Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) Анемометр

Измерение плотности потока радона с поверхности земли с помощью радиометра радона рра-01 м -03. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

Измерение плотности потока радона с поверхности земли с помощью радиометра радона РРА-01 М -03. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

Измерение объемной активности и расчёт эквивалентной

Равновесной активности радона в воздухе помещений с помощью

Радиометра радона РРА-01 М-03. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .29

2.3.Измерение активности радионуклидов в счетных образцах на сцинтилляционном гамма-спектрометре с использованием

программного обеспечения Прогресс-2000» . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 32

2.3.1.Средства измерений. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .32

2.3.2.Матричный метод обработки сцинтилляционных гамма-спектров . . . .34

2.3.3.Требования к счетным образцам. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .36

2.3.4.Выполнение измерений активности счетного образца. . . . . . . . . . . . . . .36

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Нормирование и организация радиационного контроля при отводе

Обращение с материалами и изделиями, загрязненными или содержащими радионуклиды

Материалы и изделия с низкими уровнями содержания радионуклидов допускается использовать в хозяйственной деятельности. Критерием для принятия решения о возможном применении в хозяйственной деятельности сырья, материалов и изделий, содержащих радионуклиды, является ожидаемая индивидуальная годовая эффективная доза облучения, которая при планируемом виде их использования не должна превышать 10 мкЗв, а годовая коллективная эффективная доза не должна быть более 1 чел.-Зв.

Не допускается наличие нефиксированного (снимаемого) радиоактивного загрязнения поверхности материалов и изделий (металл, древесина и др.), поступающих для использования в хозяйственной деятельности.

Не вводится никаких ограничений на использование в хозяйственной деятельности любых твердых материалов, сырья и изделий при удельной активности радионуклидов в них менее 0,3 кБк/кг. По согласованию с федеральным органом, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор, для отдельных бета-излучающих радионуклидов могут быть установлены более высокие значения удельной активности сырья, материалов и изделий, годных для неограниченного использования.

Сырье, материалы и изделия с удельной бета-активностью от 0,3 до 100 кБк/кг, или с удельной альфа-активностью от 0,3 до 10 кБк/кг, или с содержанием трансурановых радионуклидов от 0,3 до 1,0 кБк/кг могут ограниченно использоваться только на основании санитарно-эпидемиологического заключения органов государственного санитарно-эпидемиологического надзора на определенный вид применения. Эти материалы подлежат обязательному радиационному контролю. Предназначенные для дальнейшего использования по прямому назначению материалы и изделия, содержащие радиоактивные вещества выше этих уровней, подлежат дезактивации. Дезактивацию следует проводить в тех случаях, когда уровень загрязненности материалов и изделий может быть снижен до допустимых значений, обеспечивающих их дальнейшее применение.

В случае невозможности или нецелесообразности использования сырья, материалов и изделий, отнесенных к категории ограниченного использования, они направляются на специально выделенные участки в места захоронения промышленных отходов. Эти материалы не должны иметь снимаемого радиоактивного загрязнения.

Санитарно-гигиенические условия использования в хозяйственной деятельности полезных ископаемых с повышенным содержанием природных радионуклидов определяются федеральным органом исполнительной власти, уполномоченным осуществлять государственный санитарно-эпидемиологический надзор. В организациях, в которых отходы производства относятся к категории радиоактивных, должен быть организован их сбор, временное хранение и захоронение.

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Исследования мощности внешнего гамма — излучения

Средства измерений

При проведении гамма-съемки применяются поисковые радиометры (СРП 68-01) и дозиметры (ДКГ-03Д). Показания поисковых радиометров очень сильно зависят от энергии гамма-излучения, за счет чего может возникать разница в показаниях между поисковыми приборами и дозиметрами. В связи с этим, оценка значения мощности дозы гамма-излучения (МЭД ГИ) осуществляется только с использованием дозиметров.

Подготовка приборов к измерениям МЭД ГИ, проведение измерений, контроль за стабильностью работы радиометров выполняются в соответствии с их «Техническим описанием и инструкцией по эксплуатации».

Для приборов, имеющих в своем составе контрольный источник (СРП-68), отклонение от установленного для данного прибора показания от контрольного источника, взятого из свидетельства о поверке, не должно превышать 10%. Контроль проводится ежедневно в начале и конце рабочей смены при одинаковом фиксированном положении контрольного источника относительно датчика.

Приборы СРП-68 представляют собой измерители потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Принцип работы приборов основан на преобразовании физической информации в электрические сигналы с последующим измерением их параметров. Функцию преобразователя выполняют сцинтиллятор на основе NaI(Tl) и фотоэлектронный умножитель, преобразующий световые вспышки сцинтиллятора в электрические сигналы.

Аналоговые импульсные сигналы, снимаемые с фотоэлектронного умножителя, после усиления отделяются от шумов и преобразуются в последовательность логических сигналов, средняя частота повторения которых пропорциональна измеряемой физической величине. Эта последовательность поступает на интегрирующий линейный измеритель средней скорости счета, показания которого выводятся на стрелочный прибор. Шкала стрелочного прибора отградуирована в единицах потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения.

Принцип работы дозиметра ДКГ-03Д «Грач» основан на подсчете импульсов, поступающих со счетчиков Гейгера-Мюллера. Питание счетчиков обеспечивается напряжением 400В, создаваемым встроенным высоковольтным преобразователем. Обработка полученных данных осуществляется микропроцессором, а результат измерения представляется на жидкокристаллическом табло. Все узлы дозиметра расположены в компактном корпусе из пластмассы.

Средства измерений

Для регистрации гамма-излучения от счетного образца используется гамма-спектрометрический тракт со сцинтилляционным блоком детектирования (СБД), который включает в себя сцинтиллятор, ФЭУ с делителем высокого напряжения и спектрометрический усилитель импульсов. В качестве сцинтиллятора используются кристаллы NaI(Tl) или CsI(Na) различных размеров и конфигураций.

СБД располагается в специальном свинцовом экране для его защиты от внешнего гамма-излучения.

Для проведения калибровки гамма-спектрометра по энергии и контроля за сохранностью параметров установки в состав спектрометра включается комбинированный источник Cs-137 K-40 в специальном сосуде для его экспонирования.

Для экспонирования счетных образцов в зависимости от геометрической конфигурации сцинтилляционного кристалла применяются различные измерительные кюветы.

Для преобразования аналогового спектрометрического сигнала, поступающего с выхода СБД, в цифровой применяется амплитудно-цифровой преобразователь (АЦП), выполненный либо в виде платы, встроенный в ПЭВМ, либо в виде отдельного блока, подключенного к порту ПЭВМ.

Управление работой АЦП производится при помощи специальных программ (драйверов), входящих в состав программного пакета ПРОГРЕСС-2000.

Обработка спектров, расчет значений активности и погрешности производится на ПЭВМ с использованием программного пакета ПРОГРЕСС-2000.

При аттестации гамма-спектрометра устанавливаются следующие метрологические характеристики:

— энергетический диапазон работы спектрометрического тракта;

— значения чувствительности для каждого из измеряемых нуклидов в измерительных энергетических интервалах;

— зависимость энергетического разрешения и эффективности регистрации гамма-квантов от энергии;

— значения минимально измеряемой активности;

-контрольная скорость счета от калибровочного источника в определенном энергетическом интервале.

Значения чувствительности заносятся в программу матричной обработки в виде матрицы. Коэффициенты, характеризующие зависимость энергетического разрешения и эффективности регистрации гамма-квантов от энергии, заносятся в программу генератора спектров.

Все встречаемые на практике задачи можно условно разделить на три класса:

1. Построение энергетической шкалы. Задачи этого класса определяют зависимость энергии от номера канала. При этом могут быть использованы различные алгоритмы поиска пиков и граничных энергий гамма спектра, или сравнения измеренного спектра с опорным. В результате обработки ПРОГРЕСС-2000 строит зависимость энергии от номера канала и записывает ее в измерительное устройство. При этом в таблицу результатов выводятся позиции двух реперов и контрольная скорость счета на некотором энергетическом интервале. Как правило в качестве реперов используются энергии пиков полного поглощения или граничные энергии гамма спектров. При каждой обработке программа устанавливает маркеры в соответствующие реперам позиции.

2. Сохранение спектра на диске. Задачи этого класса используются для измерений фона или спектров градуировочных источников. В том случае, если на диске уже существует файл со спектром измеренным ранее ПРОГРЕСС-2000 сравнивает этот спектр с измеряемым, и в том случае, когда спектры статистически достоверно отличаются друг от друга выводит в статусной строке сообщение: ”Новый фон отличается от измеренного ранее”. В таблицу результатов выводятся скорости счета на контрольных энергетических интервалах. После значения скорости счета для измеренного спектра в скобках приводится скорость счета на том же интервале для спектра измеренного ранее.

3. Расчет активности. ПРОГРЕСС-2000 представляет измеренный спектр как сумму спектров отдельных радионуклидов. Полученные значения активности и погрешности для каждого радионуклида выводятся в таблицу результатов. Используя кнопки панели инструментов пользователь может изменить предполагаемый радионуклидный состав. В зависимости от состояния переключателя на экран вместе с измеряемым спектром выводится сумма спектров всех радионуклидов, или спектр одного из них.

Требования к счетным образцам

При приготовлении счетного образца необходимо заполнять измерительный контейнер веществом пробы (почва, грунт, строительные материалы и др.) в строгом соответствии с аттестованной геометрией.

Контейнер с пробой (счетный образец) должен быть загерметизирован и выдержан перед измерением в течение не менее 2-х недель.

ПРОТОКОЛ

радиационного обследования № ____от «______» _____________ 2009 г.

Наименование объекта, его адрес: __________________________________

Назначение объекта: ______________________________________________

Цель обследования:

 ◙приемка в эксплуатацию после завершения строительства;

 приемка в эксплуатацию после реконструкции;

 □ обследование эксплуатируемого здания.

Заказчик : ________________________________________________________

Проект здания (тип, серия)__________________________________________

Характеристика объекта:

Год постройки — ______г. Количество этажей –_______. Тип фундамента – ______________

Использованные строительные материалы – _________________________.

Содержание радия -226 (ЕРН) в стройматериалах__________ в засыпке__________. 

Система вентиляции в здании: естественная, принудительная, ◙кондиционирование.

Система вентиляции подвальных помещений: естественная, ◙принудительная, кондиционирование.

Средства измерения


п/п
Тип
прибора
Заводской
номер
№ свидетельства
о госповерке
Срок действия
свидетельства
Кем выдано Основная погрешность
1 СРП-68-01          
2 ДКГ-03Д          
3 РРА-01М-03          

Нормативно-методическая документация, использованная при проведении измерений: МУ 2.6.1.715-98 «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий», утверждены 24 августа 1998г. Главным Государственным санитарным врачом РФ; рекомендация ГСИ «Методика экспрессного измерения объемной активности Rn –222 в воздухе с помощью радиометра радона РРА-01М», согласована 10 июля 1998г директором ЦМИИ ГП «ВНИИФТРИ».

 Условия проведения измерений:

Состояние принудительной вентиляции (кондиционеров):

Подвал: ◙– штатный режим работы, □ – нештатный режим работы

Остальные помещения здания:

– штатный режим работы, ◙нештатный режим работы (кондиционеры отключены)

окна, двери помещений и подъездов закрыты, □ – открыты.

Температура воздуха в помещениях __________С о , вне здания_________ С о

Барометрическое давление__________

Результаты измерений:

Измерение плотности потока радона с поверхности земли с помощью радиометра радона РРА-01 М -03. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27

§

Приложение . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . .  39

ВВЕДЕНИЕ

Радиационная экология — отрасль экологии, изучающая распределение, миграцию, круговорот радионуклидов в биосфере и воздействие ионизирующего излучения на экологические системы (биоценозы и популяции организмов).

