Филов В.А. (ред.) Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества

Подождите немного. Документ загружается.

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 41

величиной является концентрация радионуклида, выражаемая

через его активность, приходящуюся на единицу массы объекта М.

Минимально детектируемая концентрация радионуклида МДК

определяется при этом выражением:

где M — масса, отобранная от изучаемого объекта для приготовления измеряе-

мой пробы, включая концентрирование, если оно проводится.

Последняя формула позволяет сделать ряд общих выводов.

1. В выражение для МДК входит коэффициент K

, значение

которого зависит от схемы распада. Следовательно, сравнивать

различные методы по МДК имеет смысл только для конкретного

радионуклида.

2. Произведение K

характеризует общую эффективность

регистрации г измерительной системой излучения, испускаемого

в заданном диапазоне энергий радионуклидом, содержащимся

в измеряемой пробе. При прочих равных условиях, чем больше

это произведение, тем меньше МДК. Однако следует заметить,

что величина МДК определяется произведением эффективности

на массу пробы, и МДК тем меньше, чем больше это произведение.

Учитывая этот факт, можно получить оптимальные условия изме-

рений, несколько уменьшив е, но увеличив при этом М.

3. Из формулы следует также, что МДК тем ниже, чем меньше

В и больше Т.

Рассмотрим каждый из упомянутых параметров в отдельности.

Время измерений. На первый взгляд кажется, что изменять

время экспозиции можно без ограничений. На самом деле для

сохранения стабильности рабочих параметров аппаратуры при

длительных экспозициях требуется принимать специальные меры.

Так, Liguori et al. для того, чтобы избежать потери энергетиче-

ского разрешения низкофонового спектрометра при длительности

одного измерения порядка 1000 ч, использовали специальную

схему цифровой стабилизации. Потеря информации в конце дли-

тельной экспозиции вследствие нестабильности или отключения

электросети или какой-нибудь иной ситуации крайне огорчи-

тельна. Поэтому, если аппаратура позволяет, следует разбивать

отдельное измерение на несколько интервалов с выводом информа-

ции в конце каждого из них. Это особенно полезно и удобно де-

лать, когда составной частью измерительного комплекса является

ЭВМ, так как результаты измерений в каждом временном интер-

вале могут быть перед суммированием проверены на отсутствие

искажений, уход порогов или положения пиков и т. д. и соответ-

ствующим образом скорректированы или отброшены. Это не

только экономит время, но в ряде случаев позволяет существенно

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 42

повысить качество измерений, в частности улучшить энергети-

ческое разрешение без каких-либо дополнительных затрат по ста-

билизации работы электроники.

Фон. Скорость счета фона во всех случаях желательно иметь

по возможности меньшей. В случае же измерений низкоактивных

проб возможно большее снижение фона становится одной из важ-

нейших задач. Для снижения фона детектор размещают в защите.

Защита бывает пассивная, активная и комбинированная. Пассив-

ную защиту представляют собой экраны из различных материалов.

Известно множество таких защит, отличающихся одна от другой

как используемыми материалами, так и их толщинами. Liguori

et al., например, использовали экран, состоящий из 1 мм слоя

кадмия для защиты от нейтронов, 10 см слоя обычного свинца,

10 см слоя низкоактивного свшша, 4 см слоя меди. Внутреннее

свободное пространство между детектором и экраном заполнено

плексигласом для вытеснения воздуха, что позволило сущест-

венно снизить составляющую фона, создаваемую радоном. Внутри

защиты размещен детектор Ge (Li) с чувствительным объемом

130 см

и энергетическим разрешением 2,0 кэВ на линии 1332 кэВ.

