилия и встречаемости видов растений осуществлялась с использованием данных по площадкам Раункиера, которые закладываются в количестве 15 штук на каждой пробной площади. Отбиралось 15 проб растительности на пробной площади. Определялся состав и запас надземной фитомассы напочвенного покрова. Для этого на пробной площади случайным образом закладывались площадки 50х50 см, на которых срезался травостой на уровне почвы. В собранном материале определялись агроботанические группы и виды растений. Доминирующие виды растений устанавливались по количеству представителей каждого вида. Пробы выделенных доминатов, злаков, бобовых и разнотравья высушивались до воздушно-сухого состояния и взвешивались.

Высушенные образцы растительности озолялись в муфельной печи при температуре 450°С для получения гомогенного образца. Измерение активности радионуклидов в образцах золы растительности проводилось в чашечках Петри на установке РКГ-1. По полученным значения УА радионуклидов в исследованных образцах определялся коэффициент перехода активности из почвы в растительность. Для определения указанного коэффициента перехода использовались усредненные значения УА радионуклидов в образцах почвы, взятых возле пробных площадей.

Способность накапливать радионуклиды у грибов значительно больше, чем у высших растений, что связано с их биологическими особенностями [19].

Поэтому наличие признаков воздействия монацита на биологические сообщества можно определить, прежде всего, у макромицетов. Образцы для исследования отбирались в Зоне 2 предприятия маршрутным методом. Дополнительно в местах сбора микологических образцов бралась усредненная навеска почвы. В камеральных условиях грибы сортировались, отмывались и высушивались в сушильных шкафах до воздушно-сухого состояния. Высушенные образцы измельчались для последующего озоления в муфельной печи. В полученных навесках золы определялось содержание радионуклидов на спектрометрической установке с полупроводниковым детектором из особо чистого германия.

2.1.6. Отбор проб выпадений из атмосферы на поверхность земли Для определения радиоактивных выпадений из атмосферы, использовался планшет с марлей, предназначенный для сбора радиоактивных аэрозолей, выпадающих на поверхность земли. Количество радиоактивных выпадений определяется путём измерения радиоактивности снятой марли. Планшет состоит из укреплённого на стойке квадратного столика с четырьмя прижимными планками. Часть планшета, ограниченная прижимными планками размером 5555 см, является рабочей частью. Рабочая площадь планшета 0,3 м2. Для предотвращения примерзания марли к металлической поверхности планшета столик под марлей покрывался полиэтиленовой плёнкой. Три планшета устанавливались на площадке в центральном осевом проходе между вторым и третьем рядом складов. Приёмная часть каждого планшета располагалась на высоте 1 м от поверхности земли. Рабочая поверхность планшета была покрыта несколькими слоями марли (отбеленная медицинская марля), которая не менялась в течение всего времени экспозиции. При снятии марли поверхность планшета и рёбра прижимной планки тщательно протирались этой же марлей для сбора ранее выпавшей и проникшей через марлю пыли.

2.1.7. Отбор проб для оценки выноса активности из помещений хранения монацита Исследования выноса активности ЕРН из помещений склада проводились путем установки многослойного марлевого фильтра (пассивные ловушки) на слуховое окно. Цель выполнения данного вида исследований – установить факт выноса долгоживущих радионуклидов из помещения хранения и в случае положительного результата выполнить количественную оценку поступления ториевой пыли в наружную атмосферу. Пассивные ловушки устанавливались с противоположных сторон склада. Это обеспечило постоянное нахождение одного из марлевых фильтров с подветренной стороны, что может соответствовать критическим условиям выноса активности из складских помещений. По истечении сроков экспозиции марли пассивных ловушек были сняты и доставлены в лабораторию для измерения на спектрометрической установке РКГ–1 с целью идентификации долгоживущих радионуклидов.

2.1.8. Отбор проб воздуха в помещении хранения монацита Пробы воздуха в складских помещениях отбирались с целью:

- оценки ОА тория в воздухе;

- изучения степени растворимости радиоактивных аэрозолей в воздухе складских помещений.

Для отбора проб воздуха использовался аспиратор модели 822, оснащенный четырьмя ротаметрами модели 679. Аспиратор позволяет одновременно отбирать пробы воздуха:

- с расходом воздуха от 0,2 до 1 л/мин – 2 шт.;

- с расходом воздуха от 1 до 20 л/мин – 2 шт.