Радиоэкология, изучающая радиационную обстановку окружающей среды, имеет ряд общих задач с радиационной гигиеной, призванной обеспечить охрану здоровья населения от воздействия ионизирующих излучений. Вопросы охраны окружающей среды приобретают все большее значение в связи с расширением масштабов использования ядерной энергии в мирных целях и проблем, связанных с утилизацией радиоактивных отходов и их возможными экологическими последствиями.

Под влиянием ионизирующего излучения возникают прямые и вторичные эффекты, обусловленные непосредственным его действием на живые организмы, составляющие биоценоз, и изменениями в функционировании биогеоценозов как саморегулирующих систем. В результате различной радиочувствительности разных видов растений и животных облучение природных биоценозов может привести к замене одних видов другими, изменениям внутривидовых и межвидовых отношений. В облучаемых популяциях возникают радиационно-генетические изменения, увеличивается естественный мутационный темп, происходят сдвиги радиорезистентности на популяционном уровне.

В условиях радиоактивного загрязнения окружающей среды чрезвычайная роль отводится радиационному мониторингу окружающей среды, контролю за уровнем радиации, облучением животных, растений, человека.

Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

Радиационная безопасность персонала, населения и окружающей природной среды считается обеспеченной, если соблюдаются основные принципы радиационной безопасности (обоснование, оптимизация, нормирование) и требования радиационной защиты, установленные действующими санитарными правилами.

Для оценки состояния радиационной безопасности используется показатель радиационного риска. В наибольшей степени этот риск характеризует суммарная годовая накопленная эффективная доза от всех источников излучения. Значимость каждого источника излучения следует оценивать по его вкладу в суммарную эффективную дозу.

Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.

Стратегия защиты населения от природных источников излучения основывается на следующих основных принципах:

— контроль соблюдения установленных ограничений на отдельные природные источники облучения населения (жилые и общественные здания, строительные материалы и территории застройки, фосфорные удобрения и мелиоранты), а также пределов дозы облучения природными источниками излучения критических групп населения в результате обращения с материалами или производственными отходами с повышенным содержанием природных радионуклидов и т.д.

— обследование уровней облучения за счет всех природных источников излучения и выявление критических групп, анализ структуры облучения населения и критических групп, разработка и осуществление в случае необходимости оптимальных защитных мероприятий для снижения дозы облучения населения природными источниками излучения.

— защитные мероприятия планируются для населения с высокими уровнями облучения и осуществляются в отношении источников, создающих наибольший вклад в суммарную дозу, для которых возможно наибольшее снижение дозы при минимальных экономических затратах.

— ожидаемые негативные социальные (например, ограничение водопотребления) и экономические (ограничение землепользования, использования минерального сырья и т.д.) последствия планируемых защитных мероприятий должны быть минимальными.

Проведение многих мероприятий по снижению облучения населения за счет природных источников приводит к ограничению использования территорий, зданий, сооружений, минерального сырья и строительных материалов, промышленных товаров и изделий, водопотребления, увеличению расходов на строительство и эксплуатацию зданий и пр. В связи с этим программы защитных мероприятий должны обосновываться с учетом принципов обоснования и оптимизации вмешательства на основе взвешивания пользы и вреда от планируемого вмешательства.

Естественные радионуклиды (элементы естественных радиоактивных семейств урана-238 и тория-232, а также калий-40) создают преобладающий вклад (до 70%) в формирование дозы облучения населения и производственного персонала. В Российской Федерации облучение от природных радионуклидов отдельных лиц и персонала любых производств, не связанных с профессиональным использованием источников ионизирующих излучений, регламентируется положениями федеральных законов: «О радиационной безопасности населения», «О санитарно-гигиеническом благополучии населения», «Об охране окружающей среды», и нормативными документами «Нормы радиационной безопасности» (НРБ-99), «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения»(СП 2.6.1.1292-2003) в соответствии с которыми установлен предел суммарной эффективной дозы облучения 5 мЗв/год от естественных радионуклидов для персонала любых производств, не связанных с профессиональным использованием источников ионизирующего излучения.

При этом согласно «Основным санитарным правилам обеспечения радиационной безопасности населения» (ОСПОРБ-99) в случае, если в результате обследования в организации не обнаружено случаев превышения дозы облучения работников в 1 мЗв/год, то дальнейший радиационный контроль в ней не является обязательным. Однако при существенных изменениях технологии производства, которые могут привести к увеличению облучения работников, следует провести повторное обследование. В организациях, в которых установлено превышение дозы 1 мЗв/год, но нет превышения дозы в 2 мЗв/год, следует проводить выборочный радиационный контроль рабочих мест с наибольшими уровнями облучения работников. В организациях, в которых дозы облучения работников превышают 2 мЗв/год, должен, кроме того, осуществляться постоянный контроль доз облучения и проводиться мероприятия по их снижению.

Радиационно-экологические изыскания выполняются для оценки современного состояния и прогноза возможных изменений окружающей природной среды под влиянием антропогенной нагрузки с целью предотвращения, минимизации или ликвидации вредных и нежелательных экологических и связанных с ними социальных, экономических и других последствий и сохранения оптимальных условий жизни населения.

Основными задачами радиоэкологического мониторинга состояния окружающей среды являются:

· выявление источников радиационного воздействия (естественной и искусственной природы) на биоту;

· определение контрольных участков и систематическое проведение необходимых дозиметрических, радиометрических и радиохимических исследований различных объектов внешней среды (атмосферного воздуха, воды, почвы, пищевых продуктов и др.) на территориях;

· измерение гамма-фона на контролируемых участках.

От заключений и рекомендаций экологической службы зависит правильность мероприятий, направленных на снижение влияния ионизирующего излучения на экологические системы (биогеоценозы, агроценозы, популяции организмов).

Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения. Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

ТЕОРЕТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

§

На стадии землеотвода участков территорий под строительство жилых и общественных зданий и сооружений контролируемыми параметрами являются:

• мощность дозы внешнего гамма-излучения /МЭД/, которая должна быть представлена в единицах мощности эквивалентной дозы мкЗв/ч (допускается ее представление в единицах мощности экспозиционной дозы в мкР/ч);

• интенсивность эксхаляции (плотность потока) радона из почв, измеряемая в мБк / (м2хс) и объемная активность радона в почвенном воздухе /ОА/, измеряемая в кБк/куб.м.;

• удельная активность проб грунта с территорий, отводимых под строительство, измеряемая в Бк/кг или Ки/кг для альфа- и бета-излучающих радионуклидов и трансурановых элементов и в г-экв радия/кг для гамма-излучающих радионуклидов.

Для строительства зданий производственного назначения следует выбирать участки территории, где плотность потока радона с поверхности грунта не превышает 250 мБк / (м2хс). При проектировании строительства здания на участке с плотностью потока радона с поверхности грунта более 250 мБк / (м2хс) в проекте здания должна быть представлена система защиты от радона.

При выборе участков территорий под строительство жилых домов и зданий социально-бытового назначения предпочтительны участки с гамма-фоном, не превышающим 0,3 мкГр/ч и плотностью потока радона с поверхности грунта не более 80 мБк/(м2хс). При отводе для строительства здания участка с плотностью потока радона более 80 мБк / (м2хс) в проекте здания должна быть предусмотрена, система защиты от радона (монолитная бетонная подушка, улучшенная изоляция перекрытия подвального помещения и др.). Необходимость радонозащитных мероприятий при плотности потока радона с поверхности грунта менее 80 мБк / (м2хс) определяется в каждом отдельном случае по согласованию с органом государственной санитарно-эпидемиологической службы.

Производственный радиационный контроль должен осуществляться на всех стадиях строительства, реконструкции, капитального ремонта и эксплуатации жилых домов и зданий социально-бытового назначения с целью проверки соответствия действующим нормативам. В случаях обнаружения превышения нормативных значений должен проводиться анализ связанных с этим причин и осуществляться необходимые защитные мероприятия, направленные на снижение мощности дозы гамма-излучения и (или) содержания радона в воздухе помещений. До снижения мощности дозы гамма-излучения и объемной активности радона в воздухе помещений строящегося, реконструируемого или капитально ремонтируемого здания до нормативных значений, здание или его часть не подлежат приему в эксплуатацию органами государственного санитарно-эпидемиологического надзора.

Для оценки радиационного качества участков территорий, отводимых под строительство, проводится дозиметрическое обследование (поисковая гамма-съемка территории застройки с оформлением картографических материалов) и радиометрические или гамма-спектрометрические исследования проб грунта (шпуровая гамма-съемка) с целью установления уровней гамма-фона, удельной активности грунта и выявления возможного радиоактивного загрязнения естественными и искусственными радионуклидами. При обнаружении участков с уровнями гамма-излучения, превышающими основной фон, присущий данной местности, более чем на 0,05 мкЗв/ч (5 мкР/ч), но не более, чем на 0,3 мкЗв/ч (33 мкР/ч) проводятся дополнительные исследования для выяснения причины такого повышения и определения характера дальнейшего реагирования (регистрация или вмешательство). При обнаружении участков с уровнями гамма-излучения превышающими основной фон, присущий данной местности, более чем на 0,3 мкЗв/ч (33 мкР/ч), ставятся в известность органы Госсанэпиднадзора, которые проводят дополнительные исследования и организуют, в случае необходимости, проведение дезактивационных работ.

§

На стадии приемки зданий в эксплуатацию и в эксплуатируемых зданиях контролируемыми параметрами являются:

• мощность дозы внешнего гамма-излучения /МЭД/ на открытой местности и в помещениях построенных и эксплуатируемых зданий, которая должна быть представлена в единицах мощности эквивалентной дозы мкЗв/ч (допускается ее представление в единицах мощности экспозиционной дозы в мкР/ч);

• среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) изотопов радона в воздухе помещений, которая определяется по результатам измерения ЭРОАRn и ЭРОА Tn и рассчитывается по формуле:

Аэкв. = ЭРОАRn 4,6 ЭРОА Tn .

Радон – инертный газ. Для дозиметрии представляют интерес два изотопа радона — 222(радон) и 220 (торон)

Схема распада радона-222 и образования ДПР:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)

В воздухе, первоначально содержавшем только радон 222, равновесие между ним и короткоживущими продуктами распада устанавливается примерно через 3 ч. Все дочерние продукты радона, включая RaC’ (RaC» обычно не рассматривается в связи с малой вероятностью перехода RaC—RaC»), являются короткоживущими изотопами, RaD, RaE и RaF (Po210)—долгоживущими.

В таблице 1 приведены основные характеристики эманаций и их дочерних продуктов.

Таблица 1. Характеристики распада радона-222 и его короткоживущих дочерних продуктов.

Среди короткоживущих продуктов распада радона есть α-излучатели (214Po, 218Po), β-излучатели (214Bi, 214Pb) и γ-излучатели (214Bi, 214Pb). Некоторое время после образования продукты распада могут существовать в виде свободных атомов или положительно заряженных ионов. Продукты распада радона легко адсорбируются различными поверхностями или аэрозольными частицами. Средняя продолжительность жизни свободных атомов определяется в основном концентрацией и дисперсностью аэрозольных частиц и, по данным разных авторов, составляет 9-44с, а концентрация их, выраженная в единицах равновесного радона, изменяется от 0 до 73% .

Характеристика дочерних продуктов распада радона-222 и торона 220 приведены в таблицах 2 и 3.

Таблица 2. Характеристика дочерних продуктов распада радона-222

РНИсследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , с-1Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , ат..Бк-1Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , МэВ.ат.-1
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 3,788.10-3 264 6,002
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 4,311.10-4 2320 7,695
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 5,86.10-4 1705 7,695

Схема распада радона-220 и образования его ДПР может быть представлена как

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)

Таблица 3. Характеристика дочерних продуктов распада радона-220.

РНИсследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , с-1Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , ат..Бк-1Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , МэВ.ат-1
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 4,387 0,228 6,774
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 1,81.10-5 5,525.104 7,89
Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) 1,906.10-4 5,247.103 7,89

При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних изотопов радона и торона в воздухе помещений не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних изотопов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч. Для существующих зданий радиационный контроль должен осуществляться в штатном режиме эксплуатации и предусматривать получение информации о степени соответствия значения каждого из регламентируемых параметров принятому нормативному значению.

Про анемометры:  Датчик для метеостанции в Москве: 458-товаров: бесплатная доставка, скидка-46% [перейти]

Для строящихся зданий, реконструируемых и сдаваемых в эксплуатацию после капитального ремонта радиационный контроль должен быть предусмотрен на всех стадиях — проектирования, землеотвода (выборе участка для застройки), строительства (контроль сырья и материалов) и сдачи в эксплуатацию.

Лабораторией радиационного контроля производятся измерения мощности дозы гамма-излучения в каждом помещении здания, которое сдается в эксплуатацию, до окончания отделочных работ с оформлением результатов измерения в виде протокола, указанием прибора, которым производились измерения, и даты его государственной поверки.

В жилых и общественных зданиях и сооружениях регламентируется превышение мощности эквивалентной /экспозиционной/ дозы внешнего гамма-излучения /МЭД/ в помещениях над мощностью дозы на открытой местности на прилегающей территории и среднегодовое значение эквивалентной равновесной объемной активности изотопов радона в воздухе. Мощность дозы внешнего гамма-излучения /МЭД/ в помещениях, рассчитанных на длительное пребывание людей, не должна превышать мощности дозы на открытой местности на прилегающей территории более, чем на 0,3 мкЗв/ч (33 мкР/ч). Перед проведением обследования помещений определяют мощность дозы внешнего гамма-излучения на открытой местности вблизи контролируемого здания. При этом выбирают участки с естественным покрытием без значительных техногенных воздействий (сады, парки, газоны, пустыри и т.д.) на расстоянии не менее 30 м от близлежащих зданий.

Если мощность дозы внешнего гамма-излучения в здании (части помещений здания), принимаемого в эксплуатацию, превышает мощность дозы на открытом воздухе более чем на 0,3 мкЗв/ч , ставятся в известность органы Госсанэпиднадзора, проводятся дополнительные исследования и принимается решение о проведении мероприятий по ее снижению. После завершения защитных мероприятий проводится повторное, детальное обследование здания (части помещений здания) с целью оценкиихдостаточности либо необходимости дополнительных мероприятий. Здание может быть сдано в эксплуатацию полностью или частично, если по результатам повторных измерений МЭД гамма-излучения не будет превышать установленного норматива.

При невозможности в новых зданиях снизить превышение мощности дозы гамма-излучения над гамма-фоном открытой местности до нормативного уровня без нарушения целостности здания, по согласованию с органами Госсанэпиднадзора должен рассматриваться вопрос о перепрофилировании здания (части помещений здания).

Измерения во вновь строящихся и реконструируемых зданиях проводятся в подвальных, полуподвальных помещениях и в помещениях каждого из этажей здания после их предварительной выдержки (не менее суток) при закрытых окнах, дверях и отключенной вентиляции. Измерения рекомендуется проводить при наиболее высоком для данной местности барометрическом давлении и слабом ветре. Количество точек контроля должно быть не менее трех в подвальных, полуподвальных помещениях, не менее пяти в помещениях первого этажа каждого из подъездов и не менее одной на каждом из верхних этажей (второго и выше). Количество измерений при использовании мониторов радона в каждой контрольной точке должно быть не менее трех.

Если результаты измерений превышают нормативные значения, то ставятся в известность органы Госсанэпиднадзора, которые проводят детальное обследование здания. При этом количество контрольных точек увеличивается не менее чем в 5 раз, а для определения ЭРОА изотопов радона используются интегральные трековые, диффузионные, электретные методы или методы непрерывного мониторирования. Измерения проводятся дробно по 3-4 измерения, при общей продолжительности измерений не менее 15 суток.

После завершения защитных мероприятий проводится повторное детальное обследование помещений с целью оценки их достаточности либо необходимости дополнительных мероприятий.

В зависимости от измеренных значений ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений по согласованию с Госсанэпиднадзором может быть принято решение о сдаче части здания в эксплуатацию с обязательным указанием на необходимость проведения интегральных измерений в разные сезоны года в непринятых частях здания. При невозможности в результате экономически обоснованных защитных мероприятий уменьшить ЭРОА изотопов радона в воздухе помещений здания до значений ниже 100 Бк/куб.м. следует рассматривать возможность перепрофилирования здания или тех его помещений, где после проведенных защитных мероприятий норматив остался превышенным.

§

На стадии добычи и изготовления строительных материалов и изделий контролируемыми параметрами являются:

• мощность дозы внешнего гамма-излучения на территории карьера и от добываемых, поставляемых и изготавливаемых строительных сырья, материалов и изделий, которая должна быть представлена в единицах мощности эквивалентной дозы мкЗв/ч (допускается ее представление в единицах мощности экспозиционной дозы в мкР/ч);

• удельная эффективная активность (Аэфф.) ЕРН в строительных материалах, добываемых на месторождениях или вырабатываемых на предприятии, или являющихся побочными продуктами промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов, измеряемая в Бк/кг.

Удельная эффективная активность (Аэфф.) ЕРН в строительных материалах (сырье), добываемых на их месторождениях (щебень, гравий, песок, бутовый и пиленый камень, цементное и кирпичное сырье и пр.) или являющихся побочным продуктом промышленности, а также в отходах промышленного производства, используемых для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.) не должна превышать:

Для материалов, используемых во вновь строящихся жилых и общественных зданиях (I класс):

А эфф. = A Ra 1,3А Th 0,09 А К ≤ 370 Бк/кг,

где A Ra и A Th — удельная активность Ra-226 и Th-232, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого семейства, а А К -удельная активность К-40, (Бк/кг);

Для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений ( II класс):

А эфф. ≤ 740 Бк/кг;

Для материалов, используемых в дорожном строительстве вне насе­ленных пунктов ( III класс):

А эфф. ≤ 1500 Бк/кг;

При 1,5 кБк/кг < Аэфф < 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом Госсанэпиднадзора. При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.

Применение материалов с содержанием ЕРН по II и III классам, а также использование отходов промышленного производства (шлаки, зола и др.) для изготовления строительных материалов, допускается только по согласованию с органами Госсанэпиднадзора. Каждая партия всех видов строительного сырья и материалов, поступающая на предприятие, должна иметь сертификат радиационного качества, в котором должны быть приведены значения удельной активности естественных радионуклидов и удельной эффективной активности на каждый вид поставляемого материала.

Ведомственный контроль радиационного качества строительного сырья, материалов и изделий на предприятии-изготовителе строительных материалов и изделий подразделяется на следующие виды:

• входной радиационный контроль, осуществляемый с целью проверки соответствия радиационного качества поступившего сырья (материалов) указанному в сертификатах;

• выходной радиационный контроль, осуществляемый с целью проверки радиационного качества получаемой выходной продукции предприятия.

Входной и выходной радиационный контроль возлагается на администрацию предприятия и осуществляется службой радиационного контроля предприятия либо сторонней аккредитованной лабораторией по согласованию с Госсанэпиднадзором.

Производственному радиационному контролю подлежат, также, вспомогательные материалы (суперпластификаторы, нитрат натрия, эмульсол, опилки и др. вещества) и арматурная сталь. Контроль вспомогательных материалов (за исключением металла) осуществляется только лабораторным гамма-спектрометрическим методом и не носит систематического характера (исследования проводятся только в тех случаях, когда имеется информация о возможности техногенного загрязнения указанных веществ, например при получении этого сырья с территорий, пострадавших в результате радиационных аварий).

Контроль арматурной стали осуществляется на территории склада хранения металла по мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Дозиметрической экспресс-оценке подлежит каждая партия поступающего металла (кипы прутков или бухты). При превышении мощности экспозиционной дозы гамма-излучения над уровнем естественного гамма-фона более, чем на 0,05 мкЗв/ч (5 мкР/ч) решение о возможности его использования принимается органами Госсанэпиднадзора.

На выходную продукцию администрация предприятия изготовителя обязана оформить гигиенический сертификат радиационного качества, который передается потребителю продукции. Удельная эффективная активность естественных радионуклидов в выходной продукции рассчитывается по значениям Аэфф в компонентах этой продукции с учетом массовой доли этих компонентов. При выходном контроле на предприятии проверяется соответствие Аэфф в выходной продукции предприятия расчетному значению.

Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать:

АU l,5ATh ≤ 4,0 кБк/кг,

где АU и ATh — удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.

§

Радиоактивные отходы по агрегатному состоянию подразделяются на жидкие, твердые и газообразные.

К жидким радиоактивным отходам относятся не подлежащие дальнейшему использованию органические и неорганические жидкости, пульпы и шламы, в которых удельная активность радионуклидов более чем в 10 раз превышает значения уровней вмешательства при поступлении с водой, приведенные в приложении П-2 НРБ-99.

К твердым радиоактивным отходам относятся отработавшие свои ресурс радионуклидные источники, не предназначенные для дальнейшего использования материалы, изделия, оборудование, биологические объекты, грунт, а также отвержденные жидкие радиоактивные отходы, в которых удельная активность радионуклидов больше значений, приведенных в приложении П-4 НРБ-99, а при неизвестном радионуклидном составе удельная активность больше:

— 100 кБк/кг — для источников бета-излучения;

— 10 кБк/кг — для источников альфа-излучения;

— 1,0 кБк/кг — для трансурановых радионуклидов. К газообразным радиоактивным отходам относятся не подлежащие использованию радиоактивные газы и аэрозоли, образующиеся при производственных процессах с объемной активностью, превышающей ДОА, значения которой приведены в приложении П-2 НРБ-99.

Радиоактивные отходы подразделяются по удельной активности на 3 категории — низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные (табл. 4).

В случае, когда по приведенным характеристикам радионуклидов таблицы 4 отходы относятся к разным категориям, устанавливается для них наиболее высокое значение категории отходов.

Таблица 4. Классификация жидких и твердых радиоактивных отходов

Категория отходов

Удельная активность, кБк/кг

бета-излучающие радионуклиды
 
альфа-излучающие радионуклиды
(исключая трансурановые)
 
трансурановые радионуклиды
 
Низкоактивные
 
менее 10 3
 
менее 10 2
 
менее 10 1
 
Среднеактивные
 
от 10 3 до 107
 
от 10 2 до 10 6
 
от 10 1 до 10 5
 
Высокоактивные
 
более 10 7
 
более 10 6
 
более 10 5
 

Система обращения с радиоактивными отходами в местах их образования определяется проектом для каждой организации, планирующей работы с открытыми источниками излучения. Проведение работ с радиоактивными веществами без наличия условий для сбора и временного хранения радиоактивных отходов не допускается. Газообразные радиоактивные отходы подлежат выдержке и (или) очистке на фильтрах с целью снижения их активности до уровней регламентируемых допустимым выбросом, после чего могут быть удалены в атмосферу. Система обращения с жидкими и твердыми радиоактивными отходами включает их сбор, сортировку, упаковку, временное хранение, кондиционирование (концентрирование, отверждение, прессование, сжигание), транспортирование, длительное хранение и (или) захоронение.

Сбор радиоактивных отходов в организациях должен производиться непосредственно в местах их образования отдельно от обычных отходов с учетом:

· — категории отходов;

· — агрегатного состояния (твердые, жидкие);

· — физических и химических характеристик;

· — природы (органические и неорганические);

· — периода полураспада радионуклидов, находящихся в отходах (менее 15 суток, более 15 суток);

· — взрыво- и огнеопасности;

· — принятых методов переработки отходов.

