CC BY
60
_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _
И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ -
УДК 502.175:628.4.047(075.8)
ОЦЕНКА СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК АЛЬФА-ИЗЛУЧАЮЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ ПЛУТОНИЯ И ИХ ВЛИЯНИЕ НА ВЕЛИЧИНУ АМАД
© 2018 Юсеф Набиль Хусейн, Д.А. Припачкин, А.К. Будыка
Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
В статье предлагается рассмотреть использование новой экспериментальной установки для определения объемной активности и АМАД а-активных радионуклидов. Предлагается провести оценку спектрометрических и радиометрических характеристик а-излучающих радионуклидов плутония и определить их влияние на величину АМАД. Сравнить расчетные значения активности изотопов плутония в специальных аэрозольных источниках, полученные с помощью экспериментальной установки и установок МКС-01 А, УМФ-2000. Оценить относительную ошибку определения АМАД с помощью экспериментальной установки.
Ключевые слова: радиоактивный аэрозоль, инерционный разделитель, эффективность осаждения, аэродинамический диаметр, АМАД, объемная активность, МКС-01 А, УМФ-2000, а-излучения.
Поступила в редакцию: 10.03.2018 ВВЕДЕНИЕ
Радиационное воздействие а-активных радионуклидов на организм человека реализуется в основном через дозу внутреннего облучения. Внешнее облучение от а-активных радионуклидов незначительно из-за двух основных причин. Первое -пробег а-частиц в воздухе, который составляет не более 10 см, второе - пробег частиц в биологических тканях (коже) не более 100 мкм. Поэтому наибольшую радиационную опасность для здоровья человека представляют радиоактивные аэрозольные частицы содержащие а-активные радионуклиды поступающие внутрь организма через органы дыхания, которые в последствии могут быть причиной острых и хронических заболеваний.
Оценить дозу внутреннего облучения человека а-активными радионуклидами можно в соответствии с Нормами Радиационной Безопасности (НРБ-99/2009) [1] или на основе Международных Стандартов Безопасности МАГАТЭ (BSS) [2]. Для расчета дозы внутреннего облучения необходимо определить величину объемной активности а-активных радионуклидов в воздухе, умножить её на объем вдыхаемого воздуха и на соответствующий радионуклиду дозовый коэффициент [1], который зависит, в том числе и от активного медианного аэродинамического диаметра (АМАД).
Объемную активность радионуклидов во вдыхаемом воздухе оценивают на основе регулярных измерений активности радионуклидов, находящихся в воздухе рабочей зоны (для персонала) или в воздухе населенных пунктов (для населения). Для этого используют пробоотборные установки и методики выполнения измерений объемной активности (ОА)[3,4]. Методы определения ОА радионуклидов в воздухе
© Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», 2018
основаны на отборе пробы воздуха содержащего радиоактивные аэрозольные частицы на аналитические аэрозольные фильтры или каскадах импактора с последующим радиометрическим, спектрометрическим или иным измерением активности контролируемого радионуклида непосредственно на фильтрах или коллекторных пластинах.
Для определения АМАД радиоактивных аэрозолей используют или метод многослойных фильтров (ММФ) [5], или каскадные импакторы [6]. Аэрозольные частицы проходят через последовательно установленные разделители спектра по размерам, для ММФ это фильтры, для импактора - каскады. Такие устройств и методы расчёта АМАД используются в России в атомной промышленности и были утверждены в соответствующих Методических указаниях [7].
В соответствии с методиками определения объемной активности и АМАД отдельных радионуклидов требуется проведение радиометрических или спектрометрических измерений активности. Для этого разбирают пробоотборные устройства и извлекают фильтры или коллекторные пластины и в лабораторных условиях проводят измерения активности на радиометре или спектрометре.
В статье предлагается рассмотреть использование новой экспериментальной установки для определения объемной активности и АМАД а-активных радионуклидов. Предлагается провести оценку спектрометрических и радиометрических характеристик а-излучающих радионуклидов плутония и определить их влияние на величину АМАД . Сравнить расчетные значения активности изотопов плутония в специальных аэрозольных источниках, полученные с помощью экспериментальной установки и установок МКС-01А, УМФ-2000. Оценить относительную ошибку определения АМАД с помощью экспериментальной установки.