Отбор проб аэрозолей выполнялся на фильтры АФА-РСП 20.

2.1.9. Метод взятия мазков Метод взятия мазков – это способ измерения уровней радиоактивного загрязнения поверхностей путём определения активности, снятой с контролируемой поверхности контактным путём. Метод мазков, являясь качественным методом, тем не менее, позволяет решать ряд практических задач по контролю загрязнённости поверхностей. Важным достоинством метода мазков является возможность непосредственного измерения снимаемой активности, т.е. того РВ, которое может переходить контактным путём на обувь, спецодежду, участки тела работающих, а также поступать в воздух рабочих помещений [20].

Метод взятия мазков использовался для контроля загрязнения рабочих поверхностей при перемещении ящиков монацита и изучения состава загрязнения поверхностей контейнеров с радиоактивными остатками переработки монацита. Данные виды исследований на объекте выполнялись впервые. Для снятия радиоактивного загрязнения использовались ватные тампоны. Для увеличения коэффициента снятия мазка, отбор пробы проводился в два этапа: последовательно двумя ватными тампонами, увлажнёнными 1-1,5 н.

азотной кислотой и затем сухим ватным тампоном. Мазки брались с поверхности площадью 150 см2, для ограничения которой использовался трафарет в виде прямоугольника размером 1015 см. Измерение активности тампонов проводилось на спектрометрической установке для измерения УА радионуклидов РКГ–1.

2.2. Инструментальные измерения 2.2.1. Определение плотности потока альфа-, бета-частиц Измерение плотности потока -, -частиц выполнялось с помощью дозиметра-радиометра МКС-1117А с блоками детектирования -, -частиц. Оба прибора имеют действующие свидетельства о поверке. Данный тип приборов внесен в государственный реестр средств измерения источников ионизирующего излучения. Вся измерительная аппаратура была исправна и имела действующие свидетельства о поверке. Основные характеристики МКС-1117А представлены в табл. 2.2.

Таблица 2.2.

Основные характеристики МКС-1117А Характеристика Параметры Величина ± 15, % Основная мощности дозы погрешность ± 50, % плотности потока и поверхностной измерения активности в первой декаде диапазона измерения ± 20, % плотности потока и поверхностной активности в последующих декадах Диапазон гамма-излучения 0,04 - 3, МэВ энергий бета-излучения 0,225 - 3,5, МэВ альфа-излучения 4 - 7, МэВ Дозиметр-радиометр ---излучения МКС-1117А позволяет выполнять измерения:

- мощность эквивалентной дозы [Нр(10)], мкЗв/ч гамма-излучения;

- скорость счета зарегистрированных гамма-квантов, с-1;

- мощность поглощенной дозы -излучения в воздухе (мкГр/ч);

- плотность потока -частиц, 1/(см2мин);

- плотность потока -частиц, 1/( см2мин);

- скорость счета зарегистрированных -частиц или -частиц, с-1.

2.2.2. Измерение мощности амбиентного эквивалента дозы.

Мощность амбиентного эквивалента дозы Н*(10) (мкЗв/ч) – соответствует нормируемой величине мощности эффективной дозы внешнего облучения и мощности эквивалентной дозы внешнего облучения на поверхности нижней части области живота женщин. Мощность дозы измерялась при помощи дозиметра ДКС-АТ1123. Координаты мест отбора образцов почвы определялись GPS приёмником.

2.2.3. Измерение индивидуальной дозы внешнего облучения персонала Для измерения индивидуальной дозы облучения персонала использовались индивидуальные дозиметры ДКГ-АТ2503. Дозиметр индивидуальный ДКГ АТ2503 представляет собой носимый на теле миниатюрный прямопоказывающий прибор для измерения индивидуального эквивалента дозы Нр(10) и мощности индивидуального эквивалента дозы непрерывного рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне от 50 кэВ до 1,5 МэВ. Дозиметр измеряет индивидуальный эквивалент дозы Нр(10) непрерывного рентгеновского и гамма – излучения в диапазоне от 1 мкЗв до 10 Зв при мощности эквивалента дозы до верхнего предела диапазона измерения. Предел допускаемой основной относительной погрешности измерения дозы составляет ± 15%, измерения мощности дозы ± 25% в диапазоне от 0,1 до 0,99 мкЗв/ч, ± 15% в диапазоне от 1,0 мкЗв до верхнего предела диапазона измерения. Время отклика дозиметра на изменение мощности дозы не превышает 5 с. Время непрерывной работы дозиметра не менее 24 ч. Дозиметр обеспечивает автоматическую запись и хранение не менее 800 результатов измерения дозы в течение не менее 24 ч при отключенном питании.