Для сбора радиоактивных отходов в организации должны быть специальные сборники. Для первичного сбора твердых радиоактивных отходов могут быть использованы пластикатовые или бумажные мешки, которые затем загружаются в сборники-контейнеры. Места расположения сборников при необходимости должны обеспечиваться за­щитными приспособлениями для снижения излучения за их пределами до допустимого уровня.

Для временного хранения и выдержки сборников с радиоактивными отходами, создающими у поверхности дозу гамма-излучения более 2 мГр/ч, должны использоваться специальные защитные колодцы или ниши. Извлечение сборников отходов из колодцев и ниш необходимо производить с помощью специальных устройств, исключающих переоблучение обслуживающего персонала.

Жидкие радиоактивные отходы должны собираться в специальные емкости. Их следует, по возможности, концентрировать и отверждать в организации, где они образуются или в специализированной ор­ганизации по обращению с радиоактивными отходами, после чего направлять на захоронение. В организациях, где возможно образование значительного количества жидких радиоактивных отходов (более 200 л в день), проектом должна быть предусмотрена система спецканализации. В спецканализацию не должны попадать нерадиоактивные стоки. Запрещается сброс жидких радиоактивных отходов в хозяйственно-бытовую и ливневую канализацию, водоемы, поглощающие ямы, колодцы, скважины, на поля орошения, поля фильтрации, в системы подземного орошения и на поверхность земли.

Радиоактивные отходы, содержащие радионуклиды с периодом полураспада менее 15 суток, собираются отдельно от других радиоактивных отходов и выдерживаются в местах временного хранения для снижения активности до допустимых уровней. После такой выдержки твердые отходы удаляются как обычные промышленные отходы, а жидкие отходы могут использоваться организацией в системе оборотного хозяйственно-технического водоснабжения или сливаться в хозяйственно-бытовую канализацию.

Самовоспламеняющиеся и взрывоопасные радиоактивные отходы должны быть переведены в неопасное состояние до отправки на захоронение, при этом должны быть предусмотрены меры радиационной и пожарной безопасности.

Передача радиоактивных отходов из организации на переработку или захоронение должна производиться в специальных контейнерах и оформляться актом.

Захоронение высокоактивных, среднеактивных и низкоактивных отходов должно осуществляться раздельно. Выбор мест захоронения радиоактивных отходов должен производиться с учетом гидрогеологических, геоморфологических, тектонических и сейсмических условий. При этом должна быть обеспечена радиационная безопасность населения и окружающей среды и течение всего срока изоляции отходов с учетом долговременного прогноза.

Эффективная доза облучения населения, обусловленная радиоактивными отходами, включая этапы хранения и захоронения, не должна превышать 10 мкЗв/год.

§

1. Уровень исследования — от 0,01 до 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия источника на население, при достижении которого требуется выполнить исследование источника с целью уточнения оценки величины годовой эффективной дозы и определения величины дозы, ожидаемой за 70 лет.

2. Уровень вмешательства — более 0,3 мЗв/год. Это такой уровень радиационного воздействия, при превышении которого требуется .проведение защитных мероприятий с целью ограничения облучения населения. Масштабы и характер мероприятий определяются с учетом интенсивности радиационного воздействия на население по величине ожидаемой коллективной эффективной дозы за 70 лет.

3. Решение о необходимости, а также о характере, объеме и очередности защитных мероприятий принимается органами Госсанэпиднадзора с учетом следующих основных условий:

— местонахождения загрязненных участков (жилая зона: дворовые участки, дороги и подъездные пути, жилые здания, сельскохозяйственные угодья, садовые и приусадебные участки и пр.; промышленная зона:

территория предприятия, здания промышленного и административного назначения, места для сбора отходов и пр.);

— площади загрязненных участков;

— возможного проведения на участке загрязнения работ, действий (процессов), которые могут привести к увеличению уровней радиационного воздействия на население;

— мощности дозы гамма-излучения, обусловленной радиоактивным загрязнением;

— изменения мощности дозы гамма-излучения на различной глубине от поверхности почвы (при загрязнении территории).

ПРАКТИЧЕСКАЯ ЧАСТЬ

Исследования мощности внешнего гамма — излучения

Средства измерений

При проведении гамма-съемки применяются поисковые радиометры (СРП 68-01) и дозиметры (ДКГ-03Д). Показания поисковых радиометров очень сильно зависят от энергии гамма-излучения, за счет чего может возникать разница в показаниях между поисковыми приборами и дозиметрами. В связи с этим, оценка значения мощности дозы гамма-излучения (МЭД ГИ) осуществляется только с использованием дозиметров.

Подготовка приборов к измерениям МЭД ГИ, проведение измерений, контроль за стабильностью работы радиометров выполняются в соответствии с их «Техническим описанием и инструкцией по эксплуатации».

Для приборов, имеющих в своем составе контрольный источник (СРП-68), отклонение от установленного для данного прибора показания от контрольного источника, взятого из свидетельства о поверке, не должно превышать 10%. Контроль проводится ежедневно в начале и конце рабочей смены при одинаковом фиксированном положении контрольного источника относительно датчика.

Приборы СРП-68 представляют собой измерители потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения. Принцип работы приборов основан на преобразовании физической информации в электрические сигналы с последующим измерением их параметров. Функцию преобразователя выполняют сцинтиллятор на основе NaI(Tl) и фотоэлектронный умножитель, преобразующий световые вспышки сцинтиллятора в электрические сигналы.

Аналоговые импульсные сигналы, снимаемые с фотоэлектронного умножителя, после усиления отделяются от шумов и преобразуются в последовательность логических сигналов, средняя частота повторения которых пропорциональна измеряемой физической величине. Эта последовательность поступает на интегрирующий линейный измеритель средней скорости счета, показания которого выводятся на стрелочный прибор. Шкала стрелочного прибора отградуирована в единицах потока и мощности экспозиционной дозы гамма-излучения.

Принцип работы дозиметра ДКГ-03Д «Грач» основан на подсчете импульсов, поступающих со счетчиков Гейгера-Мюллера. Питание счетчиков обеспечивается напряжением 400В, создаваемым встроенным высоковольтным преобразователем. Обработка полученных данных осуществляется микропроцессором, а результат измерения представляется на жидкокристаллическом табло. Все узлы дозиметра расположены в компактном корпусе из пластмассы.

§

Определение мощности эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения (МЭД ГИ) на объектах предприятия и на местности производится для оценки радиационной обстановки, контроля за её изменением и прогноза дозы облучения работников. Повышение МЭД ГИ является основным обнаруживаемым в практике фактором, свидетельствующим о появлении радиоактивного загрязнения.

В рамках данных методических рекомендаций контролируемым параметром является мощность эквивалентной дозы внешнего гамма-излучения территории, представленная в единицах мощности эквивалентной дозы Н (мкЗв/час). Допускается измерять и представлять результаты в единицах мощности экспозиционной дозы гамма-излучения Х (мкР/час), связанной с Н (мкЗв/час) приближенным соотношением:

Н = 0,009*Х

Целью проведения пешеходной гамма-съемки являются:

· определение мощности дозы внешнего гамма-излучения на обследуемой территории;

· выявление участков территории с аномальными значениями гамма-фона;

· выявление неучтенных источников ионизирующего излучения.

Пешеходная гамма-съемка выполняется при отсутствии снежного и ледяного покрова на обследуемой территории.

Перед началом проведения пешеходной гамма-съемки контролируемой территории проводится измерение МЭД внешнего гамма-излучения на открытой местности Но (мкЗв/час). Измерение Но производится не менее чем в 5-ти точках, расположенных на расстоянии не менее 30-ти метров от обследуемой территории, удаленных от автомобильных дорог и существующих зданий. Точки измерений следует выбирать на участках местности с естественным грунтом, не имеющих локальных техногенных изменений (щебень, песок, асфальт) и радиоактивных загрязнений. При измерениях блок детектирования располагают на высоте 1-го метра над поверхностью земли. Время измерения в каждой точке дозиметрами типа ДКГ-03Д должно быть таким, чтобы случайная составляющая погрешности оценки значения результата измерения не превышала 20%.

Критерием допустимых значений (А) для данной обследуемой территорией выбирается величина:

А = Но Δо 0,05; (мк3в/час)

где: Но – МЭД ГИ на открытой местности;

   Δо – погрешность результатов измерений;

   0,05 – общепринятое значение аномального превышения МЭД гамма-излучения над фоном местности, соответствует 3-х кратному среднеквадратичному отклонению от фона.

В зависимости от площади измеряемой территории пешеходная гамма-съемка выполняется в масштабах 1:500 (при площади до 1 га), 1:1000 (при площади от 1 га до 10 га) и 1:2000 (при площади более 10 га).

Маршрутную гамма-съемку территории следует проводить с одновременным использованием поисковых гамма-радиометров и дозиметров

Измерение гамма-излучения проводится по предварительно намеченным на рабочей схеме маршрутам-профилям (поисковым прибором) и в узлах масштабной сетки – фиксированные измерения (дозиметром). Кроме того, более детальному обследованию подвергаются объекты, расположенные между маршрутами, на которых вероятность радиоактивного загрязнения повышена (ямы, канавы, кучи мусора и т.п.).

При движении по маршруту производится прослушивание регистрируемых импульсов по звуковому сигналу или контроль по стрелочному индикатору при непрерывном медленном перемещении торца датчика перпендикулярно линии движения (вправо-влево и т. д.) на высоте 10-20 см. над поверхностью, что позволяет охватить полосы шириной 1,5-2,0 м.

При измерении МЭД ГИ Н (мк3в/час) в узлах масштабной сетки (для масштаба 1:500 – 5мх5м, для масштаба 1:1000 – 10мх10м, для масштаба 1:2000 – 20мх20м) детектор дозиметра прикладывается к земной поверхности. При движении по маршруту дозиметрист, зафиксировав на слух повышение частоты импульсов и (или) резкое отклонение стрелки индикатора, останавливается и производит внеочередное фиксированное измерение дозиметром.

Полученные значения мощности дозы гамы-излучения наносятся в узлах масштабной сетки на рабочую план-схему или карту гамма — поля.

После проведения пешеходной гама-съемки территории оформляется протокол дозиметрического обследования с прилагаемой план — схемой.

Обнаруженные участки со значением МЭД гамма-излучения, превышающими критерий А рассматриваются как аномальные. Если повышенное значение МЭД ГИ, не связано с очевидным источником (облицовка зданий, покрытие автодорог, изменение геометрии наблюдений, изменение типа горных пород и т. п.) проводится детальное обследование участка. Сеть измерений выбирается в зависимости от размеров аномалии (от 0,5 х 0,5 метров до 1,0 х 1,0 метров). При этом необходимо определить общие размеры аномального участка, найти и обозначить на местности эпицентры локальных аномалий, замерить в них максимальное значение мощности дозы, провести углубленное обследование для определения типа аномалии.

§

Измерение мощности внешнего гамма-излучения проводится в соответствии с Методическим указаниям «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий» (МУ 2.6.1.715-98)

Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях, как при приемке их в эксплуатацию после завершения строительства (реконструкции или капитального ремонта), так и при их эксплуатации является мощность эквивалентной дозы (МЭД ГИ) Н (мкЗв/ч) внешнего гамма-излучения.

Непосредственно перед проведением замеров МЭД в зданиях, как и в предыдущем случае, проводятся измерения на открытой местности Но (мкЗв/ч) вблизи обследуемого здания не менее чем в 5 точках, расположенных на расстоянии от 30 до 100 м от объекта обследования и не ближе 20 м друг от друга.