МЕТОДЫ И УСТРОЙСТВА
В исследованиях использовали экспериментальную установку, состоящую из: разделительной части (1), камеры детектирования (2), фильтра (3), ротаметра (4) и насоса, соединенных системой трубопроводов (рис. 1).
Рис. 1. - Схема экспериментальной установки [Experimental installation configuration]
Основной процесс разделение аэрозольных частиц на фракции происходит в разделительной части (1) с помощью инерционного разделителя. В качестве разделителя используется каскад импактора АИП-2 [8]. Часть аэрозольных частиц с аэродинамическим диаметром больше эффективного диаметра разделения (ЕСАО) [9] осаждается в разделителе, а оставшиеся частицы уносятся воздушным потоком в камеру детектирования, где происходит осаждение их на фильтр. После камеры детектирования воздушный поток проходит ротаметр, который контролирует расход на выходе из камеры детектирования. В камере детектирования установлен ионно-имплантированный кремниевый детектор (рис. 2), который для регистрации а или Р-частиц различных энергий. Эти детекторы имеют тонкое входное окно, обеспечивающее хорошее энергетическое разрешение даже при малых расстояниях альфа источника, а так же высокую эффективность регистрации а-частиц.
Рис. 2. - Ионно-имплантированный кремниевый детектора, Р-излучения [Ion-implanted silicon detector of а, P-radiation]
Установка спектрометрическая МКС-01А «МУЛЬТИРАД-AC»
(рис. 3) предназначена для измерения активности и удельной активности а-, Р- и у-излучающих нуклидов в специально приготовленных образцах продуктов питания, кормов для сельскохозяйственных животных, воды, воздуха, почвы, лесоматериалов, строительных материалов, а так же измерения мощности амбиентного эквивалента дозы и компарирования (поиска и сравнения) источников фотонного излучения с возможностью картирования точек измерения при подключении установки к GPS-приемнику. «МУЛЬТИРАД-АС» представляет собой лабораторное (в том числе, для передвижных лабораторий) оборудование с широким спектром возможностей и может применяться на предприятиях Минатома, Госсанэпиднадзора, МЧС, природоохранных предприятий различных ведомств.
Радиометр УМФ-2000 (рис.3) предназначен для измерения а- и Р-активности малых активностей природной и питьевой воды, пищевых продуктов, почвы и воздушной среды. Прибор УМФ-2000 внесён в реестр средств измерений Российской Федерации - №16297-03. Радиометр УМФ-2000 для измерения а- и Р-активности позволяет проводить измерения: суммарной активности а-излучающих нуклидов в «толстых» и «тонких» счетных образцах проб объектов окружающей среды; суммарной активности Р-излучающих нуклидов в счетных образцах проб пищевых продуктов, почвы, воды, на воздушных фильтрах и проб, полученных методами селективной радиохимической экстракции; а-активности нуклидов в счетных образцах, полученных после селективной радиохимической экстракции.
Рис. 3. - Установки МКС-01А (слева) и УМФ-2000 (справа) [Installations MKS-01A (left) AND UMF-2000
(right)]
В исследовании использовали специальные аэрозольные источники (САИ) а-излучения на основе фильтра АФА-РСП-20с активностью 1.19102 Бк и 1.12 102 Бк
239 238
по радионуклидам Pu и Pu предназначенных для воспроизведения единицы объемной активности радионуклидов. (рис. 4) Относительная погрешность измерения активности (при доверительной вероятности Р=0,95) не более 5 %.
on the AFA-RSP-20 filter]
Кроме САИ был использован источник «тип 1П9» с активностью 80.7 Бк по
239 238
радионуклидам Pu и Pu (рис. 5).Источник «тип 1П9»представляет собой подложку толщиной 1,1 мм, на рабочую поверхность которой (углубление) нанесен слой радиоактивного препарата, защищенный пленкой окисла металла. Измеренные значения активности радионуклидов в источнике не отличаются от номинальных более чем на 30%.