В фоне обычно идентифицируют все основные линии

Co и радионуклидов семейств

232

Th и

238

U. Ниже приведены

энергии этих линий, символы радионуклидов, которым они при-

надлежат, интенсивности I, символы радионуклидов — родона-

чальников соответствующих семейств и коэффициенты экрани-

рования, полученные с упомянутой выше защитой:

212 р

238,59 45

232

Th 330

214

351,99 36,7

238

U 2 700

208 Jl

583.14

30,96

232

630

214

Bi 609,31 46,9

238

3 600

228

911,2

232

6 600

231т Pa

1001,2

0,69

238 [J

214

1120,29

15,3

238

И ООО

1173,21 100 24

214

1238,11

6,05

2 000

?°Со

1332,47 100

— —

1460,75 10,5

—

16 000

212

1620,62

1,43

232

1 100

214

Bi 1764,5 16,1

238JJ

5 600

20SJ]

2614,47

36 S

1 800

По расчету коэффициент ослабления этой защитой у-излуче-

ния с энергией 1500 кэВ составил 10

. То, что реальное ослабле-

ние существенно меньше, объясняется присутствием заметных

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 43

количеств перечисленных радионуклидов в материалах, исполь-

зованных для изготовления защиты и детектора.

Дальнейшего снижения фона можно добиться, применяя спе-

циальным образом очищенные материалы. Например, подбирая

низкофоновые материалы для изготовления детектора из сверх-

чистого германия, удалось снизить вклад от него в общий фон

примерно в 7 раз (Zimmer, Wagner). Рекордный результат, до-

стигнутый с использованием только пассивной защиты, составил

на 1988 г. 1,7-Ю

-3

отсчета на 1 кэВ и 1 см

чувствительного объема

детектора за 1000 ч при энергиях ^-квантов около 2 МэВ (Jagam

et al.)• Д

ля

подавления космического фона спектрометр был

размещен в соляной шахте на глубине 305 м.

Для снижения фона, создаваемого космическим излучением,

часто используют активную защиту. При этом основной детектор

окружают несколькими вспомогательными детекторами или одним

таким детектором с колодцем. Основной и вспомогательный де-

текторы включают в схему антисовпадений. Применение пассив-

ной защиты из специально отобранных материалов, активной за-

щиты и детекторов, изготовленных из низкофоновых материалов,

позволяет получать весьма малый фон без размещения установок

глубоко под землей.

Эффективность регистрации излучения. По формуле на с. 41

МДК обратно пропорциональна эффективности регистрации де-

тектором интересующего нас излучения. Под эффективностью ре-

гистрации понимают отношение числа поддающихся регистра-

ции импульсов на выходе детектора к числу вызывающих их появ-

ление частиц или квантов, попавших на его рабочую поверхность,

или, говоря, короче, отношение числа зарегистрированных ча-

стиц (квантов) к числу их попаданий в детектор. Когда учитывают

все импульсы независимо от энергии, потерянной вызвавшей этот

импульс частицей в чувствительном объеме детектора, эффектив-

ность регистрации называют полной счетной эффективностью.

Если измерительная система выделяет какую-то область энергий

исследуемого излучения, то соответствующую эффективность

сопровождают пояснением, к чему именно она относится. Так,

при работе со спектрометрами ^-излучения чаще всего поль-

зуются эффективностью регистрации в пике полного поглощения.

Весьма часто для характеристики детектора применяют па-

раметр «относительная эффективность регистрации». Этим терми-

ном обозначают отношение эффективности регистрации двух де-

текторов. В случае детекторов фотонного излучения для сравне-

ния широко используют детектор NaI (Tl) диаметром и высотой

по 76,2 мм, эффективность которого принимают равной 100 %.

Вообще эффективность регистрации определяется типом детектора,

его физическими характеристиками и геометрическими разме-

рами.

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 44

За счет высокого энергетического разрешения полупроводни-

ковый у-детектор облегчает идентификацию отдельных радионукли-

дов в смесях, повышает селективность измерений их излучений

и одновременно в десятки раз снижает фон под пиком полного

поглощения по сравнению со сцинтилляционными детекторами.

Для сравнения укажем, что лучшие детекторы NaI (Tl) достаточно

больших размеров имеют энергетическое разрешение на линии

1332 кэВ

CO ОКОЛО 8 %, что соответствует 107 кэВ. Германие-

вый же детектор объемом 130 см

имеет энергетическое разреше-

ние около 2 кэВ, а относительную эффективность регистрации

25 %. Отношение ]/В/в в этом примере для последнего детектора

почти в 2 раза меньше, соответственно во столько же раз ниже

и МДК.