В качестве измеренного значения МЭД гамма-излучения на открытой местности за Но принимают наименьшее значение из полученных результатов измерений Но в каждой точке, а за случайную составляющую погрешность этого результата Dо – соответствующую величину погрешности для результата измерений в этой точке.

Результат измерения МЭД гамма-излучения на открытой местности вблизи обследуемого здания представляют в виде:

Но ± Dо мкЗв/ч.

Для предварительной оценки радиационной обстановки в помещениях с целью выявления возможных локальных источников гамма-излучения проводят предварительное обследование, для проведения которого используют высокочувствительные гамма-радиометры типа СРП-68.

С поисковым радиометром (дозиметром) производят обход всех обследуемых зданий по периметру каждой комнаты, производя замеры на высоте 1 м от пола на расстоянии 5-10 см от стен, и по оси каждой комнаты, производя замеры на высоте 5-10 см над полом. При обнаружении локальных повышений показаний используемого прибора, производят поиск максимума и фиксируют в журнале его положение и показания прибора в точке максимума. Кроме того, в журнал заносят максимальные показания прибора в каждом помещении.

Про анемометры:  Что такое люмены (lm) | Led4light

Измерения МЭД ГИ внешнего гамма-излучения в каждом обследуемом помещении выполняется в точке, расположенной в его центре на высоте 1м от пола, а также в выявленных участках с максимальным значением МЭД ГИ.

Число повторных измерений Нвыбирают из условий, чтобы случайная составляющая относительной погрешности среднего значения результата не превышала 20%.

Результат измерения МЭД гамма-излучения в данном помещении представляют в форме:

Н ± D,мкЗв/ч.

Результаты измерений заносятся в рабочий журнал.

В зависимости от результатов оценки максимального значения измеренной мощности дозы в помещении принимаются следующие варианты решений:

Помещение считается удовлетворяющим нормативу, приведенному в НРБ-99, если значение МЭД в этом помещении (Н, мкЗв/ч) с учетом погрешности (Då, мкЗв/ч) удовлетворяет условию:

Н — Но Då £ 0,2 мкЗв/ч,

где: Но — измеренное значение МЭД на открытой местности, Då — суммарная погрешность оценки разности двух величин – Н и Но (мкЗв/ч).

Если данное условие не выполняется из-за большой погрешности оценки значения МЭД, то проводят дополнительное измерение с целью снижения суммарной погрешности измерения, делают большее количество измерений или используя дозиметры, имеющие меньшее значение основной погрешности.

Если по результатам измерений не выполняются условия НРБ-99, принимаются меры по выявлению причин повышенного значения мощности дозы гамма-излучения и решается вопрос о возможности их устранения, после чего измерения повторяют.

Радоноопасность окружающей среды

Радоноопасность окружающей среды характеризуется плотностью потока радона с поверхности грунта территории  и содержанием радона в воздухе построенных зданий и сооружений.

§

Оценка потенциальной радоноопасности территории осуществляется по комплексу геологических и геофизических признаков. К геологическим признакам относятся: наличие определенных петрографических типов пород, разрывных нарушений, сейсмическая активность территории, присутствие радона в подземных водах и выходы радоновых источников на поверхность. Геофизические признаки включают: высокую удельную активность радия в породах, слагающих геологический разрез; уровни объемной активности ОА радона (концентрация) в почвенном воздухе, ЭРОА радона в зданиях и сооружениях, эксплуатируемых на исследуемой территории и в прилегающей зоне. Наличие данных о зарегистрированных значениях эквивалентной равновесной объемной активности (ЭРОА) радона, превышающих 100 Бк/куб.м, в эксплуатируемых в исследуемом районе зданиях служит основанием для классификации территории как потенциально радоноопасной.

Измерения ОА радона в почвенном воздухе и плотности потока радона должны производиться в контрольных точках, расположенных в узлах прямоугольной сетки с шагом, определяемым с учетом потенциальной радоноопасности участка согласно таблице 5. Число контрольных точек в пределах застраиваемой площади участка должно быть не менее 20.

Таблица 5. Шаг сетки расположения контрольных точек.

Характеристика участка

Рекомендуемый шаг сетки расположения контрольных точек, м

  на незастраиваемой площади на застраиваемой площади
 
Потенциально радонобезопасный 20х10
Потенциально радоноопасный 50х25 10х5

Измерение плотности потока радона должно производиться на поверхности почвы, дна котлована или на нижней отметке фундамента здания.

Не допускается проведение измерений на поверхности льда и на площадках, залитых водой.

Основными изотопами радона являются радон- 222- продукт распада радия –226 из урановой цепочки природных радионуклидов и радон-220 (торон) из ториевой цепочки. Элемент радон является благородным газом и оба изотопа распадаются на изотопы твердых элементов, атомы которых присоединяются к присутствующим в воздухе центрам конденсации и частицам пыли. Облучение радоном –220 встречается реже. Радон-222 имеет период полураспада 3,82 суток и посредством испускания альфа-частицы трансформируется в полоний-218, который в свою очередь распадается до свинца –210 и в конечном итоге до стабильного свинца-206. Являясь радиоактивным газом, всегда присутствующим в воздухе, радон и его дочерние продукты в основном предопределяют внутреннее облучение человека. Биологические эффекты вызываются в основном ингаляционным поступлением радона и его дочерних продуктов в организм человека с воздухом, обуславливая повышенный риск возникновения рака легких, в связи с чем его относят к наиболее опасным из природных источников радиации. Радон присутствует на всех рабочих местах, с ним связано формирование более половины коллективной дозы облучения населения, в связи с этим нормативными документами регламентируется содержание радона в воздухе.

Оценка потенциальной радоноопасности территории (МУ 2.6.1.715-98) определяется следующими факторами, перечисленными ниже в порядке убывания своей значимости:

— ЭРОА или ОА изотопов радона в эксплуатируемых зданиях, расположенных на данной территории;

— плотностью потока (интенсивностью эксхаляции) радона (мБк/с•м2) с поверхности земли;

— ОА радона в почвенном воздухе на глубине 1 метра от поверхности земли;

— удельной активностью радия-226 в слоях пород геологических разрезов.

В таблице 6 дана приближенная оценка потенциальной радоноопасности территорий, разбитой на 3 категории. Допускается производить оценку потенциальной радоноопасности на основе известного значения одного из четырех факторов, приведенных в таблице. Если известны значения двух или более факторов, то потенциальную радоноопасность территории оценивают по значению, соответствующему наибольшей степени потенциальной радоноопасности.

Таблица 6. Категория потенциальной радоноопасности территории.

Категория потенциальной радоноопасности территории ЭРОА изотопов радона, Бк/м3 Плотность потока радона, мБк/с•м2 ОА радона в почв. возд., кБк/м3 Удельная активность радия-226, Бк/кг
1 <25 <20 <10 <100
2 25-100 20-80 10-40 100-400
3 <100 <80 <40 <400

Регламентируемыми параметрами являются интенсивность выделения радона с поверхности земли, объемная активность (ОА) или эквивалентная равновесная объемная активность (ЭРОА) радона в воздухе помещений.

§

Средством измерений является радиометр радона РРА-01 М -03, измеряющий дифференциальную (мгновенную) объемную активность радона (ОАР) в диапазоне 20-20000 Бк/м3, с допускаемой основной относительной погрешностью в диапазоне ОАР 20-100 Бк/м3 — 30%, в диапазоне ОАР 100-20000 Бк/м3 — 20%, а также вспомогательное пробоотборное устройство ПОУ-4.

Измерение ОА радона-222 и торона-220 основано на электростатическом осаждении положительно-заряженных ионов 218Ро(RaA) и 216Ро(ThA) из отобранной пробы воздуха на поверхность ППД с помощью высокого положительного потенциала, поданного на электрод (сетку) измерительной камеры. Активность радона-222 и торона-220 определяется соответственно по количеству зарегистрированных альфа-частиц при распаде RaA и ThA альфа-спектрометрическим методом.

Измерение плотности потока радона (ППР) основано на определении количества радона-222, накопленного в пробоотборнике или в камере РРА в течение фиксированного времени, за счет поступления с поверхности почвы известной площади.

При выполнении измерений соблюдают следующие условия:

· температура окружающего воздуха от 5оС до 40оС;

· относительная влажность до 85% при 25оС;

· атмосферное давление 630¸800 мм рт. ст.;

При отборе проб соблюдают следующие условия:

· температура окружающего воздуха от 0оС до 50оС;

· относительная влажность до 95% при 25оС;

· атмосферное давление 630¸800 мм рт. ст.

· не допускается проведение отбора проб с поверхности мерзлого или залитого водой грунта.

Выбор расположения и количества контрольных точек для проведения измерений ППР в пределах обследуемого участка местности регламентируется требованиями МГСН 2.02-97 или нормативными документами в строительстве, действующими на данной территории.

Вокруг контрольной точки проводится подготовка горизонтального участка размером 0,2 х 0,2 м для проведения измерений. Подготовка заключается в зачистке от снега, мусора, растительности, крупных камней, рыхления на глубину 3-5 см, выравнивания поверхности участка. Измерение проводится не ранее, чем через 20 минут после подготовки участка.

Измерение ППР проводят двумя методиками:

1. С отбором проб радона в пробоотборники в полевых условиях и последующим измерением ОАР в пробах с помощью РРА на месте отбора проб или в стационарных условиях;

2. С отбором проб радона непосредственно в камеру РРА в полевых условиях и измерением на месте отбора проб.

Первый способ предназначен для экспрессных измерений ППР в диапазоне от 10 до 100 мБк/(с×м2) и рекомендуется для начального обследования участка.

Второй способ предназначен для измерения ППР в диапазоне 80-1000 мБк/(с×м2) и рекомендуется для повторного измерения ППР в контрольных точках, для которых по результатам начального обследования получены значения ППР, превышающие регламентированную величину 80 мБк/(с×м2).

Измерение ОАР в пробе обеими методиками включает в себя:

· измерение фоновой ОАР в камере РРА;

· перемешивание пробы межу пробоотборником и измерительной камерой РРА;

· измерение ОАР в камере РРА. 

При определении фоновой ОАР, согласно инструкции по эксплуатации РРА осуществляют не менее 5-и замеров. Среднее значение Qф, Бк×м -3, определяют по формуле:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  (1)

где: Qфi – результат i-ого измерения, Бк×м-3; N – число измерений.

   Qф – не должна превышать значения собственного фона, указанного в паспорте РРА.

При определении ОАР в камере РРА, в соответствии с инструкцией по эксплуатации, также выполняют не менее 5-и измерений. ОАР Q, Бк×м-3, определяют по формуле:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  (2)

где: Qi – результат i – измерения, Бк×м-3; N – число измерений.

Полученные результаты записывают в протокол измерений.

Вычисление ППР радона по результатам измерений с помощью методики-1 выполняют по формуле:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) ,

где: Q – ОАР, вычисленная по формуле (2), Бк×м-3;

     Qф – фоновая ОАР, вычисленная по формуле (1), Бк×м-3;

     V2  — объем измерительной камеры РРА, 1,7 л;

     V1 – объем пробы в пробоотборнике, 1,1 л;

     t – время, прошедшее от окончания отбора пробы до начала измерений, мин.;

     l — постоянная распада 222Rn, 1,26×10-4мин-1;

     V3 – свободный объем камеры-1, 0,6л;

     Т – время работы воздуходувки ПОУ, 300 с;

     S1– площадь сбора радона камерой-1- 0,0154 м2;

Погрешность определения ППР при условии выполнения требований методики составляет:

dППР = ±30% при ППР от 50 о 100 мБк/(с×м2),

dППР = ±40% при ППР от 20 о 50 мБк/(с×м2).

