Меню

Измерение объемной активности трития



РАЗДЕЛ 13
СВОЙСТВА,РАДИОБИОЛОГИЧЕСКОЕ ВОЗДЕЙСТВИЕ И МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ НЕКОТОРЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

Авторы-составители: к.х.н., доц. В.Ф. Теплых,
к.х.н., с.н.с. М.А. Афонин

Обозначения и сокращения, принятые в таблицах

ДОА — допустимая объемная активность

КП — коэффициент переноса

МЗА — суммарная минимально значимая активность

МЗУА — минимально значимая удельная активность

ПГП — предел годового поступления

ПДУА — предельно допустимая удельная активность

УВ — уровень вмешательства

e — дозовый коэффициент

13.1. Тритий

13.1.1. Образование трития в окружающей среде, распределение в организме человека, радиационное воздействие на человека и животных

Е β макс, МэВ

Е β ср, МэВ

Полн. Ерасп
на 1 Бк, МэВ

5,68 · 10 –3

5,68 · 10 –3

Тритий накапливается в твэлах при работе реактора в результате тройного деления 235 U и 239 Pu нейтронами. Часть трития диффундирует через оболочки твэлов и выбрасывается в атмосферу, но большая часть уходит вместе с жидкими выбросами. Типичный реактор PWR в виде жидкости выбрасывает 1,5 · 10 13 Бк/[ГВт (эл.)] трития в год, тогда как с газообразными выбросами уходит 1,67 · 10 12 Бк/[ГВт (эл.)] трития [57]. При этом примерно 90 % трития остается в твэлах, высвобождается только при их переработке и в виде тритированной воды переходит в раствор азотной кислоты. После удаления азотной кислоты оставшиеся жидкие отходы концентрируются путем выпаривания. На заводах по переработке топлива длительное хранение трития осуществляется в специальных баках. Большое количество трития образовалось в атмосфере при взрывах водородных бомб. В период испытаний термоядерного оружия в 1959–1962 гг. в атмосферу поступило 1,82 · 10 20 Бк трития. После очередных взрывов водородных бомб концентрация трития в дождевой воде возрастала в 10–100 раз [1].

Тритий непрерывно образуется в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия нейтронов вторичного космического излучения с ядрами атомов азота по реакции

а также при расщеплении ядер различных элементов космическими лучами высокой энергии. Равновесное количество космогенного трития составляет 1,85 · 10 18 Бк.

Наблюдениями установлено, что при вдыхании человеком паров тритиевой воды (НТО) 98–99 % ее активности всасывается через дыхательные пути, а выдыхается с воздухом всего 1–2 % активности. Пары НТО и газообразный тритий легко проникают через кожу. Скорость всасывания тритиевой воды через кожу из загрязненной атмосферы приблизительно равна скорости всасывания через легкие [1].

Тритиевая вода может попасть в организм человека и через желудочно-кишечный тракт (ЖКТ). После заглатывания основная масса НТО всасывается в тонком кишечнике. У человека в течение 22–25 мин всасывается до 1 л НТО. При этом в венозной крови тритий обнаруживается через 2–9 мин. Пик активности в сыворотке крови и моче наблюдается через 20 мин после заглатывания. Всасывание НТО заканчивается через 40–45 мин, и в последующие 2,5 ч содержание НТО в сыворотке крови сохраняется на постоянном уровне [3]. Для НТО биологический период полувыведения (Тб) из организма человека составляет в среднем 10 сут. С увеличением возраста человека скорость выведения тритиевой воды из организма возрастает. Органы дыхания являются важным путем выведения НТО из организма: при внутривенном (в/в) введении тритиевой воды максимальная концентрация его в водяных парах выдыхаемого воздуха обнаруживается через 9 мин. При этом активность трития в водяных парах выдыхаемого воздуха составляет приблизительно 94 % количества активности в плазме и моче.

Независимо от пути поступления газообразного трития он равномерно распределяется по органам и тканям человека. Повреждение рогового слоя кожи резко увеличивает скорость всасывания. Из кожи тритий выводится с Тб, равным 2 ч (95 %) и 12 сут. (5 %). Установлено, что поступивший в организм человека тритий находится в виде двух различных соединений — свободной тритиевой воды и органически связанного трития [4]. Эффективный период полувыведения трития из свободной воды организма составляет 9,7 сут. Органически связанный тритий выделяется из организма с двумя периодами полувыведения: Т 1 = 30 сут. и Т 2 = 450 сут. [5]. Газообразный тритий в жидкостях тела человека растворяется незначительно и быстро выводится из организма, вследствие этого опасность внутреннего облучения газообразным тритием примерно в 1000 раз меньше, чем тритиевой водой [3].