На практике важно знать значения эффективности регистра-

ции используемого детектора для различных значений энергий

фотонного излучения. Зависимость эффективности регистрации

от энергии называют кривой эффективности. Соответственно

различают кривые полной эффективности и эффективности ре-

гистрации в пике полного поглощения. Последнюю часто называют

просто кривой фотоэффективности, так как основная часть импуль-

сов в пике полного поглощения возникает за счет фотоэффекта.

Рассчитать кривую фотоэффективности достаточно сложно, по-

этому ее обычно находят эмпирически, используя стандартные

образцы. Особенно удобны для этой цели образцовые источники

у-излучеиия (ОСГИ), серийно выпускаемые в СССР. ОСГИ пред-

ставляют собой набор источников, близких к точечным, с радио-

нуклидами

Na,

Mn,

Co,

Zn,

113

Sn,

137

Cs,

130

Ce,

203

Hg,

241

Am.

Помимо эффективности регистрации детектора большую роль

в методиках измерений активности радионуклидов играет эффек-

тивность е регистрации их излучений измерительной установкой.

Как уже было отмечено, е = K

(см. с. 41). Величина е суще-

ственно зависит от геометрических условий измерений и физи-

ческих характеристик измеряемых материалов. Исследуемые пре-

параты размещают в чашках Петри, которые затем ставят на де-

тектор. Эта геометрия не оптимальна в случае измерений проб

больших объемов. Для улучшения геометрических условий изме-

рений предложен контейнер, окружающий детектор. Такого рода

контейнеры называют сосудами Маринелли.

Если в результате специальной подготовки получают для из-

мерений пробы малых объемов, наилучшие условия измерений

достигаются, когда детектор окружает измеряемый образец.

Для этой цели разработаны и выпускаются специальные детекторы

с колодцем. В тех случаях, когда не требуется достигать рекорд-

ных значений МДК, широко используют сцинтилляционные детек-

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 45

торы, чаще всего с кристаллами NaI (Tl), отличающиеся относи-

тельной дешевизной, высокой эффективностью регистрации детек-

тора в пике полного поглощения, не требующие охлаждения и

поэтому неприхотливые в эксплуатации.

В настоящее время разработан и продолжает разрабатываться

ряд новых твердотельных детекторов ионизирующих излучений,

например, на основе сцинтиллятора Bi

, так называемые

ВGO-детекторы; на основе BaF

, CsF, широко используют CsI (Tl).

Для регистрации фотонного излучения в области энергий 1,8—

60 кэВ наряду с германиевыми детекторами широко применяют

Si (Ы)-детекторы. Полезная информация об эффективности ре-

гистрации фотонного излучения этими детекторами содержится

в обзорной статье Rieppo.

Отметим следующее обстоятельство. При высоких эффектив-

ностях регистрации и близком расположении источников излуче-

ния к детектору повышается вероятность искажений интенсивно-

стей каскадных линий за счет эффектов совпадений. Для объем-

ных источников с большим самопоглощением такие эффекты учи-

тывать достаточно трудно. В этих случаях проще и точнее осу-

ществлять относительные измерения на стандартных образцах.

Стандартными образцами веществ и материалов для относительных

измерений активности радионуклидов являются специально при-

готовленные источники, эквивалентные по существенным физи-

ческим параметрам (плотности, геометрическим размерам и т. д.)

измеряемым пробам, но с установленными с высокой точностью

величинами активностей включенных в их состав радионуклидов.

Следует заметить, что переход на относительные измерения делает

определения более надежными и точными.

Завершая рассмотрение определений, основанных на измере-

ниях фотонного излучения, необходимо упомянуть, что для сни-

жения непрерывного фона, создаваемого собственным излучением

радионуклидов, содержащихся в пробах, полезно защитить детек-

тор слоем плексигласа толщиной 9—10 мм для предотвращения

регистрации жесткого [3-излучения, если такое присутствует.

Источниками жесткого р-излучения являются, например,

Sr +

106

Ru -f

106

Rh,

144

Ce +

144

Pr.

У многих радионуклидов распад ядер не сопровождается ис-

пусканием у-квантов или последние имеют весьма малую интен-

сивность. К ним из числа потенциально опасных радионуклидов

относят чистые Р-излучатели

C, а-излучатель

239

Pu и др.