Вычисление ППР радона по результатам измерений с помощью методики-2 выполняют по формуле:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) ,

где: Q – ОАР, вычисленная по формуле (2), Бк×м-3;

   Q – фоновая ОАР, вычисленная по формуле (1), Бк×м-3;

   V2 – объем измерительной камеры РРА, 1,7 л;

   V3 – свободный объем камеры-2 и соединительных трубок, 0,2 л;

    Т- время работы воздуходувки ПОУ, 300 с;

    S2 – площадь сбора радона камерой-2- 0,0154 м3.

Погрешность определения ППР при условии выполнения требований методики составляет:

dППР = ±30% при ППР от 500 до 10000 мБк/(с×м2),

dППР = ±40% при ППР от 80 до 500 мБк/(с×м2).

§

Средством измерений является радиометр радона РРА-01 М-03, а также вспомогательное пробоотборное устройство ПОУ-4.

Измерение ОАР в воздухе основано на отборе пробы воздуха в пробоотборник и последующем определении ОАР в пробоотборнике путем перемешивания пробы между объемами пробоотборника и измерительной камеры РРА и измерением ОАР в камере РРА.

При выполнении измерений необходимо соблюдать вышеперечисленные климатические условия.

Измерение ОАР в пробе включает в себя:

· измерение фоновой ОАР в камере РРА;

· перемешивание пробы между пробоотборником и измерительной камерой РРА;

· измерение ОАР в камере РРА.

При измерении фоновой ОАР, как и в предыдущем случае  выполняют не мене 5-и замеров. Среднее значение Qф, Бк×м-3, определяют по формуле (1)

При измерении ОАР в камере РРА, в соответствии с инструкцией по эксплуатации выполняют не менее 5-и замеров. ОАР Q, Бк×м-3, определяют по формуле (2).

Полученные результаты записывают в протокол измерений.

ОАР в пробе – Qп, Бк×м-3, определяют по формуле:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) (3)

где: Q – ОАР вычисленная по формул (2), Бк×м-3 ;

     Qф – ОАР, вычисленная по формуле (1), Бк×м-3;

     V2 – объем измерительной камеры РРА, 1,7 л ;

     V1 – объем пробы в пробоотборнике, 1,1л ;

      t – время, прошедшее от окончания отбора пробы до начала измерения, мин.;

      l — постоянная распада 222Rn, 1,26×10-4мин-1.

Погрешность определения ОАР, при условии выполнения требований настоящей рекомендации, составляет:

dQп = ±40% при ОАР от 30 до 150 Бк/м3,

dQп  = ±30% при ОАР от 150 до 30000 Бк/м3.

Контролируемой величиной в зданиях и сооружениях, согласно НРБ-99, является среднегодовое значение эквивалентной равновесной объёмной активности (ЭРОА) изотопов радона и торона в воздухе помещений, равное:

Сср = ЭРОАRn 4,6 х ЭРОАTn,

где: ЭРОАRn = 0,104 * АRA 0,514 * АRaB 0,382 * ARaC,

      ЭРОАTn = 0,913 * AThB 0,087 * AThC,

      ARaB, ARaB, ARaC, AThB и АThC – объёмная активность в воздухе RaA (218Po), RaB (214Pb), RaC (214Bi), ThB (212Pb) и ThC (212Bi), соответственно, в Бк/м3.

Допускается проводить оценку ЭРОАRn по результатам объёмной активности радона (АRn). В этом случае для пересчета измеренных значений ОАР в значение ЭРОАRn используется коэффициент FRn, характеризующий сдвиг радиоактивного равновесия между радоном и его дочерними продуктами в воздухе:

ЭРОАRn = FRn  х ARn

Значение FRn определяют экспериментальным путём по результатам одновременных измерений ARn и ЭРОАRn. При отсутствии экспериментальных данных о значении FRn, его принимают равным 0,4.

При измерении среднегодового значения ЭРОА изотопов радона учитывают коэффициент вариации во времени значения ЭРОА радона VRn(t) и основных погрешностей применяемых средств измерений:

(ЭРОАRn ΔRn) * VRn(t) 4,6 * (ЭРОАTn ΔTn) ≤100 Бк/м3,

где: ΔRn и ΔTn – погрешности определения ЭРОА радона и торона в воздухе соответственно, значения которых рассчитываются по формуле:

Δi = δ * ЭРОАi /100, Бк/м3,

в которой ЭРОАi – измеренное значение ЭРОА радона (торона) в воздухе, а δ – основная погрешность измерения, принимаемая по свидетельству о поверке средства измерения.

Значение коэффициента вариации зависит от геолого-геофизических характеристик грунта под зданием, климатических особенностей региона, типа здания, сезона года, в течение которого проводились измерения, а также от продолжительности измерения в используемой методике.

В качестве расчетных значений коэффициента вариации принимают среднее значение VRn(t),определенное в процессе специальных исследований в данном регионе в зданиях различного типа, выполненных в разные сезоны года.

При отсутствии данных о фактических значениях коэффициента вариации их принимают по таблице 7 в зависимости от продолжительности измерения:

Таблица 7. Коэффициент вариации в зависимости от продолжительности измерения:

Продолжительность измерения

1 час 1-3 сутки 1-2 недели 1-3 месяца

Значение

VRn(t)

Теплый сезон 3,0 2,3 1,8 1,5
Холодный сезон 1,5 1,1 0,95 0,75

По результатам проведенных исследований составляется протокол радиационного обследования измерений с картографическим материалом (Приложение 1).

§

При обнаружении радиационной аномалии при проведении пешеходной гамма-съемки проводится гамма-спектрометрическое исследование проб грунта, отобранных в пределах аномалии. Контролю подлежат радий-226, радий-228 и торий-228. В отдельных случаях значимую опасность могут представлять также калий-40 и цезий-137.

Для точного (с погрешностью не более 10 — 20%) измерения содержания ЕРН и цезия-137 в пробах и материалах используют гамма-спектрометрический анализ счетных образцов с обработкой результатов на ПЭВМ.

Основным итогом измерений является определение значений активности радия-226, радия-228, тория-228 (если не достигнуто радиоактивное равновесие с радием-228), калия-40 и цезия-137 в счетном образце и расчет погрешности каждого измеренного значения.

Регистрация излучения и обработка спектров при измерении счетных образцов производится с использованием программно-аппаратурного комплекса ПРОГРЕСС-2000 (далее «комплекс»). Обработка спектров выполняется автоматически, либо «матричным» методом, если радионуклиды ториевого семейства — радий-228 и торий-228 находятся в состоянии радиоактивного равновесия (радиоактивное равновесие в семействе радия-226 всегда достигается путем герметизации и выдержки образца), либо «генераторным» методом, если радиоактивное равновесие между радием-228 и торием-228 нарушено.

Средства измерений

Для регистрации гамма-излучения от счетного образца используется гамма-спектрометрический тракт со сцинтилляционным блоком детектирования (СБД), который включает в себя сцинтиллятор, ФЭУ с делителем высокого напряжения и спектрометрический усилитель импульсов. В качестве сцинтиллятора используются кристаллы NaI(Tl) или CsI(Na) различных размеров и конфигураций.

СБД располагается в специальном свинцовом экране для его защиты от внешнего гамма-излучения.

Для проведения калибровки гамма-спектрометра по энергии и контроля за сохранностью параметров установки в состав спектрометра включается комбинированный источник Cs-137 K-40 в специальном сосуде для его экспонирования.

Для экспонирования счетных образцов в зависимости от геометрической конфигурации сцинтилляционного кристалла применяются различные измерительные кюветы.

Для преобразования аналогового спектрометрического сигнала, поступающего с выхода СБД, в цифровой применяется амплитудно-цифровой преобразователь (АЦП), выполненный либо в виде платы, встроенный в ПЭВМ, либо в виде отдельного блока, подключенного к порту ПЭВМ.

Управление работой АЦП производится при помощи специальных программ (драйверов), входящих в состав программного пакета ПРОГРЕСС-2000.

Обработка спектров, расчет значений активности и погрешности производится на ПЭВМ с использованием программного пакета ПРОГРЕСС-2000.

При аттестации гамма-спектрометра устанавливаются следующие метрологические характеристики:

— энергетический диапазон работы спектрометрического тракта;

— значения чувствительности для каждого из измеряемых нуклидов в измерительных энергетических интервалах;

— зависимость энергетического разрешения и эффективности регистрации гамма-квантов от энергии;

— значения минимально измеряемой активности;

-контрольная скорость счета от калибровочного источника в определенном энергетическом интервале.

Значения чувствительности заносятся в программу матричной обработки в виде матрицы. Коэффициенты, характеризующие зависимость энергетического разрешения и эффективности регистрации гамма-квантов от энергии, заносятся в программу генератора спектров.

Все встречаемые на практике задачи можно условно разделить на три класса:

1. Построение энергетической шкалы. Задачи этого класса определяют зависимость энергии от номера канала. При этом могут быть использованы различные алгоритмы поиска пиков и граничных энергий гамма спектра, или сравнения измеренного спектра с опорным. В результате обработки ПРОГРЕСС-2000 строит зависимость энергии от номера канала и записывает ее в измерительное устройство. При этом в таблицу результатов выводятся позиции двух реперов и контрольная скорость счета на некотором энергетическом интервале. Как правило в качестве реперов используются энергии пиков полного поглощения или граничные энергии гамма спектров. При каждой обработке программа устанавливает маркеры в соответствующие реперам позиции.

2. Сохранение спектра на диске. Задачи этого класса используются для измерений фона или спектров градуировочных источников. В том случае, если на диске уже существует файл со спектром измеренным ранее ПРОГРЕСС-2000 сравнивает этот спектр с измеряемым, и в том случае, когда спектры статистически достоверно отличаются друг от друга выводит в статусной строке сообщение: ”Новый фон отличается от измеренного ранее”. В таблицу результатов выводятся скорости счета на контрольных энергетических интервалах. После значения скорости счета для измеренного спектра в скобках приводится скорость счета на том же интервале для спектра измеренного ранее.

3. Расчет активности. ПРОГРЕСС-2000 представляет измеренный спектр как сумму спектров отдельных радионуклидов. Полученные значения активности и погрешности для каждого радионуклида выводятся в таблицу результатов. Используя кнопки панели инструментов пользователь может изменить предполагаемый радионуклидный состав. В зависимости от состояния переключателя на экран вместе с измеряемым спектром выводится сумма спектров всех радионуклидов, или спектр одного из них.

§

Алгоритмы обработки спектров специфичны для радионуклидного состава излучателей исследуемого образца. Здесь описаны принципы построения таких алгоритмов, составляющие основу программ обработки спектров в программной среде ПРОГРЕСС.

Измеренная спектрограмма представляется как сумма функций отклика спектрометра на спектры излучения радионуклидов, предположительно входящих в состав счетного образца. В предполагаемый радионуклидный состав могут входить не только отдельные нуклиды, такие как 137Cs, 40К и т.д., но и семейства радионуклидов. В состав одного семейства включаются радионуклиды, пребывающие в состоянии радиоактивного равновесия, что позволяет характеризовать все семейство одной функцией отклика.

Матричный метод используется для обработки сцинтилляционных спектров проб известного радионуклидного состава.

Для обработки спектрограммы матричным методом энергетический диапазон спектрометра разбивается на отдельные интервалы. Ширина и положение интервалов для каждой конкретной задачи определяются отдельно из условия максимальной устойчивости решения системы уравнений (3) к вариациям значений скорости счета в интервалах.

