РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ МОЩНЫХ β-УСТАНОВОК Текст научной статьи по специальности «Нанотехнологии»

Выводы

1. При работе с ураном, обогащенным изотопом U23&, персонал может •подвергаться комплексному воздействию ряда радиационных факторов.

2. Исследованиями выявлены и оценены источники загрязнения воздушной среды «-активными аэрозолями. Впервые показано, что ведущая роль в загрязненности воздушной среды принадлежит изотопу U234, обладающему наибольшей удельной активностью по сравнению с другими изотопами урана.

3. Использование различных дозиметрических приборов для оценки уровней у-излучения позволило установить, что у-кванты с энергиями 30— 60 кэв вносят значительный вклад в общую мощность дозы, который составляет около 40—45%.

4. Заключение оборудования в цепочки боксов при работе с обогащенным ураном позволяет снизить концентрации радиоактивных аэрозолей, а также загрязненность поверхностей до предельно допустимых уровней.

ЛИТЕРАТУРА

ПаттонФ. С., ГуджинД. М., Гриффите В. Л. Ядерное горючее на основе обогащенного урана. М., 1966.— Новикова А. П., Т и х а я М. Г. В кн.: Radiological Health and Safety in Mining and Milling of Nuclear Materials. Vienna (Milling), 1964, v. 1, p. 291.

Поступила 17/XII 1969 r.

PROBLEMS OF RADIATION SAFETY AND EFFICACY OF PREVENTIVE MEASURES IN WORK WITH URANIUM ENRICHED WITH U23» ISOTOPE

0. S. Andreeva, G. M. Parkhomenko

The authors revealed and assessed the sources of air pollution with y-active aerosols. The isotope U236 was found to be the main factor responsible for the air pollution. They-quanti -with an energy of 30 to 60 gev makes the greater part of the total intensity of the radiation •dose. The authors demonstrated the efficacy of the protective measures introduced.

УДК 613.648:621.384.637

РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ ПРИ ПРОЕКТИРОВАНИИ И ЭКСПЛУАТАЦИИ МОЩНЫХ р-УСТАНОВОК

Е. Б. Мамин, А. В. Терман, Е. Д. Чистов

Научно-исследовательский физико-химический институт им. Л. Я. Карпова, кафедра радиационной гигиены Центрального института усовершенствования врачей. Всесоюзный центральный научно-исследовательский институт охраны труда ВЦСПС, Москва

Среди наиболее широко распространенных средств ядерной энергии одно из первых мест занимают мощные облучатели (В. И. Постников и М. И. Пуртова). В последние годы проявился повышенный интерес к использованию в облучателях радиационных установок изотопных источников Р-излучения. Объясняется это прежде всего тем, что линейная плотность ионизации р-частиц на несколько порядков выше, чем у-квантов тех же энергий. Таким образом, применяя Р-излучатели, можно создавать при тех же активностях значительно более высокие мощности доз в газах, жидкостях и тонких слоях твердых веществ.

К наиболее перспективным Р-излучателям в первую очередь относятся $г9о+у»о( ^"в-Ц^Ь1011, Се»"+рг>", обладающие значительной энергией и большим выходом при делении урана (Н. Г. Гусев и соавт.; М. П. Гре-чушкина). Одновременно использование Р-излучателей в мощных установках для проведения радиационных процессов позволяет при прочих равных условиях сократить размеры и вес биологической защиты, что связано с

малой проникающей способностью ß-частиц и необходимостью в связи с этим обеспечивать защиту лишь от тормозного и примесного электромагнитных излучений.

Преимущества, создаваемые ß-установками, по сравнению с другими типами мощных облучателей вызывают все более обширный круг работ по их конструированию и использованию. Так, при Брукхейвенской национальной лаборатории США создано специальное подразделение по разработке технологии применения ионизирующих излучений высокой интенсивности, сотрудниками его совместно с другими учреждениями и фирмами разработаны конструкции ß-облучателен, описаны процессы гидрогенизации под воздействием ß-излучения большой мощности, а также разработан ряд других вопросов использования мощных ß-облучателей (Kühl; Yavorsky и Gorin; Weinstok и соавт.).