Измерение активности этих радионуклидов осуществляют путем

детектирования заряженных частиц. Специфика таких измерений

определяется прежде всего малопроникающим излучением; р-

излучение характеризуется непрерывностью спектра. Основной

проблемой при этом становится поглощение излучения в источнике

и в различных материалах на пути к чувствительному объему

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 46

детектора. Эффективность же регистрации детектора, напротив,

очень высока и в большинстве случаев приближается к 100 %.

Тем не менее, многие из приведенных ранее рассуждений относи-

тельно проблем снижения МДК и путей их решения пригодны и

здесь. Формула для МДК при детектировании заряженных ча-

стиц практически совпадает с формулой на с. 41, только для

коэффициента K

следует слегка изменить формулировку, а именно:

— коэффициент, учитывающий для каждой точки пробы ве-

роятность того, что испущенная в ней частица дойдет до чувстви-

тельного объема детектора.

Приемы снижения фона идентичны уже рассмотренным.

Как и в случае фотонов, для регистрации электронов и ос-

частиц используют спектрометры энергии с детекторами различ-

ных типов, в том числе полупроводниковыми. Как и при фотон-

ном излучении, в спектрах излучения многих радионуклидов име-

ются пики (конверсионных электронов и/или а-частиц). Отличи-

тельной особенностью прохождения заряженных частиц через

вещество является происходящий при этом сброс энергии. Поэ-

тому для получения качественных спектров необходимо готовить

источники для измерений в виде очень тонких слоев, что умень-

шает M и, следовательно, увеличивает МДК- Стремление сделать

величину произведения K

M возможно большей привело к раз-

работке детекторов, в которых измеряемое вещество вводится

непосредственно в чувствительный объем. К ним относятся жидкост-

ные сцинтилляционные детекторы и счетчики внутреннего на-

полнения. При измерениях малых активностей путем детектиро-

вания заряженных частиц с помощью перечисленных выше и

других детекторов существенную роль играет процесс подготовки

проб. Последний зависит от того, какой именно радионуклид

является объектом исследования.

Измерение активности трития в низкоактивных

пробах. Тритий чистый Р-излучатель с очень мягким излучением: E

= 18,6 кэВ, Т\/

= 12,43 года. Естественное содержание трития в объектах

внешней среды чрезвычайно мало, примерно 1 атом на IO

атомов водорода.

Для удобства выражения результатов определения содержания трития в пробах

используют так называемую тритиевую единицу, сокращенно ТЕ (Tritium Unit,

TU). Тритиевая единица соответствует концентрации трития в водороде, рав-

ной IO

-18

, т. е. такой концентрации, при которой 1 атом трития пр иходится

на IO

^ атомов водорода. Национальное бюро стандартов США рекомендовало

вместо ТЕ использовать термин «тритиевое отношение», сокращенно ТО (Tritium

Ratio, TR). Коэффициенты переходов от ТЕ (ТО) к реальным концентрациям

и удельным активностям для воды определяются выражениями:

1 ТО = 1 ТЕ = 6,686^ 10

атомов трития кг

-1

= 3,193 пКи• кг

-1

= 0,1181 Бк-кг-1.

Концентрация трития в объектах внешней среды варьирует от десятых

долей ТЕ до десятков тысяч ТЕ вблизи источников соответствующих загряз-

нений,

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 47

Классическими способами измерений трития в низкоактивных пробах яв-

ляется счет с помощью счетчиков внутреннего наполнения и жидкостных сцин-

тилляционных счетчиков. Jouzel и Merlivat для измерений в счетчиках перево-

дили тритий в этан, который затем использовали в качестве рабочего газа. Объем

счетчика составлял 1,5 л. Счетчик внутреннего наполнения был окружен коль-

цом счетчиков, включенных на антисовпадения, и пассивной защитой. При этом

была достигнута МДК = 5 ТЕ при времени экспозиции 1400 мин.