Функции отклика спектрометра Pij на излучение содержащихся в счетном образце радионуклидов или семейства нуклидов для каждой геометрии измерений определяются экспериментально при проведении первичной метрологической поверки при вводе установки в эксплуатацию и заносятся в специальный файл конфигурации в виде матрицы значений чувствительности детектора в энергетических интервалах:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  (1)

где:  i     — индекс радионуклида или семейства радионуклидов;

    j     — индекс интервала;

  Fj   — фоновая скорость счета в интервале  j ;

  Sij — скорость счета в интервале  j от градуировочного источника, содержащего отдельный радионуклид или семейство нуклидов i с активностью  Аi

Для учета самопоглощения излучения веществом счетного образца в выражение (1) вводится зависимость чувствительности от массы пробы М. При этом функция отклика аппроксимируется следующим выражением:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  , (2)

где: Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)   и Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)   — определяемые при первичной поверке коэффициенты.

Значения активности радионуклидов и семейств радионуклидов в счетном образце определяются из системы уравнений:

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  , (3)

где: Ai   — активность  i -го радионуклида или семейства радионуклидов;

   Sj  — скорость счета импульсов в интервале j  при измерении счетного образца;

   Fj — фоновая скорость счета в  j -м интервале.

Количество энергетических интервалов для обработки выбирается таким образом, что система уравнений (3) является избыточной, то есть количество уравнений превышает количество неизвестных.

Для решения системы уравнений (3) из нее производятся все возможные выборки по m уравнений (m — количество переменных в системе (3)). Каждая такая выборка представляет собой систему из m уравнений с m неизвестными, и решение такой системы производится методом Гаусса. Окончательно активность i-го радионуклида или семейства нуклидов определяется как  

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории) , (4)

где: Аik — значение активности Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  -го радионуклида, полученное при решении k -й выборки;

   D Аik — значение погрешности активности i -го радионуклида, полученное при решении k -й выборки;

     r — количество выборок, равное числу сочетаний из n элементов по m.

Полная относительная погрешность активности i -го радионуклида или семейства радионуклидов (Рдов=0,95) определяется как

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  , (5)

где: Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  и Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  — абсолютные значения статистической погрешности (Рдов=0,95) измеренной и фоновой скорости счета в интервале  j;Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  — неисключенная систематическая составляющая погрешности, определяемая при первичной поверке установки.

Значение производной Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)  определяется численно путем решения системы (3) для значения скорости счета  S j измененного на 1 %.

После расчета значений активности и погрешности программа автоматически проводит проверку на предмет соответствия обрабатываемого спектра сумме спектров нуклидов или семейства нуклидов, наличие которых в счетном образце предполагается примененным алгоритмом. Критерием несоответствия спектров является отличие хотя бы в одном из энергетических интервалов измеренной скорости счета от суммы функций отклика, взятых с весами, равными рассчитанным значениям активности нуклидов и семейств нуклидов, на величину, превышающую погрешность. Причиной такого отличия может быть как нарушение регламента измерений, так и наличие в счетном образце дополнительных радионуклидов. Если априорная информация о пробе и визуальный анализ спектрограммы не исключают такой возможности, то дальнейшую обработку спектра рекомендуется проводить с использованием более общего, т.е. предполагающего более широкий радионуклидный состав, алгоритма. Кроме того, для получения более полной информации об измеряемой пробе может оказаться полезным исследование ее на альфа-спектрометре.

Про анемометры:  Измеритель плотности тепловых потоков и температуры 10-канальный ИТП-МГ4.03/Х(I) «Поток» (от 1 до 10 модулей)

Требования к счетным образцам

При приготовлении счетного образца необходимо заполнять измерительный контейнер веществом пробы (почва, грунт, строительные материалы и др.) в строгом соответствии с аттестованной геометрией.

Контейнер с пробой (счетный образец) должен быть загерметизирован и выдержан перед измерением в течение не менее 2-х недель.

§

Процедура измерения на сцинтилляционном гамма-спектрометре предусматривает следующий алгоритм:

— проведение энергетической калибровки в начале каждого измерения фона или активности образца;

— измерения фона установки один раз в день в начале измерений в течение 30 мин.;

— измерение активности образца в течение 30 мин, однако, по желанию оператора набор спектра может быть как прекращен досрочно, так и продолжен по истечении установленного времени.

По истечении установленного времени экспозиции счетного образца происходит автоматическая остановка набора с переходом к обработке набранной спектрограммы матричным методом. По окончании обработки спектра матричным методом помимо рассчитанных значений активности радия-226, радия-228 (в радиоактивном равновесии с торием-228), калия-40 и цезия-137, наличие которых в счетном образце подразумевалось при выборе типа измерения, на экран выводятся соответствующие им значения статистической составляющей абсолютной погрешности измерения, рассчитанные для доверительного интервала 95%. В нижней части сообщения о результатах обработки приводятся значения скорости счета в используемых при обработке энергетических интервалах для обрабатываемого, расчетного и фонового спектров. Если измеренный спектр хотя бы в одном из интервалов не соответствует сумме опорных спектров (расчетному спектру), то цифры, соответствующие этому интервалу, выделяются красным цветом. При несоответствии измеренного и расчетного спектров на экран выводится соответствующее предупреждение. Причиной такого отличия может быть как нарушение регламента измерений, так и наличие в счетном образце дополнительных радионуклидов или существенного сдвига радиоактивного равновесия в семействе тория между радием-228 и торием-228.

Нормативно-методическая документация

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99. Минздрав России. 1999.

2. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99) СП 2.6.1.799-99. Минздрав России. 2000.

3. Свод правил по инженерно-экологическим изысканиям для строительства СП 11-102-97.

4. Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий МУ 2.6.715-98. М. 1998.

5. Методика экспрессного измерения объемной активности радона в воздухе с помощью радиометра радона РРА-01-М-03. ГП ВНИИФТРИ. М.1993.

6. Методика экспрессного измерения плотности потока радона с поверхности земли с помощью радиометра радона РРА-01М-03. ГП ВНИИФТРИ. М. 1993.

7. Методика измерения активности гамма-излучающих радионуклидов в счетных образцах с использование программного обеспечения «Прогресс-2000».

8. Методика дозиметрического обследования территорий. МВК №46090.02. М. ВНИИФТРИ М. 2000.

9. Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения. СП 2.6.1.1292-2003.

10. Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002) СП 2.6.6.1168-02. 2002.

11. Методические указания по проведению мониторинга естественных радионуклидов на нефтедобывающих предприятиях. Центр метрологии ионизирующих излучений ГП ВНИИФТРИ Госстандарта России.

12. Временные методические рекомендации по проведению пешеходной гамма-съемки. Казань. 2005.

13. Руководство по эксплуатации СРП-68.

14. Руководство по эксплуатации ДКГ-03Д «Грач».

15. Руководство по эксплуатации радиометра радона РРА-01 М-03.

16. Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий МУ 2.6.715-98. М. 1998.

Приложение 1

Форма протокола радиационного обследования зданий и помещений

_________________________________________________________

(Наименование организации и лаборатории)

_________________________________________________________

(№ Аттестата об аккредитации и срок его действия)

ПРОТОКОЛ

радиационного обследования № ____от «______» _____________ 2009 г.

Наименование объекта, его адрес: __________________________________

Назначение объекта: ______________________________________________

Цель обследования:

 ◙приемка в эксплуатацию после завершения строительства;

 приемка в эксплуатацию после реконструкции;

 □ обследование эксплуатируемого здания.

Заказчик : ________________________________________________________

Проект здания (тип, серия)__________________________________________

Характеристика объекта:

Год постройки — ______г. Количество этажей –_______. Тип фундамента – ______________

Использованные строительные материалы – _________________________.

Содержание радия -226 (ЕРН) в стройматериалах__________ в засыпке__________. 

Система вентиляции в здании: естественная, принудительная, ◙кондиционирование.

Система вентиляции подвальных помещений: естественная, ◙принудительная, кондиционирование.

Средства измерения


п/п
Тип
прибора
Заводской
номер
№ свидетельства
о госповерке
Срок действия
свидетельства
Кем выдано Основная погрешность
1 СРП-68-01          
2 ДКГ-03Д          
3 РРА-01М-03          

Нормативно-методическая документация, использованная при проведении измерений: МУ 2.6.1.715-98 «Проведение радиационно-гигиенического обследования жилых и общественных зданий», утверждены 24 августа 1998г. Главным Государственным санитарным врачом РФ; рекомендация ГСИ «Методика экспрессного измерения объемной активности Rn –222 в воздухе с помощью радиометра радона РРА-01М», согласована 10 июля 1998г директором ЦМИИ ГП «ВНИИФТРИ».

 Условия проведения измерений:

Состояние принудительной вентиляции (кондиционеров):

Подвал: ◙– штатный режим работы, □ – нештатный режим работы

Остальные помещения здания:

– штатный режим работы, ◙нештатный режим работы (кондиционеры отключены)

окна, двери помещений и подъездов закрыты, □ – открыты.

Температура воздуха в помещениях __________С о , вне здания_________ С о

Барометрическое давление__________

Результаты измерений:

Яковлева в.с. методы измерения плотности потока радона и торона с поверхности пористых материалов

68

на внутри НК; 2) перевод радона в измерительное устройство (за рубе-

жом чаще всегоиспользуют ячейку Лукаса) через фильтр, задерживаю-

щий продукты распада радона и торона; 3) последующая выдержка в

течение 3х часов для установления равновесия междурадоном и двумя

альфаизлучающими продуктами его распада (используют не во всех

методах) и 4) измерение активности радона. Пересчет измеренной нако-

пленной активности в величину ППР производят по формулам (6.16.4).

Плотность потока торона с поверхности грунта, используя такую

схему, измерить невозможно.

Особенности регистрации излучения состоят в том, что изза ма-

лого пробега частиц измеряемый источник излучения нужно или вво-

дить непосредственно в чувствительный объем детектора, или поме-

щать вплотную к нему. Первой сцинтилляционной камерой была ячейка

Лукаса, которая представляла собой стеклянную вакуумную колбу,

покрытуюизнутри сцинтиллятором и имеющую хороший оптический

контакт с фотоэлектроннымумножителем [274]. Радон в ячейку Лукаса

вводится вакуумным методом.В настоящее время для регистрации α

излучения широко применяют сцинтилляторы из ZnS(Аg), которые на-

носятся на прозрачные пластинки или стенкикамеры.За рубежом, до

сих пор успешно применяют ячейку Лукаса при радоновых исследова-

ниях.

Метод регистрации альфаизлучениярадона и продуктов его распа-

да обычноосуществляется следующим образом. Радон принудительно

поступает внутрь камеры радиометра(или ячейку Лукаса), внутренняя

поверхность которой покрыта сульфидом цинка, активированного се-

ребром ZnSg). αизлучение радона и продуктов его распада взаимо-

действует с веществом сцинтиллятора и вызывают световые вспышки,

которые регистрируются фотоэлектронным умножителем. Для повыше-

ния точности измерение проводится после установления равновесия

между радоном и его ДПР. Чувствительность в данном случае зависит

от формы камер: для камер, имеющих форму усеченного конуса чув-

ствительность на 10–15% выше чувствительностицилиндрических ка-

мер. Для уменьшения собственного фона сцинтиллятора имеет большое

значение правильный выбор материала, а также нанесение толстого

слоя ZnSg), имеющего незначительные примеси радионуклидов.

На сцинтилляционном методе основаны следующие радиометрыи

комплексы:РГА01, РГА06П, 06М, РГГ01Т (Россия), LUKI, LUK3,

RGM-3 (Eberline Thermo lnstr., CШA), Certifier II(Gemini Research Inc.,

США), Pylon AB5 Model 110A (150 мл сцинтилляционная ячейка) и

Model 300A (277 мл сцинтилляционная ячейка), Pylon CPRD (270 мл

сцинтилляционная ячейка) (Pylon, Канада), RDA-200 (160 мл сцинтил-

§

58

лида в 1 с в 1 м

3

в момент времениt, рассчитываемое по формуле (5.5);

средняя энергия образования альфачастицей одной пары ионов в

воздухе, =35 эВ [262].