В отечественной практике получили распространение радиационные ß-установки с облучателями, собираемыми из стандартных (по МРТУ 10-75-65) источников ß-излучения, предварительно помещенных в специальные кассеты (БЭТОС-76, РП-6000 и т. п.). Конструктивно источник ß-излучения такого типа представляет собой плоскую цилиндрическую коробку (диск) из алюминия, внутри которой находится металлическая пластина (подложка с нанесенным на ней в эмалеподобном виде радиоактивным препаратом). Герметизация источника достигается проклеиванием резьбового соединения крышки и корпуса. Толщина выходного окна составляет 0,2—0,25 мм по алюминию. Гарантируется герметичность источников ß-излучения в течение года при соблюдении в эксплуатации требований, изложенных в указанных МРТУ.

Практически срок использования источников в условиях эксплуатации радиационных установок значительно превышает гарантийный, при этом технические условия не всегда могут быть соблюдены в отношении состава окружающей среды, ее температуры и влажности. Так, в процессе опытной эксплуатации установки БЭТОС-76 в течение 4 лет источники неоднократно подвергались воздействию атмосферы, содержащей аммиак, а также температуры до 60°. Регулярная проверка источников в процессе эксплуатации на поверхностные загрязнения, а в случае необходимости — на герметичность показала, что в некоторых случаях происходит разгерметизация корпусов источников в основном за счет коррозионного разрушения алюминия выходного окна азотной кислотой, образующейся в результате взаимодействия, генерируемых под воздействием излучения в воздухе окислов азота с влагой, конденсирующейся на поверхности источников, а также озона.

Поэтому источники, используемые в мощных ß-установках, должны иметь специальную конструкцию и перед сборкой облучателя проверяться на наличие поверхностной загрязненности и на герметичность. Кроме того, для периодического контроля за чистотой в помещении установки, использующей активность 500-=-104 кюри и более, необходимы специально оборудованные помещения с комплексом защитных приспособлений для проведения этих работ. С учетом потенциальной возможности и риска аварий, связанных с дегерметизацией источника, для установок этого класса должны планироваться душевые пропускного типа с обязательным дозиметрическим контролем и помещения для хранения и переодевания средств индивидуальной защиты, используемых при аварийно-ремонтных работах. В этих случаях предусматриваются также и накопительные емкости для приема сбросных вод после проведения дезактивационных работ.

С точки зрения радиационной безопасности использование подвижных облучателей является нежелательным, поскольку именно перемещение источника чаще всего может создавать условия для нарушения герметичности (например, в результате механических воздействий на герметизирующие оболочки ß-источников).

Уменьшение выхода озона и окислов азота должно обеспечиваться минимально возможными по технологическим условиям размерами камеры

облучения. Выход в рабочие помещения токсических продуктов радиолиза облучаемого материала может быть предупрежден замкнутой системой циркуляции инертного газа или осушенного воздуха, предназначенного для охлаждения облучателя. Последнее необходимо в первую очередь для установки с активностью источника 101 кюри и более, так как в этом случае генерация тепла за счет радиоактивного распада может создавать достаточно высокие температуры, способствующие ускоренной коррозии оболочки источника.

Степень герметичности источника и наличие поверхностного загрязнения могут быть проверены с помощью несложной установки (рис. 1), обеспечивающей воспроизводимость результатов измерения и надежную защиту персонала. Испытуемый источник (/) с помощью дистанционного манипулятора и выдвижного штока с подставкой (4), перемещаемого в сальнике (5), помещают в сосуд (2). Контрольный сосуд, закрытый крышкой (3), соединен коммуникациями (9) с измерительной ячейкой (6), находящейся за защитой и насосом (8). В окно измерительной ячейки вставлен торцовый счетчик типа МСТ-17 (7), подключаемый че-

8

рез соответствующее входное устройство к пересчетному прибору (например, ПС-10000, ПП-12). В систему через контрольный сосуд заливают 500 л 3% раствора лимонной или щавелевой кислоты. При этом толщина слоя раствора в измерительной ячейке составит 10 мм.

