CC BY
7
attain a distinct differentiation of strains of human and animal origin. The recovery in the natural environment of Str. bovis and Str. equinus points to recent fecal contamination of the environment by herbivorous animals.
УДК 613.648.613.632.4
к ГИГИЕНИЧЕСКОЙ ОЦЕНКЕ РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ НА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
М. В. Алферов, В. И. Бадьин, Н. П. Саяпин
В связи с разработкой мер по обеспечению радиационной безопасности персонала, обслуживающего экспериментальные ядерные реакторы, появилась необходимость дать гигиеническую оценку радиоактивным аэрозолям. Как показали результаты наших собственных исследований и материалы других авторов (Н. Ю. Тарасенко и соавторы), основным источником образования и распространения радиоактивных аэрозолей в помещениях реактора служат протечки радиоактивной воды, пара и газа из контура теплоносителя при нарушении его герметичности. Загрязнение воздуха зависит от удельной радиоактивности теплоносителя. В условиях нормальной эксплуатации реакторов наибольшее влияние на уровень радиоактивности теплоносителя оказывают степень коррозии материалов трубопроводов и оборудования контура теплоносителя, содержание химических элементов в воде, поступающей на подпитку этого контура, а также выход продуктов деления в контур в случае поверхностного загрязнения ТВЭЛов ураном. Продукт деления урана или плутония попадает в теплоноситель вследствие повреждения оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) чрезвычайно редко; это встречается главным образом на реакторах предназначенных для испытания ТВЭЛов. Радиоактивные аэрозоли могут образовываться также в воздушных полостях реактора в результате активации тепловыми нейтронами неактивных аэрозольных частиц, находящихся в этих полостях (графитовая пыль, продукты коррозии и т. д.). Радиоактивные аэрозоли могут проникать в воздух производственных помещений в данном случае через различные неплотности в закладных частях коммуникаций в период повышения давления внутри полостей реактора. И наконец, источником радиоактивных аэрозолей являются поверхности, загрязненные радиоактивными веществами. Следует, однако, отметить, что вклад этих аэрозолей в суммарную активность мал.
Качественный состав аэрозолей, как следует из сказанного, может варьировать в зависимости от многих причин. Процентное соотношение между компонентами аэрозолей по периодам полураспада определяется временем нахождения активирующего материала в активной зоне реактора. Наиболее часто встречаются в воздухе А128, Ыа24, Мп54, Мп56, Ре55, Ре59, Б!31, Со58, Со60, Си64, №65, Сг51, Са45, Р32, т. е. преимущественно короткоживущие активные элементы. Установлено, что их эффективные периоды полураспада (Гэфф) могут колебаться о пределах 25 мин.— 2 часов, а размеры радиоактивных частиц не превышают 0,2 мкм1. Вклад долгоживущих радиоактивных изотопов (Г>2 месяцев) в суммарную активность не превышает десятых и даже сотых долей процента. В ряде помещений, где нет непосредственных источников выброса,
1 Вопрос о горячих частицах, имеющихся на ядерных реакторах, в статье не рассматривается, так как проблема их биологической опасности требует дальнейшего серьезного изучения и отдельного обсуждения.
содержание радиоактивных аэрозолей обусловлено только продуктами распада радона и торона (табл. 1). Из табл. 1 видно, что по мере удаления от помещений, имеющих источники выброса радиоактивных аэрозолей из контура теплоносителя, вклад в суммарную активность более долгоживущих компонентов увеличивается за счет распада наиболее короткоживущих элементов во время движения воздуха.
Таблица 1
Характеристика радиоактивных аэрозолей в помещениях реактора
Источники выбросов Период полураспада (7) Вид радиоактивности % общей радиоактивности
Наличие источников выброса ра- Естественные а меньше
диоактивных аэрозолей из кон- Р 0,01+0,1
тура теплоносителя 1,8 мин. 80,0
7 » Р 12,6
23 » Р 5.8
102 » Р меньше
1,6
Находящиеся на некотором уда- Долгоживущие а меньше
лении от источников выброса 0.01
аэрозолей из контура теплоно- Естественные Р меньше
сителя 0,1-7-1,0
6 мин. 1 23,0
22 » 70.0
5'/2 часа Р 7,0
2 месяца Р До 0,1
Удаленные от источников выбро- 25—43 мин. Р 100,0
са радиоактивных аэрозолей 30—40 » а 100,0
Исследования показали, что основную радиационную опасность представляют короткоживущие активные аэрозоли, однако и их концентрации в воздухе обслуживаемых помещений при нормальной работе реакторов значительно ниже существующих предельно допустимых. Следует отметить, что содержание радиоактивных веществ в воздухе подвержено значительным колебаниям во времени и по помещениям. Мощность периодически возникающих источников образования аэрозолей изменяется случайным образом. Поэтому можно считать, что во времени концентрация аэрозолей распределяется как случайная величина. Знание закономерностей, которым подчинено распределение концентраций, очень важно для правильной гигиенической оценки результатов дозиметрических наблюдений, например оно позволяет наряду со средними показателями использовать на практике такие важные данные, как число превышений любого заданного уровня концентраций, разброс значений концентраций около среднего и др.