Рис. 5. - Источник тип 1П9 [Source type 1Р9]
ОЦЕНКА СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКИХ И РАДИОМЕТРИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК 11 РЕЗУЛЬТАТЫ ИЗМЕРЕНИЙ И РАСЧЕТОВ
На экспериментальной установке были исследованы спектры а-излучения, определена эффективность регистрации и рассчитана активность для источника «тип
239
1П9» на основе Ри с активностью 80.7 Бк и специальных аэрозольных источников
239
а-излучения (САИ) на основе Ри с активностью 119 и 112 Бк. По эффективности регистрации а-частиц результаты исследований сравнивали с измерениями тех же источников на а-спектрометре МКС-01А в ФМБЦ им. А.И. Бурназяна и установке УМФ-2000 в НИЯУ МИФИ. По исследованию спектров а-излучения сравнивали только с МКС-01А.
Эффективность регистрации а-частиц определяли по формуле:
N
Е =
A-t
где N - общее число импульсов (распадов); t - время набора спектра, сек; A - активность источника по паспарту, Бк.
В таблице 1 представлены результаты оценки эффективности регистрации для источника «тип 1П9» на трех установках: экспериментальной, МКС-01А и УМФ-2000. В установке УМФ-2000 источник распложен практически вплотную к детектору на расстоянии 1 мм. В экспериментальной установке расстояние между источником и детектором около 10 мм, в МКС-01А измерения проводили на расстоянии 45 мм от источника.
Таблица 1. - Оценка эффективности регистрации а-частиц для источника «тип 1П9» [Efficiency estimation of а particle registration for a "1P9" source]
Название Среднее за 10 Длительность Эффективность
измерении число измерении, сек регистрации
импульсов
УМФ-2000 7131 300 0.295±0.01
МКС-01А 7881 6972 0.014±0.001
Эксп. установка 4481 3600 0.015±0.001
Таблица 2. - Оценка эффективности регистрации а-частиц для САИ (119 Бк) [Efficiency estimation of а particle registration for special aerosol sources (119 Bq)]
Название Среднее за 10 Длительность Эффективность
измерении число измерении, сек регистрации
импульсов
УМФ-2000 8500 300 0.238±0.01
МКС-01А 17866 7766 0.019±0.001
Эксп. установка 5657 3600 0.013±0.001
Таблица 3. - Оценка эффективности регистрации а-частиц для САИ (112 Бк)
[Efficiency estimation of а particle registration for special aerosol sources (112 Bq)]
Название Среднее за 10 Длительность Эффективность
измерении число измерении, сек регистрации
импульсов
УМФ-2000 7841 300 0.233±0.01
МКС-01А 47702 22753 0.019±0.001
Эксп. установка 5049 3600 0.013±0.001
Из таблиц 1-3 следует, что эффективность регистрации а-частиц на установке МКС-01А и экспериментальной установке совпадают в пределах погрешности. Установка УМФ-2000 имеет эффективность регистрации на порядок выше, чем у остальных, это связано с геометрией взаимного расположения источника и детектора.
Кроме оценки эффективности регистрации были проведены исследования спектров а-частиц. На рисунках 4-6 представлены спектры для источника «тип 1П9» и САИ а-излучения. На установке МКС-01А была проведена энергетическая калибровка по источнику известного состава, содержащему три энергетические линии радионуклидов 242Ри (4900 кэВ), 239Ри (5157 кэв), 238Ри (5499 кэВ). На экспериментальной установке энергетическую калибровку спектра проводили по источнику «тип 1П9». На рисунках 4-6 эти энергии показаны вертикальными линиями. Из рисунков 4-6 следует, что энергетические спектры, полученные на
239
экспериментальной установке, позволяют идентифицировать радионуклиды Ри и
238
Ри в составе САИ по соответствующим энергетическим линиям 5157 и 5499 кэВ.
«
о о
л
«
£
К
О «
о К
300
250
150
100
50
-МКС-01Д -Pu-242 - 4900 КЭВ Pu-239 - 5157 кэВ -Pll-238 - 5499 кэВ -VCTaHOBKa
1
1 1
1
) N
л? / J К
4000 4200 4400 46D0 4300 5000 5200 5400 56D0 5800 6000
Энергия, кэВ
Рис. 4. - Спектр источника «тип 1П9» [Spectrum of the source "1P9 type "]
Источник «тип 1П9» имеет более четко выраженные энергетические линии 5157 и 5499 кэВ, чем САИ. Это связано с тем, что в САИ аэрозольные частицы, осевшие на фильтре распределены не только по фронтальной поверхности фильтра, но и в глубину фильтра, что приводит к размыванию спектра а-частиц, при их регистрации кремневым
239 238
детектором. В источнике «тип 1П9» радиоактивное вещество, содержащее Ри и Pu,
сосредоточено в виде точечного источника на металлической подложке, поэтому дополнительные потери энергии а-частиц при выходе из источника были меньше, чем у САИ. Соотношение импульсов в канале с энергией 5157 кэВ между экспериментальной установкой и МКС-01А для источника «тип 1П9» составило 1:3, а для САИ (119 Бк) и (112 Бк) 1:5 и 1:15, соответственно.