Перед началом измерения проверяют естественный фон, затем включают насос и через каждые 5 мин. измеряют скорость счета. Общее время контроля 30 мин. Результаты измерений скорости счета наносят на график (рис. 2). В случае герметичного источника, имеющего поверхностную радиоактивную загрязненность, скорость счета быстро достигает насыщения (см. рис. 2, кривая У); в случае нарушения герметичности оболочки источника насыщение не достигается (см. рис. 2, кривая 2). Количественная оценка величины поверхностной загрязненности проводится по градуировочной кривой. После измерения источник извлекают из контрольного сосуда, промывают дистиллированной водой и высушивают абсолютным этиловым спиртом.

Безопасные условия работы с ^-источниками могут быть определены по соотношению:

Рис. 1. Схема устройства для проверки источников на наличие поверхностной загрязненности и степени их герметичности. Объяснения в тексте.

(?3,7Ю7п 4л/?»

•е-д^-Т".

Это соотношение справедливо при условии, что выполняется экспоненциальный закон ослабления р-частиц в защитном экране толщиной й (в см), а энергия р-частиц не превышает 10 Мэв\ ¡х — коэффициент ослабления Р-частиц в веществе (в см'1)-, ф — активность (в мюори); Я — расстояние от источника (в см)\ / — время работы с источником (в часах в неделю); п — число р-частиц на распад; К — поток /?-частиц, эквивалентный 0,1 рад.

Утечка р-излучения через технологические проемы и щели может быть лредотвращена с помощью магнитных ловушек или лабиринтов. Точный

аналитический расчет фактической мощности дозы излучения вблизи щели или определение необходимой геометрии щели для того, чтобы мощность дозы излучения на выходе не превышала заданных пределов, представляют собой сложную задачу. Это обусловлено тем, что доза на выходе из щелей определяется вкладом электромагнитного (тормозного и пр.) излучения и потока Р-частиц в широком диапазоне энергий, причем первоначальные их спектры в значительной степени искажены за счет многократных процессов рассеяния. Нами предлагается полуэмпирическая зависимость, позволяющая с достаточной для практических целей степенью точности решать поставленные задачи для установок, облучатели которых собраны из источников типа БИС-20И при следующих упрощающих предположениях: а) облучатель плоскостной, прямоугольный, расположен горизонтально; б) материал кон-

1

I §

=2

10

15

—г—

20

25

Минуты

Рис. 2. Зависимости снятия'активности в течение времени для герметичного (1) и негерметичного (2) Р-источников.

Рис. 3. Принципиальная схема защиты

р-установок. / — биологическая защита; 2 — источник излучения; 3 — щель; 4 — начало отсчета по оси х.

струкции облучателя и защиты — алюминий, нержавеющая сталь, свинец;: в) щель горизонтальная; г) ширина щели приблизительно равна ширине облучателя; д) плоскость щели расположена ниже плоскости облучателя.

В случаях, соответствующих приведенным допущениям (рис. 3), мощность дозы излучения, рассчитанная по приведенному выражению, несколько превышает реально измеренную, что создает определенный запас по мощности дозы излучения:

Р =

3,43-10®./»-6

где Р — мощность дозы излучения по оси щели на расстоянии х см от наружной поверхности защиты (в мкр/сек); А — активность сблучателя'по Бг60 (в кюри); б — высота щели (в см)-, < — глубина щели (в см).

Толщина барьерной защиты от возникающих при эксплуатации Р-уста-новок электромагнитных излучений, которая в основном предопределяет вес, габариты и стоимость установки, должна обеспечить снижение мощности дозы излучения до заданных пределов. Сложность расчета обусловливается тем, что приходится учитывать одновременно тормозное излучение, возникающее при взаимодействии быстрых электронов с электрическими полями излучающих (внутреннее тормозное излучение) или посторонних (внешнее тормозное излучение) ядер, сопутствующее у-излучение и у-излучение примесных радиоактивных элементов.