2.2.4. Измерение объёмной активности радона трековым методом Измерения ОА радона в воздухе выполнялись трековым методом, при котором производится пассивный отбор пробы воздуха в течение всего периода экспонирования в пробоотборную камеру (ПК) с расположенным внутри неё диэлектрическим ТД [21]. Конструкция ПК существенно препятствует поступлению во внутренний объём торону и не позволяет попасть ДПР радона и торона. Радон, поступивший внутрь ПК, распадается в соответствии с цепочкой распада. Таким образом, во внутреннем объёме ПК радон постоянно находится в равновесии со своими ДПР. Альфа-частицы при распаде радона и ДПР, попадая в ТД, приводят к появлению скрытых радиационных дефектов в его объёме (треков). Поверхностная плотность треков на экспонированном детекторе пропорциональна ОА радона в воздухе.

Для регистрации -излучения радона использован детектирующий материал LR-115-2 из нитроцеллюлозы. Треки в ТД выявляются в процессе специальной химической обработки и подсчитываются с использованием прибора для автоматического электроискрового счёта типа АИСТ.

Пределы допускаемой относительной погрешности измерений не превышают 50%. Минимальное измеряемое значение ОА радона при продолжительности отбора пробы воздуха (экспонирования) 30 суток составляет не более 20 Бк/м3.

2.2.5. Определение ЭРОА радона и торона аспирационным методом Для определения ЭРОА изотопов радона использовались два аспирационных метода – Маркова-Терентьева и Кузнеца [22]. В основу этих методов определения ЭРОА изотопов радона положен принцип временной 222 дискриминации -излучения осевших на фильтр аэрозолей ДПР Rn и Rn, имеющих разные значения постоянных распада.

Метод Маркова-Терентьева включает последовательность следующих операций:

отбор проб аэрозолей из воздуха на фильтр АФА-РСП путём прокачивания • воздуха через фильтр в течение 5 минут;

регистрацию -излучения осевших на фильтр ДПР радона и торона с 1-й по • 4-ю, с 7-й по 10-ю минуты после окончания пробоотбора и в течение 30 минут не ранее чем через 5 часов после его окончания;

расчёт значений ЭРОА радона и торона.

• В основу данного метода определения ЭРОА изотопов радона положен принцип временной дискриминации -излучения осевших на фильтр аэрозолей 222 дочерних продуктов Rn и Rn, имеющих разные значения постоянных распада.

Расчет значений производился по следующим формулам:

5,94 1,24 10 4 N1 N 2 + N3, Бк/м (2.1) C RaA = KT 1,12 2,09 10 N2 N3, Бк/м (2.2) = C RaB KT 0,90 0,104 0,903 N1 + 2,209 N 2 N3, Бк/м (2.3) C RaC = KT 0,00425, Бк/м (2.4) = CThB N K T СэквRn = CRaB, Бк/м (2.5) 0, 00408 N 3, Бк/м (2.6) С эквTh = v KT В формулах (2.1) - (2.6) приняты обозначения:

CRaA, CRaB, CRaC и CThB – ОА RaA, RaB, RaC и ThB соответственно;

N1, N2 и N2 – количество зарегистрированных импульсов соответственно при 1-м, 2-м и 3-м измерениях активности фильтра;

– эффективность регистрации излучения -частиц;

v – скорость прокачивания воздуха через фильтр;

– эффективность улавливания аэрозолей фильтром;

КT – коэффициент Кузнеца, -частиц·мин/МэВ.

Зависимость пересчетных коэффициента Кузнеца от времени выдержки фильтра представлена в таблице 2.3.

Таблица 2.3.