Измерения сцинтилляционным методом проводили с жидким сцинтиллято-

ром, включающим ППО, ПОПОП, толуол и тритон X-100 в качестве гельобра-

зующего агента. При этом была достигнута МДК = 8 ТЕ. Достигнутый уровень

минимальной детектируемой концентрации с газоразрядным счетчиком несколько

ниже, но простота, связанная с отсутствием такой сложной операции, как пере-

вод радионуклида в газ, делает метод жидкостного сцинтилляционного счета

предпочтительным. Заметим, что из-за сверхнизкой скорости счета длительность

одного измерения составила сутки и дальнейшее ее увеличение неразумно. По-

этому с целыо дальнейшего понижения МДК проводят обогащение водорода

пробы тритием. Известны методы обогащения тритием путем электролиза, ди-

стилляции, термодиффузии, пропускания через мембраны, адсорбции и хрома-

тографии. В работе Jouzel и Merlivat за счет одной стадии обогащения проб

путем электролиза МДК снижена в 25 раз.

Измерение активности

lil

C в низкоактивных про-

бах. Углерод-14 — чистый (3-излучатель со сравнительно мягким излучением:

= 156,5 кэВ, T

— 5710 лет. Основным параметром, определяющим загряз-

нение объекта этим радионуклидом, как и в случае трития, является его кон-

центрация в элементе, выраженная в тех или других единицах активности, при-

ходящаяся на единицу массы.

Часто загрязнение характеризуют активностью, приходящейся на единицу

объема исследуемого объекта. НРБ допускают концентрацию

C в атмосферном

воздухе 1,2- IO"

Ки/л. Естественное содержание

C в воздухе составляет

1,35-IO

-15

Ки/л, что соответствует концентрации

C в углероде воздуха 2,25 X

X IO"

Ки/г = 8,33- Ю-

Бк/г.

При измерениях содержания

C в воздухе, обычно поглощают тем или

иным способом диоксид углерода и осаждают углерод в виде карбонатов, которые

затем измеряют либо методом жидкостного сцинтилляционного счета (ЖСС),

либо методом счета толстых слоев (СТС). Для достижения меньших значений

МДК широко используют также перевод углерода из пробы в бензол, метан,

ацетилен и другие соединения. Измерения активности при этом проводят методом

ЖСС или внутреннего газового счета (BFC) с помощью газоразрядных счетчиков

внутреннего наполнения. Tschurlovits и PEeiffer сравнили эти методы между

собой по МДК с точки зрения осуществления мониторинга

C. В качестве стан-

дартного времени экспозиции при сравнении методов выбрано T = 200 мин,

а расчеты МДК проведены при доверительном уровне P = 0,95. Некоторые

из представленных авторами данных приведены ниже:

Измеряемое соединение BaCO

BaCO

CaCO

Мето-

кси-

этиламин

Бен-

зол

Ме-

тан

Метод измерения

ЖСС CTC

ЖСС CTC ЖСС

ЖСС ВГС

Эффективность регистрации

35 1,8 40

0,6

е, %

Фон, отсч./миЛ

7 20

1,2

20 25

МДК, фКи/л

0,8 32

0,37 22 0,43

0,22

0,13

МДК, мкБк/л

30 1200 14

800 16

8,27

4,8

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 48

Как следует из приведенных данных наименьший уровень измеряемой кон-

центрации

lll

C имеет метод ВГС, позволяющий с достаточной точностью опре-

делять небольшие изменения содержания

C по сравнению с естественным.

Немногим по МДК проигрывает метод ЖСС. Метод CTC вполне достаточен для

контроля вблизи допустимого уровня концентраций

C и несоизмеримо проще

первых двух.

Измерение а к т и в н о с т и

230

Pu в н и з к о а к т и в н ы х про-

бах. Для

238

Pu Т

1/2

= 24 113 лет. В этом случае активности в 1 Бк соответ-

ствует 1,1'IO

атомов, общая масса которых равна 433 иг. Распад

23u

Pu проис-

ходит путем испускания а-частиц в основном с энергиями 5155,4 кэВ (73,3 %),

5142,9 кэВ (15,1 %), 5104,6 кэВ (11,5%). Сопровождающее распад Y-излучен не

имеет интенсивность отдельных линий в спектре на уровне 10~

% и ниже.

Суммарная интенсивность Х-излучения образующегося U составляет 4,6%.