Нами предложен упрощенный метод расчета биологической защиты мощных р-установок, достаточно точный для решения практических задач ос-

лабления тормозного, примесного и сопутствующего электромагнитных из-ф лучений. Интенсивность тормозного излучения можно определить с помощью соотношений Виарда для Р-частиц, обладающих непрерывным спектром:

т

1(, = 1,23-10-«(г+ 3) Е Мэв/расп

1=1

и при торможении моноэнергетических электронов:

/с = 5,77- 10~*г Е пе,Е'с1 Мэв/расп, ¿=1

где г = —п--эффективный атомный номер вещества, в котором

<=■

происходит торможение электронов; а.\ — доля общего числа атомов соединения, имеющих атомный номер г{, пС1 — выход Р-частиц или моноэнергетических электронов на 1 распад ядра; ЕС{ — максимальная энергия р-спектра и энергия электронов конверсии соответственно (в Мэв); т — число линий р-частиц или электронов конверсии в спектре изотопа.

Мощность экспозиционной дозы тормозного излучения в случае точечного источника определяют по формуле:

р <?3.7-10'/у Спу) ,

где у (пи) — линейный коэффициент истинного поглощения в воздухе, взятый для эффективной энергии у-квантов тормозного излучения (в см'1)' 7,1-101 — энергетический эквивалент рентгена (в Мэв/р)\ I — энергия тормозного излучения (Мэв/расп), определяемая по приведенным выше формулам. Для плоскостных р-облучателей может быть использовано выражение

для расчета мощности дозы над поверхностью эквивалентного диска.

р

Определяют кратность ослабления К=-р— и по универсальным таблицам для эффективной энергии Еяфф находят нужную толщину защиты из выбранного материала. С достаточной для практических расчетов точностью можно считать, что эффективная энергия квантов тормозного излучения равна 1/г максимальной энергии тормозящихся Р-частиц при £макс^10 Мэв и 7з максимальной энергии, если 10 Мза^£ма1(С^30 Мэв. Следует отметить, что при известном дозовом спектральном составе тормозного излучения, сопутствующего и приметного у-излучения, более точно толщина биологической защиты может быть определена по методу «конкурирующих линий», но подобные расчеты весьма трудоемки. Использование предлагаемых методик расчета защиты и утечек р-излучения через щели в биологической защите позволяет надежно рассчитать необходимые параметры защитных экранов, что обеспечивает надежную эксплуатацию мощных р-установок. Аварийная дегерметизация источников предупреждается устройством принудительной системы охлаждения источников, контролем за их температурой и дважды сблокированной системой дозиметрического и радиометрического контроля.

Разработанные положения по обеспечению радиационной безопасности на мощных Р-устаковках легли в основу Санитарных правил устройства и эксплуатации мощных изотопных р-установок, утвержденных заместителем главного санитарного врача СССР в качестве общесоюзного нормативного документа 28/Х 1969 г. за № 825-69.

ЛИТЕРАТУРА

Гречушкина M. П. Таблица состава продуктов мгновенного деления U23',. U23í, PU23». M, 1964,— Гусев H. Г., Машкович В. П., ОбвинцевГ. В. Гамма-излучение радиоактивных изотопов и продуктов деления. М., 1968.— Постнике в В. И., П у р т о в а М. И. В кн.: Радиационная техника. М., 1967, в. 1, с. 315.— К u h 1 О. A., Trans. Am. nucí. Soc., 1961, v. 4, p. 231.

Поступила 6/1 1970 г»

УДК 612*015.2 + 614.731:546.794.02.21 0

ИССЛЕДОВАНИЕ СОДЕРЖАНИЯ Ро210 ВО ВНЕШНЕЙ СРЕДЕ И ОРГАНИЗМЕ ЧЕЛОВЕКА

М. В. Козлова, канд. техн.. наук И. П. Коренков, канд. мед. наук Ю. В. Новиков, Р. А. Корзунова, В. И. Педченко

Московская городская санэпидстанция. Московский научно-исследовательский институт гигиены им. Ф. Ф. Эрисмана и Республиканская научно-производственная ветеринарная радиологическая лаборатория Министерства сельского хозяйства РСФСР

В фоновом радиоактивном облучении человека значительную долю-составляет Ро210. В связи с этим большое гигиеническое значение имеют данные о содержании его во внешней среде и организме людей. Среди дочерних продуктов распада радона-222 Ро210, образующийся в результате Р-распада В1210, относится к долгоживущим элементам (период полураспада 138 дней). Большие периоды полураспада РЬ210 и Ро210 обеспечивают глобальное распределение данных изотопов в атмосфере и выпадения их на земную поверхность.