Значения коэффициента Кузнеца Т, ч 5 6 7 8 9 10 11 12 13 KT102 2,89 2,76 2,61 2,46 2,31 2,16 2,03 1,90 1,78 1, Поскольку измерение, проведенное через 5-14 ч, позволяет зарегистрировать только наличие ThB, то при вычислениях по формуле (2.6) apriori предполагался сдвиг равновесия между ThB и ThC, равный 0,5.

2.2.6. Измерение -излучения осажденных на фильтр АФА аэрозолей ДПР торона Отбор проб воздуха на фильтр и радиометрические измерения -излучения осевших на фильтр аэрозолей ДПР торона выполнялся прибором "RAMON-01".

Монитор радоновый "RAMON-01" конструктивно состоит из блока детектирования -излучения, микроконтроллера, сетевого и автономного источников питания, воздухозаборного устройства. Воздухозаборное устройство прибора позволяет обеспечивать объемный расход воздуха через фильтр – 30 ± л/мин. Отбор аэрозольных проб производится на спектрометрические фильтры -излучения типа АФА-РСП 20. Для регистрации используется полупроводниковый кремниевый детектор -частиц с р-n переходом площадью 20 см2.

2.3. Измерение активности отобранных образцов 2.3.1.Спектрометр РКГ – Определение УА отобранных образцов проводилось на спектрометрической установке для измерения активности радионуклидов РКГ – 1 фирмы Baltic Scientific Instruments, в состав которой входит блок детектирования на основе полупроводникового детектора из особо чистого германия (БДЕГ-40190). Данная установка предназначена для измерения УА -излучающих радионуклидов в объектах окружающей среды, материалах и продуктах промышленного и сельскохозяйственного производства, в медико-биологических объектах в условиях стационарных лабораторий. Номинальные значения основных технических характеристик спектрометрической установки приведены в табл.

2.4.

Таблица 2.4.

Основные технические характеристики спектрометра РКГ – № Наименование характеристики Номинальное значение п/п величины 1. Предел обнаружения для УА радионуклида 137Cs для времени 0, измерения 1 час, Бк/кг, не более 2. Предел допускаемой основной погрешности измерения УА радионуклида 137Cs для времени измерения 3 часа, %, не более 3. Диапазон энергий регистрируемых 0,05 – 2, квантов, Мэв 4. Энергетическое разрешение для энергии 1, 1,33 МэВ, кэВ, не более Установка обеспечивает выполнение следующих функций:

накопление приборных спектров;

визуализация спектров на видеомониторе ПЭВМ;

обработка спектров;

калибровка по энергии и абсолютной эффективности регистрации;

идентификация радионуклидов и определение их УА в измеряемой пробе;

визуализация на мониторе ПЭВМ и вывод на печатающее устройство результатов измерения.

Фактические значения основных технических характеристик блока детектирования приведены в таблице 2.5.

Таблица 2.5.

Фактические значения основных технических характеристик блока детектирования БДЕГ- № Наименование параметра Фактическое значение п/п 1. Энергетическое разрешение для энергий, эВ:

122 кэВ 1332 кэВ 2. Относительная эффективность регистрации для энергии 1,33 МэВ к NaI(Tl), % Отношение пик/комптон 4. Оптимальная постоянная времени формирования, мкс 5. Диапазон измеряемого гамма-излучения, кэВ 45- 6. Максимальная частотная загрузка статистическими импульсами от источника 60Со, 5· имп/сек, не менее Измерение активности в подготовленных образцах проб почвы и донных отложений проводилось в сосудах Маринелли ёмкостью 1 л. Набор количества импульсов каждого образца продолжался не менее 10 000 сек.

Измерение активности в подготовленных пробах воды, растительности, марлевых планшетах, марлевых ловушек, ватных тампонов проводилось в чашках Петри различной ёмкости. Набор количества импульсов каждого образца продолжался не менее 10000 сек. В настоящей работе идентификация радионуклидов проводилась по характерным энергиям гамма-квантов (табл. 2.6).

Таблица 2.6.