Активность

239

Pu измеряют по а-излучению, Х-излученшо, а также рядом

других способов. Peuser et al. провели сравнение некоторых методов: а-спектро-

метрического, задержанных нейтронов, треков осколков деления, лазерной

спектроскопии. Был использован спектрометр с поверхностно-барьерными де-

текторами. Фон в энергетическом диапазоне 2—10 МэВ составил 25 отсчетов

в день. Энергетическое разрешение для тонких источников равнялось 25 кэВ.

Фон под пиком 5,155 МэВ составил 0,25 отсчета за 1000 мин. е= 20%. При

этих условиях и доверительной вероятности 99,7 % МДА имеет значение 10 фКи

(~4-10

атомов). Преимуществом метода является то, что он позволяет опреде-

лять

239

Pu в смеси радионуклидов, недостатком — малый объем пробы (меньше

IO"

г/см

), что приводит к большой продолжительности измерений.

Метод задержанных нейтронов основан на счете нейтронов, испускаемых

короткоживущими продуктами после деления

238

Pu, вызванного тепловыми ней-

тронами. После получения импульсной дозы 5' IO

нейтр./см

проба транспор-

тировалась пневматической системой в наполненный

He счетчик. Эффективность

регистрации счетчика равнялась 25 %. Время, затрачиваемое на транспорти-

ровку, считая от конца облучения до начала счета, составляло 300 мс. При этом

было получено МДА = 10 пКи (~4-10

атомов). Преимущество этого метода

заключается в простоте, быстроте и возможности использовать большие источ-

ники (М до 10 г).

Метод осколочных треков основан на регистрации повреждений пластиковых

пленок осколками деления. Химическим травлением эти повреждения переводят,

в дырки, которые затем и считают. При облучении пробы с пленкой дозой теп-

ловых нейтронов 8-10

нейтр./см

получено значение МДА = 4 фКи (~1,6х

XlO

атомов). Быстрота и высокая чувствительность являются достоинствами

данного метода, К тому же толщина слоев препарата в пробе в данном случав

более чем в 20 раз больше, нежели при а-спектрометрии.

Очень интересен метод лазерной спектроскопии. Этот метод основан на

измерении интенсивности флуоресценции ионов плутония после резонансного

возбуждения лазером. Метод отличается быстротой, имеет рекордное значение

МДА (меньше IO

атомов Pu в образце) и, возможно, найдет широкое приме-

нение.

Способ измерения активности

239

Pu в образце по Х-нзлученшо U проиллю-

стрируем на примере мониторинга содержания

239

Pu в легких людей, входящих

в критическую группу. Leake et al. описали применение для этой цели много-

проволочного пропорционального счетчика с дискриминацией фона по форме

импульса. Наиболее интенсивные линии спектра Х-излучения U, сопровожда-

ющего распад

230

Pu, имеют следующие энергии и интенсивности: 13,6 кэВ

(1,61 %); 17,08 кэВ (2,37%); 20,46 кэВ (0,47%).

Главной проблемой, связанной с этим мониторингом, является невозмож-

ность иметь очень длительные экспозиции, так как измеряемым объектом в дан-

ном случае является живой человек. С целью увеличения скорости счета площадь

детектора делают большой. Для увеличения эффективности регистрации детек-

тора основной компонентой рабочего газа выбирают Xe, Для уменьшения но-

МЕТОДЫ ИЗМЕРЕНИЙ АКТИВНОСТИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗОТОПОВ 49

глош.ения излучения во входном окне его изготовляют из легкого материала и

достаточно тонким. Счетчик работает в пропорциональной области с довольно

хорошим энергетическим разрешением. При давлении Xe в I атм скорость счета

фона в энергетическом диапазоне 10—25 кэВ порядка 0,1 отсчета в 1 мин на 1 см

чувствительного объема. Введение пассивной защиты позволяет сократить его

в 5 раз. Использование активной защиты, как уже обсуждалось ранее, дает воз-

можность существенно сократить составляющую фона, возникающую за счет

космического излучения.

В заключение укажем на определение содержания

23s

Pu и

237

Np в легких и печени людей, имевших профессиональный кон-

такт с актинидами (Efur et al.). Для этих целей был использо-

ван масс-спектрометр. Исследуемые образцы отбирали при вскры-

тиях, высушивали, озоляли, растворяли и хранили в виде раство-

ров в кислоте. Выходы при разделении и концентрировании опре-

деляли методом добавок

242

Pu для Pu и

236

Np для Np. Пределы

обнаружения составили 5-IO

атомов для

239

Pu и 2-IO

атомов

для

237

No.