Ро210 определяли в атмосферном воздухе, воде, растениях, пищевых продуктах и некоторых биоматериалах человека. Пробы атмосферного воздуха отбирали на уровне 2 м от поверхности земли. Через фильтр ФПП-15 электропылесосом протягивали 3000 л воздуха. Затем ткань, освобожденную' от марлевой подкладки, сжигали в колбе Кьельдаля методом мокрого озо-ления. Воду в количестве 10 л выпаривали до сухого остатка и озоляли мокрым сжиганием. Растения, пищевые продукты и костную ткань измельчали и обрабатывали аналогичным образом.

Следующий этап обработки состоял в переводе пробы в солянокислый раствор 0,5 н. раствора НС1. Выделение Ро210 из этого раствора производили на никелевые диски при помощи метода электрохимического отложения. Радиометрию дисков проводили на а-радиометре, изготовленном Ленинградским научно-исследовательским институтом радиационной гигиены. В качестве детектора был использован кристалл 2п5 диаметром 9 см, активированный серебром. Фон установки 6 имп/час. Эффективность счета 25%. При уровне активности Ю-12 кюри ошибка измерения составляла 30—35%. Всего было исследовано 385 проб.

По нашим данным, концентрации Ро210 в приземном слое атмосферы колебались в пределах 4—11-Ю-18 кюри /л (всреднем 7,1±1 • Ю-18 кюри/л), что в 10—25 раз меньше ПДК его в атмосферном воздухе населенных пунктов (1-10~вв кюри/л). Результаты наших исследований согласуются с литературными данными. Так, по сведениям Научного комитета ООН по действию атомной радиации (1966), концентрации Ро210 в приземном слое воздуха зависят от широты и распределения земных массивов и океанов. В тропических и полярных районах обнаружены более низкие уровни, чем в умеренных районах. Средние концентрации Ро210 в атмосфере над континентами колеблются в пределах 2-10-18—16-10-18 кюри!л.

Оседая из атмосферы на поверхность растений, Ро210 накапливается в них. Кроме того, поступление его в растения может происходить через их корневую систему. В связи с этим важно выявить накопление Ро210 в от-

дельных видах растений. Результаты этих исследований представлены в табл. 1.

При рассмотрении табл. 1 можно отметить, что наибольшее содержание Ро210 обнаружено в ягеле из Анадыря (7250- Ю~12кюри/кг), наименьшее — в ягеле из Тюменской области (2630-10"12 кюри/кг). В других видах растений концентрации Ро210 колебались в пределах 530±2480-Ю-12 кюри/кг.

Таблица 1

Содержание Ро110 в некоторых видах растений из различных районов Советского Союза

Концен1 рация Ро"» (в 10—" кюри/кг); М±т

Растение Место отбора пробы

Ягель Архангельская область 4 070± 4 20

Мурманская » 5 020± 1 790

Тюменская » 2 630±8 10

Магаданская » 4 280+ 1 020

Якутская АССР 3 190±6 00

Анадырь 7 250± 2 160

Осока Мурманская область 670± 210

Брусника Магаданская » 1640+ 70

Трава Листья березы Архангельская » 530±95

> » 2 360± 800

Мурманская » 2 140± 430

» ивняка Архангельская > 2 480± 570

Мурманская » 1 400± 470

Якутская АССР 1 740± 940

Одним из источников поступления Ро210 в организм человека является питьевая вода. Наши исследования показали, что содержание его в питьевой воде составляло 0,03±0,008-Ю-12 кюри/л, а в дождевой воде — 0,39± ±0,02-10~12 кюри/л. Это хорошо согласуется с данными Научного комитета по действию атомной радиации (1966), касающимися дождевой воды (0,5-Ю-12 кюри/л), и с данными А. П. Ермолаевой-Маковской, касающимися питьевой воды (0,04 • Ю-12 юори/л).