Идентификация радионуклидов № п/п Энергия, кэВ Радионуклид 1 185,99 Ra 2 238,63 Pb 3 238,87 Th 4 241,92 Pb 5 351,99 Pb 6 477,56 Be 7 609,32 Bi 8 661,62 Cs 9 911,11 Th 10 968,90 Th 11 1120,28 Bi 12 1460,75 K 13 2614,47 Tl 2.3.2. Гамма-радиометр РКГ-АТ В ходе выполнения оценки транспортабельности ДПР торона проводились измерения активности фильтров на стационарном средстве измерения спектрометрического типа – гамма-радиометре РКГ–АТ1320. В качестве детектора -излучения используется сцинтилляционный блок детектирования с кристаллом NaI(Tl) 63 х 63 мм. Радиометр обеспечивает регистрацию гамма излучения в диапазоне энергий от 50 до 3000 кэВ и запись в память измеряемых спектров. Гамма-радиометр РКГ-АТ1320 в автоматическом режиме определяет УА по энергетическим окнам для следующих радионуклидов: 137Cs – 662 кэВ, 40K – 1461 кэВ, 226 Ra – 1764 кэВ и Th – 2615 кэВ. Пользователь, при необходимости, может в ручном режиме идентифицировать ярко выраженную линию Pb (238 кэВ), что было использовано в ходе исследования степени растворимости ДПР торона. Чувствительность радиометра в использованном диапазоне энергий определялась по образцовому точечному источнику тория, находящегося в равновесии с продуктами распада. Пределы допускаемой основной относительной погрешности измерения активности радионуклидов не превышают ±20%.

2.4. Методы специального мониторинга на базе хранения монацита.

Необходимость специальных методов радиационного мониторинга на исследуемой площадке продиктована уникальностью отдельных радиационных факторов на территории базы хранения монацита. Специфической особенностью процедур по обращению с торийсодержащим сырьём является интенсивное радиационное воздействие от газообразного продукта распада тория – торона (220Rn). Кроме того, существует вероятность загрязнения различных поверхностей пылью, содержащей радиоактивные элементы рядов распада урана и тория.

Для обеспечения безопасных условий работы персонала необходимо осуществлять мониторинг ОА торона в воздухе рабочей зоны. Измерения поверхностного загрязнения могут быть использованы для определения границ зон, где необходим радиационный контроль воздуха рабочей зоны или индивидуальный радиационный контроль внутреннего облучения. Поэтому методы мониторинга поверхностного загрязнения должны обладать высокой чувствительностью и применятся для поверхностей любой формы и размера.

2.4.1. Измерение объёмной активности торона трековым методом.

На первом этапе разработки средств измерения газообразного торона изучена чувствительность к торону различных конструкций радиометров радона отечественной разработки, использующих детектор LR-115. Рассмотрены четыре типа радиометров радона:

1) разработка НИИ Радиационной гигиены, С.-Петербург, 2) ИТРР, разработка Радиевого института РАН, С.-Петербург [23], 3) радоновый экспозиметр ИРР-3м, 4) радоновый экспозиметр РЭИ-4.

Радиометры радона по 15 штук каждого типа были установлены в лабораторном боксе, объемом 200 литров. Для наполнения бокса газообразным тороном использовался раствор соли Th(NO3)2 с известной активностью тория 232, барботер и помпа [24]. Для оценки ОА торона в боксе использовались экспериментальные данные по распределению радиоактивных изотопов между газовой и жидкой фазами, представленные в монографии [25]. Расчетная ОА торона составила 14,6 кБк/м3. Экспонирование детекторов продолжалось в течение 171 часа.

Оценки эффективности регистрации торона радиометрами различной конструкции по результатам эксперимента представлены в табл. 2.7. Для сравнения в табл. 2.7 приведены данные по эффективности регистрации радона, полученные при калибровке радиометров в том же боксе.

Таблица 2.7.

Эффективность регистрации торона и радона различными типами радиометров Тип Эффективность Относительная Эффективность радиометра регистрации торона, стандартная регистрации радона, (трек·м3)/(Бк·см2·сут) (трек·м3)/(Бк·см2·сут) радона ошибка эффективности регистрации 2,29·10-4 3,87·10- ИРР-3м 0, 9,99·10-5 1,96·10- РЭИ-4 0, 1,60·10-3 2,24·10- ИТРР 0, 5,29·10-4 2,74·10- РИАН 0, Как видно из таблицы наименьшая чувствительность к торону была получена у радоновых экспозиметров РЭИ-4, наибольшая у радиометров разработка НИИ Радиационной гигиены. Причем для первого типа радиометров эффективность регистрации торона составляет примерно 1/200 от эффективности регистрации радона, для второго 1/16. В случае если в рассматриваемом помещении ОА торона и радона составляют 1000 и 100 Бк/м3 соответственно, результат измерения ОА радона с использованием радиометра радона РЭИ- завышается незначительно (на 6%). При использовании более чувствительного к торону радиометра ИТРР результат за счет дополнительной регистрации торона будет завышен на 71% – такая погрешность является неприемлемой.