Для выявления закона распределения концентраций проведена статистическая обработка большого числа величин концентраций радиоактивных аэрозолей в помещениях реакторов. Результаты вычислений показали, что концентрации радиоактивных аэрозолей (С) в воздухе помещений экспериментальных реакторов распределены по логарифмически нормальному закону f (С):
f(C)dC 1 I -Qgc-'gc*)2 dkrC I (L>dL ~ lg у2Г1 ^ d lg C>
где f(C)dc — доля замеров загрязненности воздуха, в которой величина загрязнения лежит в пределах C+C+dC [здесь f(C) — нормированный к единице закон распределения концентраций]; Се — среднее гео-
метрическое концентраций, равное в данном распределении медианной концентрации (Ст), означающей, что половина встречающихся концентраций имеет величину больше Ст=Сг, а другая половина — меньше; — стандартное геометрическое отклонение; = —^С*)2— среднее квадратичное отклонение логарифма величины концентрации.
Таблица 2
Величины Сг, и средних концентраций аэрозолей в помещениях реактора в различные годы наблюдения
(X ( X с сэксп (в кюри/л (ю-2) Относи-
Помещение Год на блюде! св' (1 о ) р^сч (в кюри!л (ю-11) тельная ошибка (В 9»)
Помещение с ис- 1-й 1,45 5.781 6.7 8,4 +20
точниками выб- 2-й 2,3 4.266 6,7 7,4 +9,5
роса радиоак- 3-й 3,6 2,518 5,5 7,5 +27
тивных аэрозо-
лей
Смежное с первым 1-й 1.4 6,622 8,3 7.5 —10
2-й 2,7 2,466 4,0 4,9 + 20
3-й 3,2 2,061 4,4 4- 5,2 + 15
При логарифмически нормальном законе распределения концентраций случайная величина полностью определяется 2 параметрами Ск и рй. Зная их, можно найти и все остальные интересующие нас величины (табл. 2). При анализе концентраций радиоактивных аэрозолей в помещениях по средним арифметическим показателям необходимо выбрать такое число измерений (п), которое обеспечивало бы, согласно отмеченной закономерности, нужную точность определения средней концентрации: _
р уЧ"0«-1
Уп ■
Средняя величина за время наблюдения оказалась равной:
С = 6,8-10"12 кюри/л,
= С„ р
0.5 1п Р
'8.
Приведенные выше физические параметры радиоактивных аэрозолей в производственных помещениях реакторных установок (малый период полураспада, непостоянство концентрации) затрудняют определение состава аэрозолей, а следовательно, установление обоснованных ПДК радиоактивных аэрозолей и измерение дозы внутреннего облучения. Поэтому был разработан и использован на практике метод измерения дозы внутреннего облучения для короткоживущих изотопов, требующий лишь измерения коэффициента задержки активности аэрозолей в органах дыхания, определения средней энергии излучения и оценки кривой накопления — распада. По классификации, предложенной В. И. Бадьиным, радиоактивные аэрозоли производственных помещений реактора могут быть отнесены ко 2-й категории. Радиационная опасность аэрозолей 2-й категории с Гэфф 6 часов определяется средней дозой внутреннего облучения (й) только в дни их вдыхания. В этом случае при постоянной концентрации (С) дневная доза внутреннего облучения при вдыхании однокомпонентных аэрозолей в течение 6 часов пропорциональна величине:
О = /СЛ-эфф (6Хэфф — 1 4- 2е3фф — еЭфф ЕКобщ
где К — коэффициент пропорциональности; А,эфф — постоянная полувыведения из критического органа (час-1); V — скорость дыхания; ^ —время пребывания в загрязненной атмосфере; е — средняя энергия излуче-
со
ния; /С»6"» —коэффициент задержки активности. Величина (6Л.Эфф—
1 + 2е~6 *** —е_12>-эфф) пропорциональная площади под кривой зависимости изменения активности, 'поглощенной человеком, от времени вдыхания. В случае многокомпонентных аэрозолей, имеющих место на реакторах, зависимость усложняется. Сюда войдут процентное соотношение отдельных компонентов по активности и эффективные периоды полувыведения. Для многокомпонентных аэрозолей 2-й категории аналитической дисперсности [с периодом полураспада (Г1 2), не превышающим нескольких часов], эффективный период полувыведения для критического органа легких определяется физическим периодом полураспада (Гдфф язТ1/г). Однако расчет дозы затруднен необходимостью измерения периодов полураспада. Для Т1/„<^5 мин. определение Т1,2 становится практически невыполнимым.