В США организм человека получает с питьевой водой примерно 1—10% Ро210 по сравнению с количеством его, поступающим с пищевым рационом.

Основным источником поступления Ро210 в организм человека следует считать пищевые продукты. Результаты наших исследований Ро210 в продуктах питания представлены в табл. 2.

Таблица 2

Содержание Ро"° в некоторых продуктах питания (в 10~13 кюри/кг) М±т

Место отбора проб Продукты питания Содержание Роч»

Москва Хлеб черный (ржаной) 4,4± 0,3

Картофель 2,2±0,7

Печень крупного рогатого

скота 90± 3

Чай 46±2

Молоко Ниже чувствительности метода

Мурманская область Мясо оленей 957+418

Кости » 1 057+423

Архангельская » Кости » 4 923± 1 232

Якутская АССР Мясо » 260+ 50

Данные, приведенные в табл. 2, показывают, что наименьшие концентрации Ро210 обнаружены в картофеле из средней полосы Советского Союза (2,2-Ю-12 кюри/кг), наибольшие — в печени крупного рогатого скота (90-10"12 кюри/кг). В мясе оленей из Якутской АССР и Мурманской области

содержание Ро210 соответственно составляло 260-10~12 и 957-10~12 кюри/кг. При суточном потреблении человеком этого мяса в количестве 230 г доза на скелет будет составлять 0,35—1,8 бэр/год. В этом расчете всасывание полония в желудочно-кишечном тракте принимали на уровне 60—80%.

Особенно большие концентрации Ро210 найдены в костях оленей из Мурманской области (1057- Ю-12 кюри/кг) и Архангельской (4923- Ю-12 кюри/кг). Доза внутреннего облучения в первом случае будет составлять 5 бэр/год, а во втором — 25 бэр/год. Если исходить из того, что суточное потребление оленями ягеля составляет 3 кг, а вес скелета оленя равен 10 кг, то кратность накопления Ро210 с учетом его концентраций в ягеле и скелете будет находиться в пределах 2,5—4,5.

Результаты изучения нами содержания Ро210 в печени, почках, костной ткани и волосах человека, а также соответствующие данные литературы представлены в табл. 3.

Таблица 3

Содержание Ро110 в некоторых биологических материалах человека

Биоматериал Данные Содержание Ро'" (в 10—" кюри/г сы-роП ткани) Общее содержание Ро»>» ■ скелете» (в 10—« кюри)

Печень Почки Blanchard 0,014 0,011 —

Костная ткань » » Великобритания » 0,017 (6) 3 0,017 (9) 120 120

Костная ткань » » ФРГ» 0,031 (20) 0,030 290 210

Волосы М. А. Невструева и соавт. Ряд населенных пунктов СССР 0,08—0,43

Печень Почки Ребро Позвонок Зубы Волосы Собственные исследования авторов 0,048± 0,009 (5) 0,041 ±0,009 (4) 0,032± 0,003 (12) 0,078± 0.006 (14) 0,17±0,06 (8) 0,1±0,014 (16)

1 Считали, что вес скелета равен 7000 г, а вес золы — 2800 г.

2 Данные Научного комитета ООН по действию атомной радиации (1966).

3 Здесь и далее в скобках — число образцов.

При анализе табл. 3 можно отметить, что наши данные о содержании Ро210 в костной ткани удовлетворительно совпадают с литературными данными по Великобритании и ФРГ. Концентрация Ро210 в зубах составляет 0,17-10~12 кюри/г, а в волосах — 0,1-10~12 кюри/г. Корреляционной зависимости между концентрацией Ро210 в волосах и костях обнаружить не удалось. Концентрации Ро210 в печени и почках были на уровне 0,048-Ю12 и 0,041 -10~ls кюри/г, это значительно выше тех данных, которые приводит Blanchard.

Выводы

1. Концентрация Ро210 в атмосферном воздухе составляет 7,1±1 • Ю-18 кюри/л.

2. Содержание Ро210 в некоторых видах растений колеблется в пределах 530—7250-10"12 кюри/кг. Наибольшие концентрации обнаружены в ягеле из Анадыря (7250-10~12 кюри/кг).