239 238
В таблицах 4 и 5 представлены оценки активности Ри и Ри с перекрестным использованием САИ для оценки эффективности регистрации и энергетической
239
калибровки, на экспериментальной установке и МКС-01А. Активность 239Ри
238
определяли по числу импульсов в диапазоне от 4000 до 5230 кэВ, а Ри в диапазоне от
239
5230 до 5800 кэВ. В таблице 6 представлены оценки суммарной активности Ри и
238
Ри с перекрестным использованием для оценки эффективности регистрации САИ на
Рис. 5. - Спектр источника САИ (119 Бк) [Spectrum of the special aerosol sources (119 Bq)]
Энергия, кэВ
Рис. 6. - Спектр источника САИ (112 Бк) [Spectrum of the special aerosol sources (112 Bq)]
239 238
Таблица 4. - Активность Pu и Pu (Экспериментальная установка) [Activity of 239Pu and 238Pu (Experimental installation)]
Калибровочный источник Активность, Бк
Pu-239 Pu-238 Суммарная (расчетная) По паспарту
САИ (112) 86.1 34.8 120.9 119±6
САИ (119) 67.1 40.8 107.9 112±5
Таблица 5. - Активность 239Pu и 238Pu (MKC-01A) [Activity of 239Pu and 238Pu (MSK-01A)]
Калибровочный источник Активность, Бк
Pu-239 Pu-238 Суммарная (расчетная) По паспарту
САИ (112) 78.7 42.3 121 119±6
САИ (119) 72.3 38.0 110.3 112±5
Таблица 6. - Суммарная активность 239Pu + 238Pu (УМФ-2000) [Total activity of 239Pu + 238Pu (UMF-2000)]
Калибровочный источник Суммарная (расчетная) По паспарту
САИ (112) 121.6 119±6
САИ (119) 109.8 112±5
Если использовать САИ в качестве эталонного источника для оценки эффективности регистрации и энергетической калибровки детектора в составе экспериментальной установки, то относительная ошибка определения суммарной активности 239Ри и 238Ри не будет превышать 5 %. А в случае с перекрестным использованием САИ, для определения активности отдельных радионуклидов, относительная ошибка не будет превышать 20 %.
Для оценки величины АМАД и СГО, с помощью экспериментальной установки, применяется метод определения дисперсного состава радиоактивных аэрозолей на основе инерционных разделителей [10]. При реализации метода используются расчетные значения активности радионуклида, соответствующие фиксированным
239
ЕСАО. Если учитывать, что относительная ошибка определения активности Ри и
238
Рис помощью экспериментальной установки не более 20 %, то можно определить ошибку рассчитываемых значений АМАД и СГО.
239
Для этого распределение активности Ри с характеристиками дисперсного состава АМАД=1 мкм и СГО=2.5, было разделено на части в соответствии с ЕСАО (23, 9, 5.8, 3.3 и 1.1 мкм). Активность каждой части распределения отклоняли случайным образом на 20 % от исходных значений, соответствующих распределению АМАД=1 мкм и СГО=2.5. Для получения распределений АМАД и СГО было проведено 105 численных расчетов.
На рисунке 7 представлено, распределение значений АМАД и СГО при относительной ошибке оценки активности 20 %. Из рисунка 7 следует, что разброс значений АМАД не более 0,43 мкм, а СГО не более 0,4. При этом относительная ошибка оценки АМАД и СГО методом [10]не превышает 22 % и 8 %, соответственно.
Согласно данным, приведенным в Публикации 68 МКРЗ[11], дозовый
коэффициент изменяться в 2-3 раза для а-излучающих нуклидов при изменении величины АМАД в пределах двух порядков. Поэтому относительная ошибка АМАД, полученная при численном моделировании не будет существенно сказываться на
239
значении дозового коэффициента для Ри.