Для расчета дозы внутреннего облучения многокомпонентной смеси применяли следующий способ, являющийся развитием метода И. И. Гусарова и В. К. Ляпидевского. Загрязненный воздух отбирали в течение 6 часов со скоростью 840 л/мин на
фильтр из ткани ФПГ1-15 площадью 150 см2. Одновременно р-активность фильтра измеряли с интервалом 1—2 мин. прибором РУС-5 (И. Б. Кеирим-Маркус и Л. Н. Успенский), установленным над фильтром. Через 6 часов (рабочий день) прокачки воздуходувку отключали. Кривую же изменения активности фильтра снимали до полного распада. Характерная сглаженная кривая, полу
гю
Фильтр
Г13о8ые часы
Вдох
Дыхатель ные пути человека
Выдох
/.г J.S 4.8 6.0 7? 8.4 Э.6 /0,8 /(¿7 час gg
Рис. 1. Изменение радиоактивности
фильтра во времени. С-4,5-10-12 к/л; £-0.75 мэв; Ко бщ -0,45;
Дыхате. ные пити челобена
выдох
Газовь/е часы
Д-7.6-10-« бэр/нед; < — 11,7 часа; N
ПДК-1.8 МО-0 к/л; -2,58-10—в расп/мин.
Рис. 2. Схема маски и движения воздуха в опыте по определению коэффициента задержки радиоактивности в органах дыхания.
ченная для одного из опытов, приведена на рис. 1. При этом несколько раз в течение опыта снимали кривую поглощения, которая позволила вычислить энергию р-излучения исследуемой смеси аэрозолей £ = 0,75 Мэв.
Поглощенная доза (й) на легкие может быть рассчитана (в бэр/нед) по формуле:
0= 1,43-10-1°6ЛГтм/Каобщ£,
где б — отношение площади под вписанной в прямоугольник кривой к площади прямоугольника; /Утах — максимальное показание прибора
(в расп/мин); /—время опыта (в часах); Е — средняя энергия р-излу-чения исследуемой смеси аэрозолей (в Мэв); /Сцб1Ц—коэффициент задержки радиоактивности в органах дыхания.
Чувствительность метода в производственных условиях составляла примерно 1 • 10-13 кюри/л. В основу определения коэффициента задержки радиоактивных аэрозолей в органах дыхания (К°бщ) было положено сравнение концентраций радиоактивных веществ во вдыхаемом и выдыхаемом воздухе
(рис. 2). Общий коэффициент задержки активности вычисляли по формуле:
/■общ 1 А^'Увд'Чо
Таблица
Величина коэффициента задержки А°бщ для каждого эксперимента
КГЩ = 1 —
Л'^выдЛоа'
Номер эксперимента
1 | 2 | 3 4 5 6
Величина коэффициента .... Среднее значение К°абщ..... 0,41 0,43 0,52 0,45 0,48 0,41 0,44
где N2 — скорость счета (в имп/мин) за вычетом фона для фильтра, стоящего на выдохе; N — скорость счета (в имп/мин)
за вычетом фона для фильтра, стоящего на вдохе; лог, Ло — поправка на поглощение и проскок р-частиц в материале фильтра или частицах аэрозоля для пробы выдыхаемого или вдыхаемого воздуха соответственно (табл. 3; В. И. Бадьяин и Р. Я. Ситько).
Дозы внутреннего облучения (И), определенные указанным методом, для одного из реакторов колебались в пределах 4-10~4— 2,8~2 бэр/нед. Дозовая характеристика аэрозолей 2-й категории (р),
исчисляемая в и показывающая, какая концентрация обеспе-
чивает дозу в 1 бэр/нед, для данного реактора оказалась равной 5,4- 10~9 . а соответствующая ПДК — Спдк =0,3р= 1,6• Ю-9
кюри/л.