Радиационная безопасность. Величины, единицы, методы и приборы. М.

1947.

Efurd D. W. et «///Health Phys. 1986. Vol. 51, № 5. P. 665—6G6.

Fry F. A., O'Riordan M. С.IlNuclear Instruments a. Methods in Phys. Res.

1984. Vol. 223. P. 540—543.

Jagam P. et al.lI Ibid. 1988. Vol. A 267. P. 486—491.

Jouzel J., Merlivat L.llJAEA — SM — 252/54. P. 325—334.

Liguori C. et a/.//Nuclear Instruments a. Methods in Phys. Res. 1983. Vol. 204.

P. 585—596.

Leake J. W, et al.llIbid. 1988, Vol. 269. P. 305—311.

Peuser P. et al.llJAEA—SM—252/40.

Rieppo R.llAppl. Rad. Isot. 1987. Vol. A 38, № 1. P. 1—5.

Tschurlovits M., Pfeiffer K. J.//Atomkernenergie — Kerntechnick. 1982.

Bd. 40. Lfg. 4. S. 267—269.

Zimmer W. H., Wagner S. E.//Nuclear Instruments a, Methods in Phys, Res,

1984. Vol. 223, P. 412—415,

РАДИОАКТИВНЫЕ ИЗОТОПЫ I ГРУППЫ

ПЕРИОДИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ

ВОДОРОД

Характеристика изотопов. Природные изотопы H—

H (про-

тий) и

H (дейтерий Д). См. также [7, с. 15]. Искусственно полу-

чен

H, или тритий (T). T — бесцветный газ; мягкий (З-излуча-

тель. Ядро T состоит из одного протона и двух нейтронов. Мак-

симальный пробег (З-частиц T в воздухе 0,7 мг/см

. Средний про-

бег р-частиц в ткани 1 мкм, средняя плотность ионизации в воз-

духе 1900 пар ионов. Одна р-частица в воздухе образует 162 пары

ионов. Соединяясь с кислородом воздуха, T образует оксиды НТО

и T

O. Ядерно-физические свойства изотопов В. приведены в при-

ложении.

Содержание в природе. T образуется в верхних слоях атмос-

феры в результате следующих реакций: взаимодействия нейтронов

вторичного космического излучения с ядрами атомов азота

^N + по -*•

IC + iH; расщепления ядер различных элементов

космическими лучами большой энергии; термоядерных реакций,

осуществляемых при взрывах водородных бомб. Взрывы приводят

к увеличению концентрации 'Г в дождевой воде в 10—100 раз.

В водах океанов содержится около 800 г Т, в континентальных

водах — 9 г, в атмосфере — 18 г.

Годовая продукция космогенного T (5,55—11,1)-10

МБк,

общее количество T на планете (92,5 — 185,0)-10

МБк. При

этом 65 % T содержится в океане, 27 % в водоемах континентов

и литосфере, 8 % в атмосфере. Средний естественный уровень T

в поверхностном слое воды океанов 0,74- Ю

-5

Бк/г. Концентрация T

в подпочвенных водах значительно меньше, чем в морской воде

и осадках.

В период испытательных термоядерных взрывов в 1952—

1962 гг. в атмосферу поступило 182-IO

МБк Т. Доза облучения

населения от излучения T составляет от 0,04 до 1 Мбэр/год.

Получение. В промышленных условиях T получают облуче-

нием лития тепловыми нейтронами по реакции |Li + «о = ?Т +

+ гНе. В реакторах облучают чаще соль лития — фторид лития

или сплавы лития с магнием, из которых легко выделяется Т.

Применение. T применяют в военной технике; является одним

из компонентов водородной бомбы. Используют для ионизации

воздуха в промышленных установках; для снятия электростати-

ческих зарядов; для измерения толщины поверхностных пленок;

для непрерывного контроля за содержанием серы в керосине и

нефти. См. также [7, с. 16].

Поступление, распределение и выведение из организма. В на-

блюдениях на добровольцах установлено, что 98—99 % вдыхае-