АМАД, мкм СГО
Рис. 7. - Распределение АМАД и СГО при случайном изменении активности 239Pu на 20 % [The distribution of AMAD and SGO with a random change in the activity of 239Pu by 20%]
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Исследования показали, что использование разработанной экспериментальной установки для отбора проб радиоактивных аэрозолей и последующей радиометрии и спектрометрии проб с помощью кремневого детектора, позволяет оценить суммарную
239 238
активность а-излучающих радионуклидов Pu и Pu в составе источников «тип 1П9» и САИ с относительной ошибкой около 5 %. Оценка активности отдельных нуклидов была выполнена на основе суммирования импульсов в определенных энергетических диапазонах. Для рассмотренной комбинации радионуклидов относительная ошибка оценки активности не превышала 20 %.
Однако необходимо отметить, что другие комбинации а-излучающих радионуклидов, могут давать большую ошибку при оценке активности отдельных радионуклидов. При этом, чем больше количество радионуклидов в пробе, тем больше будет ошибка в оценке активности отдельных радионуклидов на экспериментальной установке. Тем не менее, в случаях измерений одного или двух радионуклидов имеющих энергетические линии, разнесенные на сотни кэВ оценить активность можно с приемлемой ошибкой.
239
Численное моделирование показало, что если ошибка в оценке активности Pu, соответствующих фракций аэрозольных частиц не превышает 20 %, тогда ошибка при расчете дисперсных характеристик всего спектра радиоактивных аэрозольных частиц содержащих 2 9Pu не будет превышать для АМАД - 22 % и СГО - 8 %. Согласно [7], полученные оценки ошибки АМАД, для рассмотренной комбинации а-излучающих
239 238
радионуклидов Pu и Pu считаются приемлемыми (не превышают 30%) и могут использоваться при оценках дозы внутреннего облучения при ингаляционном поступлении а- излучающих нуклидов плутония в организм человека.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009). Сан Пин 2.6.1.2523-09 [Текст]. - М.: Минздрав России, 2009. - 93 с.
2. IAEA Safety Standards for protecting people and the environment. Radiation protection and safety of radiation sources: International basic safety Standards: General safety requirements.
Part 3. No.GSR Part 3, Vienna, 2014.
3. Коузов, П. А. Основы анализа дисперсного состава промышленных пылей и измельченных материалов [Текст] / П.А. Коузов: Изд. 3-е, перераб. - Л.: «Химия», 1987.
4. МУ 2.6.5.009-2016 Объемная активность радионуклидов в воздухе на рабочих местах. Требования к определению величины среднегодовой активности [Текст]. - М.: ФМБА России, 2016. - 20 с.
5. Будыка, А.К. Развитие основ метода многослойных фильтров для дисперсного анализа реакторных аэрозолей [Текст] / А.К. Будыка : автореф. ... дисс. к.-ф.-м.н. - М.: МИФИ, 1986.
6. Припачкин, Д.А. и др. Экспериментальное исследование дисперсного состава аэрозолей методом многослойных фильтров и каскадным устройством [Текст] / Д.А. Припачкин, А.К. Будыка, В.О. Хмелевский, А.И. Ризин // Атомная энергия. - 2013. - T. 115. - Вып. 3. - Март. - С. 174-177.
7. МУК 2.6.1.08 - 2004 Определение характеристик распределения радиоактивного аэрозоля по размерам [Текст]. - М.: ФМБА России, 2004. - 19 с.
8. Патент RU 2239815 С1 от 10.11. 2004: Цовьянов А.Г., Бадьин В.И., Молоканов А.А., Припачкин Д.А., Фертман Д.Е., Ризин А.И. и др. - М., 2004.
9. Райст, П. Аэрозоли, введение в теорию [Текст] / П. Райст. - М.: Мир, 1987. - 278 c.
10. Припачкин, Д.А. и др. Метод определения дисперсного состава радиоактивных аэрозолей на основе инерционных разделителей [Текст] / Д.А. Припачкин, А.К. Будыка, Ю.Н. Хусейн, А.Е. Карев, А.Г. Цовьянов // АНРИ. - 2016. - № 3(86). - С. 57-63.