Клиническая картина поражения различных животных большими дозами трития однотипна. После начального периода возбуждения у животных наблюдается слабость, адинамия, вялость, снижается пищевая возбудимость. Уменьшается масса тела.

Воздействие одноразовых доз трития 5,5 · 10 8 Бк/г приводит к острой лучевой болезни: развивается серозно-геморрагический ринит, блефарит, энтероколит. На 5–7-е сутки проявляется геморрагический синдром. Удлиняется время свертывания крови, повышается проницаемость кожных сосудов, появляется кровь в кале и моче. Возникают единичные и множественные кровоизлияния в коже, слизистых оболочках, внутренних органах. Снижается содержание лейкоцитов, эритроцитов, тромбоцитов и ретикулоцитов. Наблюдаются качественные изменения клеток крови: токсическая зернистость нейтрофилов, гиперсементоз ядер, вакуолизация протоплазмы лимфоцитов, повышенный цитолиз. В острой стадии радиационного поражения отмечается резкое угнетение костномозгового кроветворения.

Поражение тритиевой водой в острой стадии сопровождается дистрофическими изменениями клеточных элементов внутренних органов. Нарушаются функции печени, наблюдаются изменения в углеводном и жировом обмене, отмечается раннее торможение диуреза. В моче появляются желчные пигменты, следы белка, кристаллы билирубина. Происходят выраженные изменения в антиинфекционной резистентности, в развитии аутоаллергических процессов, наблюдается нарушение бактерицидной способности кожи [6, 7]. В литературе описан случай одноразового поступления большого количества тритиевой воды в организм человека (

Читайте также:  Параллельные контроль измерение параметров состояния тоу

3,5 · 10 11 Бк) [8]. Отмечается, что пострадавший ощущал общую слабость, быструю утомляемость, апатию и боли в полости рта при жевании. Наблюдались изменения в крови: СОЭ составила 50 мм/ч; свертываемость крови по Мас-Магро — 28 мин; кровоточивость по Дуке — около 30 мин; наблюдалось опустошение костного мозга. В моче было обнаружено 1,66 · 10 11 Бк/мл НТО. Доза внутреннего облучения пострадавшего за все время составила 12 Зв. Примерно 75 % всей дозы облучения сформировалось в течение первых двух недель после поступления трития в организм. Для данного случая характерными являются отсутствие первичной реакции и большая выраженность геморрагического синдрома. Причины этого синдрома — тотальное угнетение тормбоцитопоэза и резкие изменения в сосудистой стенке вследствие включения трития во все структурные элементы органов и тканей.

Шестимесячное введение с питьевой водой малых количеств НТО (180–370 Бк/г) в организм животных приводит к хронической форме поражения, которое выражается некоторыми нарушениями органов кроветворения. Большие количества тритиевой воды 2,7 · 10 5 –1,08 · 10 6 Бк/мл приводят к снижению продолжительности жизни животных. Исследования показали, что при хроническом поступлении НТО в организм большая доля радионуклида внедряется в структурные элементы органов по сравнению с содержанием его в водной фазе.

13.1.2. Методы определения и допустимые концентрации трития в воздухе рабочих помещений и в окружающей среде

Определение трития в объектах внешней среды основано на выделении водной фазы почвы, растительности, молока и биосубстратов. Водную фазу, обогащенную тритием, очищают от продуктов деления вакуумной перегонкой с марганцевокислым калием. Определение содержания оксидов трития в пробе осуществляют на жидкостном сцинтилляционном счетчике. Чувствительность метода — 1,85 · 10 2 Бк/л; погрешность измерения — ± 10 % [9]. Используют готовые составы сцинтилляционных жидкостей типа ЖС-7 (диоксан — 90 %, нафталин — 10 % и РРО — 5 г/л) или типа ЖС-8 (диоксан — 85 %, a -метилнафталин — 15 % и БРО — 5 г/л), в которые добавляют исследуемую тритиевую воду.

В настоящее время разработаны системы сцинтилляционных счетчиков с жидкими люминофорами по типу антисовпадений с защитой от фона космического излучения и рассеянных радионуклидов.