По результатам тестирования чувствительности к торону экспозиметр РЭИ 4, обладающий минимальной эффективностью регистрации торона, был выбран для использования в разностной системе измерения ОА торона в качестве детектора ОА радона. Конструкция, разработанная в НИИ Радиационной гигиены, выбрана для регистрации смеси торона и радона. Для увеличения чувствительности к торону в этой конструкции была заменена диффузионная мембрана, расширены отверстия в крышке для поступления радона и торона и в качестве фильтра, отсекающего поступление ДПР радона и торона, использован радиоспектрометрический фильтр АФА-РСП. В ходе специальных экспериментов по описанной выше схеме определены чувствительность модернизированной конструкции радиометра к радону и торону. Было получено, что эффективность регистрации торона увеличилась в 6,9 раза, при этом эффективность регистрации радона изменилась незначительно на 12%.

2.4.2. Трековый метод измерения радиоактивного загрязнения поверхности Трековый метод измерения радиоактивного загрязнения поверхности (РЗП) основан на использовании диэлектрических ТД, в качестве которых служат специально изготовленные полимерные плёнки, накладываемые на определённый промежуток времени (период экспонирования) непосредственно на поверхность в точке измерения. ТД избирательно регистрируют -частицы и нечувствительны к -частицам и -квантам. Это обуславливает возможность измерения -загрязнений на фоне больших потоков - и -излучений [20].

Эффективность регистрации -частиц ТД примерно равна эффективности регистрации их с помощью приборов с полупроводниковыми детекторами.

Однако период экспонирования ТД может быть в десятки и сотни раз более длительным, чем электронного прибора. Это приводит к тому, что чувствительность, т.е. минимально-измеряемая величина активности загрязнения (вплоть до 10-2 част/(см2·мин)), трекового метода существенно выше, чем приборного. ТД могут повторять форму обмеряемой поверхности и могут быть изготовлены любого размера.

Измерение РЗП трековым методом включает в себя:

подготовка ТД нужного размера;

закрепление ТД на обследуемой поверхности и снятие его после экспонирования;

химическая обработка ТД;

измерение количества треков, зарегистрированных ТД;

определение уровня загрязнённости.

При выполнении измерений для химической обработки ТД после экспонирования и счёта количества треков на ТД применяют стандартизованное средство измерения. Поверхностная плотность треков на экспонированном детекторе Ns пропорциональна значению экспозиции:

N S = QS t, (2.7) где QS – уровень радиоактивного загрязнения поверхности, част/(см2·мин);

t – время, в течении которого производилось экспонирование ТД, мин.

Расчёт уровня -загрязнения поверхности, по результатам экспонирования ТД проводится по формуле:

n nФ QS =, (2.8) 0 t где n – измеренная плотность треков на ТД, трек/см2;

nф – уровень собственного фона ТД;

0 – эффективность регистрации ТД, трек/част.

Эффективность регистрации -частиц детектором LR – 115 была экспериментально определена в работе [26]. Графики зависимости эффективности регистрации от угла падения и энергии частиц приведены на рис. 2.1. Согласно расчетам эффективность регистрации - частиц вторым слоем пленки равна =0,2 трек/част [27, 28].

Рис. 2.1 - График зависимости эффективности () LR – 115 от энергии – частиц (Е) для углов падения = 00, 300, 400, 500, 550, 600.

В ТД данного типа при принятых методах химической обработки и счёта треков регистрируются лишь -частицы в определённом интервале энергий.

