CC BY
7
р-радиометрии толстослойных препаратов, осно-Ж ванный на сравнении результатов измерений в одинаковой геометрии скорости счета импульсов от препарата, приготовленного из пробы выпадений, и скорости счета импульсов от препарата соли хлористого К- Удельная р-активность 40К в препарате соли хлористого К равна 14,32 кБк/кг. Удельную активность продуктов деления в препарате, приготовленном из пробы выпадений, находят решением пропорции. В этой пропорции удельной активности продуктов деления в препарате соответствует скорость счета импульсов от препарата, приготовленного из пробы выпадений, а удельной активности 40К в соли хлористого К — скорость счета импульсов от толстослойного препарата, приготовленного из соли КС1. Радиометрию препарата проводят через 4—6 сут после отбора пробы осадков, чтобы исключить помеху от р-частиц короткоживущих продуктов распада 1?п ^ н ТЬ. С учетом условий изготовления препарата % для радиометрии рассчитывают удельную активность радионуклидов в собранной пробе осадков. Из этой удельной активности вычитают удельную активность 2|0В1 в осадках, максимум которой составляет около 0,26 Бк/л [5]. р-излучение 2|0РЬ имеет низкую граничную энергию. Поэтому вклад р-излучения последнего в скорость счета импульсов от препарата мал по сравнению с вкладом от 210В1. Остаток удельной активности в собранной пробе относят на счет продуктов деления. С учетом количества выпавших осадков рассчитывают активность продуктов деления а(т|) (на момент ■л измерения скорости счета импульсов), выпавших на 1 см 2 в данном акте отложения. Момент
ti отсчитывают от момента делення. Плотность продуктов деления для i-ro отложения определяют по формуле:
а, = в(т()/а, (т,). (9)
где
Í3,37• 10 —s-t~' ■16 при 1 сут 150 сут. (10)
а, (t¿) = {
[3,24-10— -т£—1,61 при 150сут<т( <365сут, (11)
— активность (в Бк), приходящаяся на 1 деление в момент ti после деления; формулы (10) и (11) получены для нефракционированной смеси продуктов мгновенного деления 238U нейронами с энергией 14 МэВ на основании табличных данных справочника [1].
Таким образом, предложенная методика позволяет находить экспозиционную дозу -у-излучения от тропосферных выпадений продуктов деления в конкретном пункте местности с учетом реального дискретного распределения во времени актов отложения и фактических плотностей продуктов деления в каждом акте.
Литература
1. Радиационные характеристики продуктов делення. Справочник./ Гусев Н. Г., Рубцов П. М., Коваленко В. В. и др. М., 1974.
2. Фрейлчнг Э., Крокер Г, Адаме Ч. — В кн.: Радиоактивные выпадения от ядерных взрывов. Под ред. Ю. А. Израэля. М„ 1968, с. 11—53.
3. Health and Safety Laboratory (HASL-298 Appendix, January I, 10014), 1976.
4. Nishiwaki У. Studies on the Radioactive Contamination due to Nuclear Detonertions 1—VI. Osaka, 1961.
Поступила (18.05.81
УДК 613.648:621.039.542/.544]-074
A. M. Воробьев, H. П. Стародонова
МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИНОИДОВ В НАТРИЕВОМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ
«Одной из наиболее серьезных проблем, с которыми мы столкнулись в атомной энергетике, является возможное облучение плутонием и другими актиноидами. Эта проблема станет еще более серьезной при использовании смешанного топлива И02+ Ри02 в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением» [3].
При эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах Р и другие актиноиды в первую очередь могут оказаться в металлическом На. Это обусловлено как загрязнением поверхностей твэ-лов при их изготовлении, так и попаданием «-излучателей из дефектных твэлов в Иа. Поэтому определение актиноидов в металлическом теплоносителе (Иа) представляет несомненный интерес.
Группой последователей изучена возможность применения трековых детекторов из нитроцеллюлозы для оценки степени а-загрязненности поверхностной пленки теплоносителя на оборудовании первого контура реактора БР-10 [1].
На наш взгляд, этот метод имеет существенные недостатки: он не является строго количественным н требует значительных затрат времени. Кроме того, как отмечают сами авторы, измеренная поверхностная загрязненность остаточной пленки теплоносителя на оборудовании еще не характеризует загрязненность всего контура и теплоносителя в целом.
В своих исследованиях мы остановились на висмут-фосфатном методе, основанном на соосажде-нин радионуклидов четырехвалентных элементов на фосфате В1 из азотнокислого раствора с последующим измерением а-активности в слое твердою сцинтиллятора. Достоинствами этого метода являются простота, доступность реактивов, высокая чувствительность (3,6-10_3 Бк или Ю-13 Ки на пробу).