В связи с тем что статистическое распределение концентраций подчиняется логарифмически нормальному закону, очевидно, и распределение индивидуальных доз является также логарифмически нормальным. Так как средняя недельная доза внутреннего облучения (й) рав-
_ .. 6.8-ю-" _
на С/р бэр/нед, то для описанного случая (см. табл. 2) £) — 5,4-ю-» —
1,3-Ю-8 бэр/нед. Эта доза внутреннего облучения достаточно полно характеризует среднее облучение легких.
Выводы
1. Установлено, что радиоактивные аэрозоли на экспериментальных ядерных реакторах относятся в основном к классу р-активных ко-роткоживущих многокомпонентных аэрозолей 2-й категории аналитической дисперсности, радиационная опасность которых может быть оценена средней дозой внутреннего облучения (й) в дни их вдыхания.
2. Статистическое изучение колебаний радиоактивной загрязненности воздуха помещений реакторов показало, что распределение концентраций подчиняется логарифмически нормальному закону. Логарифмически нормальное распределение концентраций и характер распределения людей по помещениям позволяют предположить, что и распределение доз внутреннего облучения также подчиняется логарифмически нормальному закону.
3. Определен коэффициент задержки изучаемых радиоактивных аэрозолей в органах дыхания человека; в среднем он оказался равным 45%.
4. Предложена новая методика определения дозы внутреннего облучения >при вдыхании радиоактивных аэрозолей 2-й категории (Т1/2<6 часов), основанная на измерении коэффициента задержки радиоактивных аэрозолей в органах дыхания, а также определения их средней энергии излучения и оценки кривой накопления — распада. Методика позволяет установить для данного реактора обоснованную ПДК этих аэрозолей без идентификации отдельных изотопов.
5. Средние дозы внутреннего облучения легких за счет вдыхания короткоживущих радиоактивных аэрозолей на экспериментальных реакторах во время нормальной их эксплуатации колеблются в пределах 0,05—1 бэр/год.
6. Требование, чтобы концентрации аэрозолей, усредненные по времени и помещениям, не превышали величины ПДК, является необходимым, но еще недостаточным условием оценки их радиационной опасности для обслуживающего персонала. Требуется, кроме того, чтобы вероятность появления дозы внутреннего облучения, превышающей ППД, была достаточно мала.
7. Полученные результаты могут быть использованы для определения объема дозиметрического контроля радиоактивных аэрозолей на экспериментальных реакторах.
ЛИТЕРАТУРА
Бадьин В. И., Ситько Р. Я. В кн.: Дозиметрические и радиометрические методики. М., 1966, с. 157. — Гусаров И. И., Л я п и д е в с к и й В. К. Мед. радиол., 1961, № 1, с. 52. — Кеи рим-Маркус И. Б., Успенский Л. Н., Марке-лов В. В. Там же, 1960, № 10, с. 67. — Тарасенко Н. Ю., Проста ков а И. Г., Рынкова Н. Н. Гигиена труда при работе на атомных электростанциях. М., 1960.
Поступила 25/1II 1967 г.
HYGIENIC ASSESSMENT OF RADIOACTIVE AEROSOLS AT EXPERIMENTAL
NUCLEAR REACTORS
M. V. Alferov, V. I. Badyin, N. P. Sayapin
In the air of the premises of experimental reactors there are mainly formed P-active short-life polycomponents aerosols of the 2nd category of analytic dispersity with Tert<6 hrs; the radiation hazard of these aerosols may be experessed by the average dose of internal radiation on the days of their inhalation. The distribution of radioactive aerosols in the premises of reactors is subject to the ordinary logarithmic law.
A new method is suggested for determining the doses of internal radiation at inhalation of short-life polycomponent aerosols. The method is based on the monitoring of the coefficient of their retention in the respiratory organs and on determining the average irradiation energy and assessing the accumulation and dissociation curves. By means of this method it is possible to determine a substantiated maximum permissible concentration of short-life aerosols for each reactor without identifying separate isotopes.
The retention coefficient of the investigated radioactive aerosols in the respiratory organs of man amounts at an average to 45 per cent and the average doses of internal irradiation of lungs under conditions of the ordinary running of reactors are within the limits of 0.05—1 ber/year.