Нижняя граница интервала определяется тем, что энергия частицы должна быть достаточна для прохождения всей толщины детектора, а верхняя – порогом регистрации детектора (при больших энергиях частиц её потери энергии на входе в детектор недостаточны для выявления трека). При рекомендуемом в методических указаниях режиме травления и способе счёта количества треков в ТД со 100%-ной вероятностью регистрируются -частицы, которые при нормальном падении на поверхность детектора имеют энергию в интервале 1,9 – 4,0 МэВ [20]. Энергии – излучателей, характерные для радиоактивных загрязнений, лежат в интервалах для:

долгоживущих продуктов ряда урана – 3,7-5,0 МэВ;

короткоживущих продуктов ряда урана – 5,5-6,0 МэВ;

долгоживущих продуктов ряда тория – 4,0-5,5 МэВ;

короткоживущих продуктов ряда тория – 6,3-6,8 МэВ;

плутония и америция – 5,1-5,5 МэВ.

Поэтому при экспонировании детектора для увеличения эффективности регистрации – частиц в общем случае между обследуемой поверхностью и ТД помещают лавсановую плёнку, играющую роль поглотителя энергии.

В данном исследовании был использован «трёхслойный детектор», представляющий собой бумажную подложку, на которой при помощи специального держателя были закреплены три слоя детектора LR – 115 – 2, плотно прилегающие друг к другу [27, 28]. Эти слои одновременно играют роль чувствительного слоя и роль замедлителя. Детекторы накладывались на обследуемую поверхность чувствительной стороной вниз, и фиксировались при помощи скотча. По истечении времени экспонирования детекторы снимались, каждый слой по отдельности заправлялся в пяльцы. Затем детекторы травились по технологии приведённой выше.

2.5. Экспериментальные исследования для обоснования методов специального мониторинга В течение 2006 года были проведены исследования параметров растворимости аэрозолей ДПР торона, отобранных в помещениях хранения монацита. Целью работы являлось определение класса транспортабельности 212 соединений Pb и оценка долей Pb, относящихся к различным классам транспортабельности. Результаты необходимы для повышения качества косвенной дозиметрии ДПР торона, основанной на данных об экспозиции ЭРОА торона или трактовке данных об экскреции 212Pb с мочой и калом. До настоящего времени рассмотренные вопросы оставались неизученными.

Для реализации поставленной цели решались следующие основные задачи:

1. исследование кинетики in vitro растворения соединений свинца в имитаторе биологической жидкости (раствор Рингера);

2. определение долей Pb, которые переходят в растворенное состояние с различной скоростью в фазах легочного клиренса после осаждения в дыхательном тракте;

3. применение полученных данных в текущих дозиметрических моделях для количественной оценки экскреции Pb с мочой и калом и содержания его в теле работника при известных уровнях ЭРОА торона.

Для оценки типа радиоактивных аэрозолей ДПР торона при ингаляционном поступлении была поставлена специальная серия экспериментов. В атмосфере складов предприятия ОГУ «УралМонацит» в реальных производственных условиях были отобраны пробы радиоактивных аэрозолей на аэрозольные фильтры АФА-РСП-20. Для обеспечения достаточной активности пробы прокачка водуха производилась в течение ~3 ч со скоростью прокачки 20 л/мин.

В связи с необходимостью транспортировки пробы, интервал между отбором пробы и началом эксперимента по изучению растворимости Pb составлял около 3 ч.

Для оценки растворимости ДПР торона изучалась динамика растворения радиоактивного Pb в имитаторе биологических жидкостей (растворе Рингера), максимально приближенной к биологической среде организма человека. Для этого аэрозольный фильтр в специальном держателе помещался в непроточный реактор с раствором Рингера (рН 7,4), температура которого поддерживалась при помощи термостата равной 37° С. После выдержки в растворе (в течение заданных интервалов времени) фильтр промывался (ополаскивался) чистым раствором при той же температуре. Затем фильтр в пластиковой чашке Петри устанавливался на детектор -спектрометра АТ-1320 для измерения активности Pb на фильтре. После набора спектра фильтр снова помещался в раствор и процесс растворения продолжался. Для проверки того, что быстрая компонента кинетики растворения обусловлена именно растворением, а не механическим выносом аэрозольных частиц в раствор, были поставлены контрольные эксперименты, в которых в процессе растворения Pb фильтр помещался в дополнительный чехол из поролона толщиной 2 – 3 мм. Условия проведения контрольных опытов соответствовали условиям основных экспериментов.