Использование висмут-фосфатного метода требует растворения № и содержащихся в нем а-активных нуклидов. Ыа обычно растворяют в эти-
ловом спирте, затем полученный алкоголят разрушают нагреванием и подкислением. В этих условиях актинидные элементы, в первую очередь Р4, ввиду чрезвычайной склонности к гидролизату и образованию полимерных соединений могут перейти в форму, не осаждающуюся с фосфатом Вк Это требовало обязательной проверки поведения Ри и Аш при растворении металлического № в спирте.
Для разработки методики брали взвешенный кусочек металлического Ыа и растворяли в этиловом спирте, куда предварительно была внесена активность. Это делалось для того, чтобы приблизиться к случаю, когда натриевый теплоноситель в процессе эксплуатации загрязняется актиноидами.
При использовании висмут-фосфатного метода [4] для определения а-излучателей в жидких средах обязательным является промежуточный этап концентрирования радионуклидов на фосфате Са. Было заманчиво исключить этот этап, что позволило бы сократить потери и уменьшить время на проведение анализа.
Мы изучали поведение Ри и Ат, введенных в 0,5, 1, 5 г Ыа. В результате установлено, что выход Ри и Аш зависит от величины навески N8. При анализе 0,5—1 г № выход актиноидов равен 90—93 %, для навески 5—8 г. — 61,6 %.
На основании результатов исследований разработана методика определения Ри и Ат в теплоносителе быстрых реакторов — металлическом Ыа.
Для анализа теплоносителя I контура достаточно 0,5—1 г Ыа. Кусочек его взвешивают, помещают в стаканчик вместимостью 50 мл, начинают осторожно растворять в этиловом спирте, внося спирт в стакан пипеткой. Для полного растворения 1 г Ыа требуется примерно 20 мл спирта. Во избежание загорания N8 необходимо следить, чтобы стакан перед началом работы был сухим. В образовавшийся мутный раствор алкоголятов добавляют дистиллированную воду для получения прозрачного раствора. Затем в раствор по каплям вносят концентрированную НЫОэ до рН 2,0—3,0 по индикаторной бумаге и ставят стаканчик на электроплитку для упаривания раствора до влажных солей. Остаток растворяют в 5 мл 2 N НЫОз добавляя кислоту порциями. После внесения каждой порции образующийся раствор переносят в центрифужную пробирку, в которую добавляют 1 мл раствора азотнокислого В1 с содержанием I мг/мл по металлу и 3 мл насыщенного раствора однозамещенного фосфата Ыа. Пробирку ставят на горячую водяную баню на 10—15 мин для коагуляции осадка.
После остывания содержимого пробирки осадок отделяют от маточника центрифугированием и дважды промывают 5 мл достиллированной воды. Осадок смешивают со 120±20 мг светосостава марки ФС-4 и с помощью 10 мл 80 % этилового спирта переносят в счетную кювету из поли-
стерола высотой 20 мм, диаметром 35 мм. Смесь высушивают под инфракрасной лампой, после че- & го полученный сухой остаток присыпают сверху небольшим количеством светосостава (~250 мг). Химический выход актиноидов 90 %.
Для анализа теплоносителя II контура необходимо брать не менее 5 г №. Взвешенную пробу растворяют в спирте, как описано выше. После растворения 1\1а доводят раствор добавлением концентрированной нМ03 до рН 2,0—3,0, вносят хлористый Са из расчета 100 мг на 1 л, 2—3 мл ортофосфорной кислоты и водный аммиак до щелочной реакции. Осадку дают отстояться, часть раствора декантируют, остаток отделяют от осадка центрифугированием. Осадок фосфатов дважды промывают водой, растворяют 2Н НЫ03. В раствор добавляют 1 мл азотнокислого В1 и осаждают фосфат, как описано выше. Выход актиноидов в этом случае 80 %.
Полученные препараты (кюветы с осадком) . подсчитывают на стандартной установке для сче-та а-активности. Перед счетом приставку опрокидывают и удаляют из нее сцинтиллятор вместе со световодом. Кювету с препаратом ставят непосредственно на фотокатод умножителя, смоченного для лучшего оптического контакта несколькими каплями вазелинового масла. Фотоумножитель закрывают светонепроницаемым колпаком, дают препарату высветиться в течение 2—3 мин и измеряют скорость его счета. Активность в пробе определяют, сравнивая ее с активностью приготовленного эталона. Плутониевый эталон готовят следующим образом. В центрифужную пробирку добавляют стандартный раствор Ри с заведомо известной активностью (не более 1 Бк), доводят кислотность до 2 N по НЫ03, добавляют 2— 3 капли насыщенного раствора солянокислого ги-дроксиламина и 1 мл раствора азотнокислого В1 с содержанием I мг/мл по металлу. Нагревают раствор на водяной бане 15 мин и осаждают фосфат В1 описанным выше способом. Удельную ак-тивность суммы актиноидов (за исключением Ь) * рассчитывают на 1 кг Ыа с учетом химического выхода.