Плотность ионизации воздуха внутри НК за счет бета и гамма

излучения

214

Pbи

214

Biможно грубо оценить по формуле (5.6), оценки

представлены на рис. 5.7. Средняя энергия, затрачиваемая на образова-

ние одной пары ионов в воздухе бетаизлучением составляет 35 эВ,

гаммаизлучения –33,85 эВ [262, 263]. Однако такие оценки являются

сильно завышенными, поскольку тольконебольшая часть пробегов бе-

тачастиц и фотонов гаммаизлучения, образованных внутри НК, будет

укладываться в воздухе камеры, и, как следствие, будет малое количе-

ство взаимодействий, приводящих к образованию пар ионов.

Что касается бетачастиц, их пробег в воздухе лежит в диапазоне от

долей сантиметра до 4 м (для

214

Pb) и более (для

214

Bi). Например, для

214

Pb, только пробеги низкоэнергетических бетачастиц (оже

электронов) с энергией менее 70 кэВ могут полностью уложиться в объ-

еме камеры, однако их вклад в выход частиц на 1 распад радионуклида

составляет не более 40 % [263, 265]. Средние потери на ионизацию воз-

духа бетаизлучением

214

Pbи

214

Biсоставляют 2 2,5 кэВ см

-1

, что при-

водит к образованию одной частицей всего 60 70 пар ионов на 1 см

пути.

Учитывая небольшие размеры камеры, оценки плотностииониза-

ции по формуле (5.6) за счет бетаизлучения будут завышены почти на

порядок, поэтомурасчетлучше производитьс использованием специ-

альных программ, основанных на применении метода МонтеКарло

[262, 264]. Посколькуинтенсивность бетаи гаммаизлучения радио-

нуклидов

214

Pbи

214

Biприблизительно на порядок ниже, чем альфа

излучения, их вклады

и

в суммарную плотность ионизации воз-

духа внутри камеры незначительны (рис. 5.7), и ими можно пренебречь.

Суммарная плотностьионизации воздуха внутри накопительной

камеры

будет обусловлена не только излучением радионуклидов, в

воздухе камеры (

), но и излучением радионуклидов, содержащихся в

грунте (

), а также космическим излучением (

)

, (5.7)

где вид ионизирующего излучения.

Активность гаммаибетаизлучающих радионуклидов

214

Pbи

214

Bi

в воздухе камеры на несколько порядков ниже, чем активность гаммаи

бетаизлучающих радионуклидов, содержащихсяв почве (

40

K,

137

Cs, ря-

j

§

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)

43

. (4.25)

Равновесное значениеОА радона в почвенном воздухе равно

. (4.26)

С учетом соотношений(4.25) и (4.26) выражение для плотности по-

тока радона принимает вид

. (4.27)

В итоге, ППР с поверхности земли можно оценивать по соотноше-

ниям(4.16), (4.23) и (4.27), в зависимости от имеющейсяинформации.

Здесь следует отметить, что данные соотношенияполучены в полубес-

конечной геометрии, когда характеристики грунтов не изменяются за-

метным образом с глубиной z. Поэтому, применение предложенного ме-

тода имеет свои ограничения, обусловленные неоднородностью грун-

тов. Например, когда мощность поверхностного слоя грунта меньше

глубины, на которой устанавливается значение A

, а следующий слой

грунта имеет значительно отличающиеся характеристики, либо, в слу-

чае сильно неравномерного распределения

226

Raпо глубине. Так, в не-

которых работах [253, 254] отмечают повышенное содержание радия в

верхнем (30–50 см) слое почвы по сравнению с более глубокими слоя-

ми. Другой пример –зимний период, когда верхний слой почвы промер-

зает и предотвращает свободный выход радона в атмосферу, нарушая

тем самым одно из граничных условий при решении уравнения (4.3). В

этом случае ОА радона ниже глубины промерзания начинает постепен-

но восстанавливаться до своего равновесного значения, следовательно,

градиент ОА радона и ППР стремятся к нулю.

Преимущества метода заключаются в том, что:

1.метод позволяет получить как мгновенные, так и интегральныезна-

чения ППРв зависимости от используемого метода измерения ОА

радона в почвенном воздухе;

2.метод позволяет производить ретроспективные оценки величины

ППР на основеранее собранногоматериалапо измеренным значени-

ям ОА радона в почвенном воздухе;

3.метод не требует оценок скорости адвекциии автоматически учиты-

вает влияние состояния атмосферы;

§

Исследование и оценка радиационной обстановки (маршрутная гамма-съемка и радоноопасность территории)

31

3.4. НАКОПЛЕНИЕ РАДОНА В ВОЗДУХЕ ИЛИ

НА АКТИВИРОВАННОМ УГЛЕ

По способу накопления различают методы с накоплением радона:

в воздухе (объеме) внутри НК (около 70% опубликованных на-

учных работ посвящено этому методу);

на активированном угле, расположенном внутри НК (~ 30 %

опубликованных работ).

Метод с накоплением радона на активированном угле [36, 112114,

131149] используется в сочетании со следующими методами измере-

ния накопленной активности:

1.гаммаспектрометрический метод с использованием сцинтилля-

ционного, обычно NaI(Tl), или германиевого полупроводникового

детектора;

2.радиометрический метод: гаммаили бетарадиометр, альфа/бета

счетчик на основе жидкого сцинтиллятора.

Метод с накоплением радона в воздухе внутри НК, который часто

называют «методом накопительной камеры» (английские эквиваленты

названия данного метода: closed-can method; cantechnique; closed cham-

ber method; static chamber method; accumulation method), также использу-

ется в сочетании с известными методами измерения накопленной ак-

тивности скобках указан процент опубликованных научных работ,

где использован данный метод):

1.сцинтилляционный (~ 35 %) [18, 78, 113, 141, 150164];

2.полупроводниковый (также в сочетании с электростатическим

осаждением заряженных продуктов распада радона) (~ 15 %)[73,

165171];

3.ионизационный (ионизационные камеры, газоразрядные счетчики,

электретные детекторы) (~ 30 %) [41, 86, 115, 172188];

4.трековый (трековые твердотельные детекторы) (~ 20 %)[106, 182,

189202].

Методы измерения накопленной активностирадона иторона, в за-

висимости от принципаработыдетектора(с использованием источни-

ков питания, или без) подразделяют на (рис. 3.1):

1.активные методы;

2.пассивныеметоды.

Пассивными методами называют группу методов измерения объ-

емной активности радона и торона, в которых детектор накапливает ин-

формацию о радоне и тороне пассивным способом, т.е. без использова-

ния источников электроэнергии. Последующее считывание накоплен-

§

21

Традиционно прогноз землетрясений осуществляют на основе ин-

формации о почвенных газах, в том числе радиоактивного газа радона

[44, 46, 47, 54, 5052].

Известно, что в период повышения сейсмической активности ано-

мальныеизменения ОА почвенного радона могут проявляться на значи-

тельных расстояниях от эпицентра землетрясения (до нескольких тыс.

км.), в зависимости от его магнитуды [75].

С целью повышения чувствительности радонового метода прогноза

землетрясений, мониторингстараются производить на территориях с

наличием глубинных высокоактивных источников радона (породы с

высоким содержанием урана;зоны тектонических разломов в земной

коре [55]) для увеличения амплитуды аномальных всплесков.

Однако, в случае неоднородной геологической среды можно столк-

нуться с рядом существенных проблем. Сложность и многообразие осо-

бенностей геологических структур ведут к различиям в динамике при-

поверхностной концентрации почвенного радона. В итоге недостаточ-

ная изученность геологической структуры существенно затрудняет ин-

терпретацию результатов мониторинга и сравнение данных, получен-

ных в разных точках идля различных территорий. Интерпретацию ре-

зультатов затрудняет и влияниесостояния атмосферы, посколькувре-

менные вариации ОА радона, обусловленные только изменениями ме-

теорологических условий, могут достигать 10ти раз [65].

При проведении мониторинга на территориях с относительно од-

нородной геологической структурой эффект увеличения активности

почвенного радона при повышении сейсмической активности может

оказаться слабо значимым. Расчеты, проведенные в работе [39], показы-

вали, что, как бы сильно не увеличивалась скорость конвекции, актив-

ность почвенного радона не будет превышатьмаксимально возможного

значения (A

max

или

), которое для большинства осадочных пород со-

ставляет ~ 20 кБк/м

3

[49]. Принебольшом увеличении ОАрадона, по-

лезный сигнал может быть «затерян» в «шумовых» вариациях измеряе-

мой величины. В этом случае, величина ОА радона в почвенном воздухе

является слабым индикатором повышения сейсмической активности.

В 2003 г. было предложено использовать плотность потока радона

с поверхности земли в качестве прогностического параметра [39]. Были

произведенычисленные расчеты,результаты которыхподтверждают,

что величина ППРсильнеереагирует на изменение скорости конвекции,

чем величина ОА почвенногорадона. Выявлено, чтонаибольшие пре-

имущества величина ППР имеет именнодля однородных геологических

сред, что очень важно для обеспеченияхорошей сопоставимостиивос-

§

11

207

Pb. В Приложении А приведены таблицы с ядернофизическими ха-

рактеристикамирадионуклидов, входящих в эти семейства [1–7].

В одну из побочных ветвей (коэффициент ветвления2·10

−7

) семей-

ства урана входит также очень короткоживущий (T

1/2

=35 мс) радон

218

Rn. Все отмеченные изотопы радона испытывают альфараспад. Эти-

ми четырьмянуклидами исчерпываетсясписок природных изотопов ра-

дона.

Радиоактивностьэманации закономерна: ядра ихатомов перегру-

жены нуклонами, они содержат 86 протонов и 118–136 нейтронов. Со-

четание в атоме эманации неустойчивого ядра с замкнутой электронной

оболочкой во всех слоях представляет явление абсолютно исключи-

тельное в природе. В естественных условиях, кроме радиоактивных га-

зов радона, торона и актинона, наблюдаются другие радиоактивныега-

зы

37

Аг,

41

Аг и

85

Кг,появляющиеся в атмосфере вследствие воздействия

космических лучей высоких энергий на атомы аргона и криптона.

Искусственным путем получены другие изотопы радона. Нейтро-

нодефицитные изотопы с массовыми числами до 212 получают в реак-

циях глубокого расщепления ядер урана и тория высокоэнергичными

протонами. Эти изотопы нужны для получения и исследования искусст-

венного элемента астата.

Распространенность радона в природе.Подобно гелию, почти

весь радон рассеян в толщах земли и вод. Верхний слой земной коры до

глубины 1,6 км содержит по приблизительным подсчетам 115 т радона,

в атмосфере его намного меньше, около 4 кг [4–6]. Радон содержится в

недрах Земли, почве, водах океанов и рек, атмосфере, природных газах,

нефти, организме человека и животных. Практически отсутствует радон

только в воздухе и льдах Антарктики.

1.3. ФИЗИЧЕСКИЕ СВОЙСТВА ИЗОТОПОВ РАДОНА

Физические свойства радона. При нормальных условиях радон

бесцветный одноатомный газ, сравнительно легко сжижающийся в бес-

цветную фосфоресцирующую жидкость плотностью около 5 г/см

3

. Фи-

зические свойства радона приведены в табл. 1.1.

Радон тяжелее гелия в 55 раз и воздуха в 7,6 раза. Один литр это-

го газа весил бы почти10 г. Радон вдвое лучше ксенона и вчетверо

лучше криптона растворим в воде. Введя газ в сосуд, заполненный рав-

ными объемами воды и воздуха, можно обнаружить, что при комнатной

температуре четвертая часть радона окажется в воде, а три четверти в

воздухе;при С половина радона растворится в воде. Даже при 100°

С около 10% радона остается в воде. В присутствии электролитов рас-

Оцените статью
Анемометры
Добавить комментарий