11. ICRP, 1994. Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 68. Ann. ICRP 24(4).
REFERENCES
[1] Normi Radiatcynnoi Bezopasnosti [Radiation Safety Standards] (NRB-99/2009). SanPin 2.6.1.2523-09. M, 2009, 93 pp. (in Russian)
[2] IAEA Safety Standards for protecting people and the environment. Radiation protection and safety of radiation sources: International basic safety standards: General safety requirements Part 3. No. GSR Part 3, Vienna, 2014. (in English)
[3] Kozov P.A. Osnovi analiz dispersnogo sostava promeshlienyh piley i izmelchenih materialov [Fundamentals of Analysis of the Disperse Composition of Industrial Dusts and Crushed Materials]. Leningrad. 1987. (in Russian)
[4] MY 2.6.5009-2016 Obyomnaya aktivnost radionukleda v vozduhe na rabochih mestah [Volumetric Activity of Radionuclides in the Air at the Workplace]. Trebovania k opredelenyu velicheniy srednegodovoy aktivnosti [Requirements for determining the average annual activity]. M. 2016, p. 20. (in Russian)
[5] Budyka A.K. Razvitie osnov metoda mnogasloynyh filtrov dlya dispersnogo analiza reaktornyh aerozoley [Development of the Basis of the Multilayer Filter Method for Disperse Analysis of Reactor Aerosols]. M. 1986. (in Russian)
[6] Pripachkin D.A., Bydika A.K., Khmelevsky V.O., Rizin A.I. Expermintalnye issledivaniya dispersnogo sostava aerozoley metodom mnogoslaynyh filtrov i kaskadnym ustroystvom [Experimental Study of the Disperse Composition of Aerosols by the Method of Multilayer Filters and a Cascade Device]. Atomnaya energia [Atomic Energy], 2013, Vol.115, Issue 3, March, pp. 174-177. (in Russian)
[7] MKY 2.6.1.08-2004 Opredelenia kharakteristik raspredelenya radioaktivnogo aerozolya po razmeram [Determination of the Characteristics of the Radioactive Aerosol Distribution by Size]. M. 2004, p 19. (in Russian)
[8] Patent RU 2239815 C1 ot 10.11. 2004. Tcovenof A.G., Badian B.U., Molokanof A.A. etc. (in Russian)
[9] Raist. P. Airozoli, vvedeniye v teoriyu [Aerosols, an Introduction to the Theory]. M. 1987, p 278. (in Russian)
[10] Pripachkin D.A., Budyka A.K., Husein Yu.N., Karev A.E., Covyanov A.G. Metod opredeleniya dispersnogo sostava radioaktivnyh aerozolej na osnove inercionnyh razdelitelej [Determination Method of Aerosol Radioactive Particles Size Based on Used the Inertial Separators]. ANRI, № 3(86), pp. 57 - 63. (in Russian)
[11] ICRP, 1994. Dose Coefficients for Intakes of Radionuclides by Workers. ICRP Publication 68. Ann. ICRP 24(4). (in English)
Estimation of Spectrometric and Radiometric Characteristics of Alpha-Emissioning Radionuclides of Plutonium and their Influence on AMAD
Youesf N. Husein*, D.A. Pripachkin**, A.K. Budyka***
National Research Nuclear University «MEPhI», Kashirskoye shosse, 31, Moscow, Russia 115409
*ORCID: 0000-0002-1247-054X WoS Researcher ID: B-7515-2017 E-mail: yousefhusein@yahoo.com;
**ORCID: 0000-0002-5672-1515 WoS Researcher ID: M-0730-2010 E-mail: dmrwer@mail.ru;
***ORCID: 0000-0001-8314-842X WoS Researcher ID: G-1786-2013 E-mail: AKBudyka@rosatom.ru
Abstract - This article is proposed to consider using a new experimental stand for determining the volumetric activity and AMAD of a-particles. It is proposed to evaluate the spectrometric and radiometric characteristics of the a-emitting Radionuclides plutonium and to determine their influence on the value of AMAD. The work compares the calculated values of the activity of plutonium isotopes in a special aerosol sources, obtained using the experimental stand and others such as MKS-01A and UMF-2000. The paper estimates the relative error in the determination of AMAD using experimental stand.
Keywords: radioactive aerosol, inertial separator, deposition efficiency, aerodynamic diameter, AMAD, volume activity, MKS-01A, UMF-2000, a-radiation.