Разработанная методика позволила оценить содержание актиноидов (кроме и) в натриевом теплоносителе некоторых быстрых реакторов. Ввиду незначительного количества актиноидов их анализ на содержание отдельных нуклидов не производили. Реакторы работали на урановом топливе (см. таблицу).
Содержание актиноидов в натриевом теплоносителе быстрых реакторов
Реактор Год эксплуатации Удельная активность Бк/кг (Ки/кг)
Бор-60 13 10500 (2,9-10-')
БН-350 9 110 (3 ■ 1 о—в>
БН-600 1 18,5 (5- Ю-10)
Из таблицы видно, что содержание актиноидов в теплоносителе зависит от срока эксплуатации и колеблется в пределах трех порядков. Однако даже при больших сроках эксплуатации содержание актиноидов остается весьма низким. Это свидетельствует о высокой степени герметичности оболочек твэлов и возможном осаждении актиноидов в холодной ловушке и на поверхностях оборудования I контура [2]. Это имеет большое гигиеническое значение. Отсутствие протечек Ыа 1 контура практцнескн исключает попадание актиноидов в рабочие помещения_реакторов. Все же несколько граммов Ыа при перегрузке топлива попадает в бассейн выдержки с поверхности одной тепловыделяющей сборки. Длительная эксплуатация АЭС могла бы привести к накоплению радиационно-опасных актиноидов в воде бассейнов, непосредственно контактирующей с воздушной
средой производственных помещений. Однако низкое содержание актиноидов в натрневом теплоносителе и постоянная очистка воды от радионуклидов на ионообменных смолах совершенно исключают попадание актиноидов в воздух. Следовательно, при нормальной эксплуатации быстрых реакторов актиноиды не представляют опасности для персонала.
Литература
1. Королева В. П., Отставное П. С., Шерешков В. С.— Атомная энергия, 1979, т. 46, № 2, с. 125—126.
2. Королева В. П., Отставное П. С.— Там же, 1981, т. 50, № 2, с. 145—146.
3. Морган К. — В кн.: Безопасность ядерной энергетики, 1980, с. 39—43.
4. Стародонова Н. Г.— Гиг. и сан., 1978, № 10, с. 68— 71.
Поступила 26.03.84
Обзоры
УДК й|3.632 +614.7:вв]Ц)7:(в16.1:313.131(048.8)
И. М. Трахтенберг, И. Е. Факторов, Г. Е. Верич
ХИМИЧЕСКИЕ ЗАГРЯЗНЕНИЯ ПРОИЗВОДСТВЕННОЙ И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ КАК ФАКТОРЫ РИСКА СЕРДЕЧНОСОСУДИСТЫХ ЗАБОЛЕВАНИЙ
Киевский НИИ гигиены труда и профзаболеваний Минздрава УССР
На состоявшемся в Москве IX Всемирном кардиологическом конгрессе (1982) с участием ученых из 80 стран мира были обсуждены важнейшие аспекты борьбы с сердечно-сосудистыми заболеваниями. Подчеркивалось, в частности, что в структуре заболеваемости и смертности населения экономически развитых стран, в том числе СССР, первое место занимает сердечнососудистая патология, причем выявляется явная тенденция к увеличению смертности от сердечнососудистых заболеваний. С этих позиций весьма показательны данные Е. И. Чазова и Г. И. Ца-регородцева о том, что примерно в 50 странах указанные заболевания обусловливают от 39 до 56% всех случаев смерти [31]. По материалам американских авторов, почти 25 % населения США страдает различными сердечно-сосудистыми заболеваниями. В нашей стране смертность от них в 1939 г. составляла 11 % от смертности в результате всех заболеваний, а в 1982 г.— 50 %• Следует согласиться с этими авторами, что «современная научно-техническая революция, новые открытия в науке, изменение социального статуса и возрастание ее роли в жизни общества
требуют принципиально новых, в том числе и методологических подходов к ней». Разработке указанной методологии могут способствовать обобщение и анализ данных, которые накапливаются в последние годы в отношении групп населения в различных регионах страны, различающихся уровнем и характером развития промышленности и сельского хозяйства. Систематизация результатов таких наблюдений в значительной мере связана с проблемой изучения влияния на здоровье населения так называемых вторичных (неблагоприятных) последствий научно-технического прогресса. Говоря об этих последствиях, гигиенисты особо акцентируют внимание на все возрастающем загрязнении окружающей и производственной среды химическими соединениями, среди которых значительный удельный вес имеют вновь вводимые в производство химические агенты — продукты органического синтеза, полимерные композиции и другие вредные вещества. Между тем в анализе этиологии, патогенеза и распространенности сердечно-сосудистых заболеваний и причин смертности от них, кроме гиподинамии и вредных привычек, которые признаются факторами риска сердечно-сосудистых заболеваний, химическим факторам ок-