3. ИДЕНТИФИКАЦИЯ ТЕХНОГЕННОГО ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПОЧВЫ ЕРН В радиоэкологии ЕРН широко обсуждается проблема обеспечения радиационной безопасности при обращении с минеральным сырьем. Даже при низких значениях УА ЕРН в исходном сырье, в процессе добычи и дальнейшей переработке происходит концентрирование природных радионуклидов в различных техногенных объектах. Предотвратить радиационное воздействие на человека и окружающую среду от техногенно-усиленных природных источников можно при условии идентификации начальной стадии загрязнения объектов среды. Для этого требуется методическое обеспечение проведения радиоэкологических исследований и мониторинга загрязнения окружающей среды элементами природных радиоактивных рядов, на фоне их естественного содержания. Наиболее часто применяемые методы обработки результатов исследований заключаются в сравнении измеренной активности с гигиеническим нормативом. Превышение нормируемых уровней загрязнения объектов окружающей среды может происходить в результате аварийных ситуаций или продолжительных процессов миграции и депонирования. В обоих случаях уровни накопления значимо превышают естественное содержание ЕРН.

Для решения задачи идентификации низких уровней техногенного загрязнения ЕРН в отечественной практике часто рекомендуется рассматривать нарушение радиоактивного равновесия в радиоактивных рядах урана и тория [29]. В условиях техногенного радиоактивного загрязнения среды ЕРН могут наблюдаться резко аномальные отклонения значений активности дочерних продуктов от равновесных значений в цепочках распада. Поэтому изучение сдвига равновесия является достаточно эффективным методом выявления техногенного поступления ЕРН в окружающую среду [30, 31]. Однако, применение этого метода для идентификации техногенного загрязнения окружающей среды ЕРН имеет существенное ограничение. Такой подход может быть эффективно использован только в тех случаях, когда в технологических процессах происходит разделение радионуклидов одного ряда, что не охватывает весь спектр возможных ситуаций, связанных с загрязнением окружающей среды.

В частности этот метод не может быть применен для идентификации загрязнения ЕРН территории пункта длительного хранения монацитом, поскольку отсутствуют технологические операции, приводящие к сдвигу равновесия в цепочках природных радионуклидов.

3.1. Общие принципы метода радионуклидных отношений Под радионуклидным отношением понимается соотношение активностей различных радионуклидов в изучаемом объекте. Если рассматривается соотношение активности изотопов одного элемента, то используется термин изотопное отношение. Методы анализа изотопных и радионуклидных отношений нашли широкое применение в различных науках. На анализе соотношения радиоактивных и радиогенных изотопов основан метод изотопной хронологии – определение возраста горных пород, минералов, археологических памятников и т.п. В радиоэкологии ИРН изотопные отношения используются для идентификации источников радиоактивного загрязнения природных экосистем [32]. Метод основывается на том, что изотопные отношения ИРН являются константами для конкретных источников радиоактивного загрязнения.

В геохимии и геоэкологии радионуклидные отношения используются в качестве геохимических трассеров изотопов радиоактивных элементов [30]. С нашей точки зрения представляется перспективным дальнейшее развитие метода радионуклидных отношений для использования в радиоэкологии природных радионуклидов.

Использование радионуклидного отношения в радиоэкологии ЕРН основывается на предположении о прямо пропорциональной зависимости и, следовательно, постоянстве соотношения удельной активности радионуклидов уранового и ториевого рядов и калия-40 в незагрязненных объектах окружающей среды общего генезиса. Такими объектами, например, являются почвы, различные грунты, природные воды, донные осадки и др. в пределах одной территории. В частности почвообразующие породы имеют непосредственную связь с химическим составом коренных пород, в том числе наследуя в равных соотношениях концентрации ЕРН при сходных физических и химических условиях почвообразования [30]. Дополнительное поступление ЕРН в окружающую среду в результате технологических процессов при обращении с минеральным сырьем приводит к увеличению относительной активности загрязняющего радионуклида и, следовательно, нарушению установившегося радионуклидного отношения. При этом к ощутимому сдвигу отношения приводит даже незначительное техногенное поступление.



Pages:   || 2 | 3 |
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.