3. Концентрация Ро210 в питьевой воде находится на уровне 0,03- Ю-12 кюри/л, а в дождевой воде — на уровне 0,39 • 10~12 кюри/л.

4. Наименьшие концентрации Ро210 обнаружены в картсфеле из средней полосы Советского Союза (2,2-10~12 кюри/кг), наибольшие — в печени крупного рогатого скота (90- Ю-12 кюри/кг). В мясе оленей из Якутской АССР и Мурманской области содержание Ро210 составляет соответственно 260-10~12 и 957-10~12 кюри/кг. При суточном потреблении человеком этого мяса в количестве 230 г доза на скелет будет составлять 0,35—1,8 бэр/год.

5. Большие концентрации Ро210 обнаружены в костях оленей из Мурманской области (1057- Ю-12 кюри/кг) и Архангельской (4923-Ю-12 кюри/кг). Доза внутреннего облучения в первом случае составляла 5 бэр/год, а во втором — 25 бэр/год. Кратность накопления Ро210 с учетом его концентраций находится в пределах 2,5—4,5.

6. Содержание Ро210 в печени человека составляло 0,048±0,009-10~12 кюри/г, в почках — 0,041±0,009-Ю-12 кюри/г, в костной ткани — 0,032±0,078-10"12 кюри/г, в зубах — 0,17±0,06-10~12 кюри/г и в волосах 0,1±0,014-10"12 кюри/г.

ЛИТЕРАТУРА

Ермолаева-Маковская А. П., П е р ц о в Л. А., П о п о в Д. К. Тезисы докл. Симпозиума по миграции радиоактивных элементов в наземных биогеоценто-зах. М., 1968, с. 41,— Н е в с т р у е в а М. А., П е р ц о в Л. А., П о п о в Д. К. Труды по радиационной гигиене. Л., 1967, в. 3, с. 20.—В 1 а п с Ь'а г (1 И. О., НИИ. Рпуз., 1967, V. 13, р. 625.

Поступила 13/У 1970 г.

A STUDY OF Po210 CONTENT IN THE ENVIRONMENT AND THE HUMAN BODY M. V. Kozlova, I. P. Korenkov, Yu. V. Novikov, R. A. Korzunova, V. I. Pedchenko

Po210 makes up a considerable part of the radioactive background of man. The concentration of this substance in the atmosphere makes 7.1 ± 1.10-18 curie/1 and in certain kinds of plants — from 530 to 7250.10-12 curie/kg. The highest concentrations of Po210 were detected in the reindeer moss from Anadyr (7250.10-12 curie/kg). Its concentration in the drinking water is at the level of 0.03.10-12 curie/1 and in the rain water — at the level of 0.39.10-" curie/1. The smallest concentrations of Po210 were found in the potatoes of the central zone of the Soviet Union (2.2.10-12 curie/kg) and the highest concentrations were in the liver of cattle (90.10-12 curie/kg). In the deer's meat of the Yakutskaya ASSR and the Murmansk district the Po210 content amounted to 260.10-12 and 957.10-12 curie/kg accordingly. In case of daily average consumption of this meat by man in an amount of 230 g the irradiation dose of the skeleton would make 0.35 to 1.8ber/yr. High concentrations of Po2J0 were found in 0 the deer's bones in the Murmansk district (I057.10-12 curie/kg) and the Arkhangelsk district

(4923.10-12 curie/kg). The dose of internal irradiation in the first case equals 5 ber/yr and in the second case amounts to 25 ber/yr. Taking into account the concentration of Po210 in the reindeer moss and that in the skeleton its accumulation may be from 2.5 to 4.5 fold. The Po210 content in the bone tissues amounts to 0.032—0.078 curie/g, in the teeth — 0.17± ±0.06.10-12 and that in the hair — 0.1 ±0.014.10-12 curie/g. No correlation was found to exist between the concentrations of Po210 in the hair and those in the bones. The concentrations of Po210 in the liver and the kidneys were at the level of 0.048.10-12 and 0.041.10-" curie/g.