В целях уменьшения фона используются специальные сосуды из особо чистых материалов: тефлона, эпоксидной смолы, меди. В работе [34] сообщается, что при измерении трития счетчиком с окном, обладающим 25%-й эффективностью, показания фона были ниже обычного уровня и составили 0,4 регистраций в минуту. Для контроля содержания трития в атмосфере и газах применяют также ионизационные камеры с газовой стенкой [35].

В соответствии с санитарными нормами НРБ-99 [2], допустимая концентрация трития в воздухе рабочих помещений для персонала имеет наименьшее значение, равное 4,4 · 10 5 Бк/м 3 , когда он присутствует в виде паров тритиевой воды (табл. 13.1), что обусловлено высоким процентом (98–99 %) его усвоения через органы дыхания и кожные покровы. Для населения допустимая концентрация трития в воздухе составляет 1,9 · 10 3 Бк/м 3 , а в воде и пище ограничена верхним уровнем 7,7 · 10 3 Бк/кг (табл. 13.2).

ДОА, ПГП и e в воздухе рабочих помещений
в зависимости от химических соединений и ядерно-физических свойств радионуклида трития,
МЗУА и МЗА этого нуклида на рабочем месте [2]

Радионуклид

Тип химического соединения

, Зв/Бк

, Бк/г.

, Бк/м 3

МЗУА, Бк/г

12,3 лет Пары тритиевой воды

1,8 · 10 –11

1,1 · 10 9

4,4 · 10 5

1 · 10 9 Газообразный тритий

1,8 · 10 –15

1,1 · 10 13

4,4 · 10 9 Тритиевый метан

1,8 · 10 –13

1,1 · 10 11

4,4 · 10 7

ДОА в воздухе, e , ПГП радионуклида трития с воздухом, водой и пищей
и УВ при его поступлении с водой для населения [2]

Источник

Измерение объемной активности трития

2.6.1. Ионизирующее излучение, радиационная безопасность

ТРИТИЙ И ЕГО СОЕДИНЕНИЯ.
КОНТРОЛЬ ВЕЛИЧИНЫ ИНДИВИДУАЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ ДОЗЫ
ВНУТРЕННЕГО ОБЛУЧЕНИЯ ПРИ ПОСТУПЛЕНИИ В ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

Дата введения — с момента утверждения

Методические указания МУ 2.6.1.15-02 «Тритий и его соединения. Контроль величины индивидуальной эффективной дозы внутреннего облучения при поступлении в организм человека» разработаны творческим коллективом под эгидой Методического совета Департамента безопасности и чрезвычайных ситуаций Министерства Российской Федерации по атомной энергии.

1. Сведения о разработчиках:

Руководитель работы: д.т.н., с.н.с. Л.Ф.Беловодский — Российский Федеральный ядерный центр — Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики.

Исполнители работы: д.т.н., с.н.с. Л.Ф.Беловодский, к.т.н., с.н.с. В.К.Гаевой, Г.Ф.Ходалев — Российский Федеральный ядерный центр — Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики; к.т.н., с.н.с. О.А.Кочетков — ГНЦ Институт биофизики.

Читайте также:  Весы для измерения посылок

2. УТВЕРЖДЕНЫ И ВВЕДЕНЫ В ДЕЙСТВИЕ Федеральным управлением медико-биологических и экстремальных проблем (Федеральное Управление «Медбиоэкстрем») при Минздраве России 16 апреля 2002 г. и Министерством Российской Федерации по атомной энергии 18 июня 2002 г.

4. ВВЕДЕНЫ ВПЕРВЫЕ.

1. Область применения

1. Область применения

1.1. Методические указания (МУ) распространяются на проблему контроля доз внутреннего облучения персонала при поступлении трития и его соединений.

1.2. Методические указания по контролю величины индивидуальной эффективной дозы внутреннего облучения при поступлении трития и его соединений определяют:

— порядок проведения индивидуального дозиметрического контроля (ИДК) внутреннего облучения персонала;

— требования к методикам выполнения измерений содержания трития в организме;

— порядок определения поступления трития в организм и расчет годовой эффективной дозы внутреннего облучения.

1.3. Методические указания предназначены для применения на предприятиях и в организациях Министерства Российской Федерации по атомной энергии и учреждениях (организациях) Федерального управления «Медбиоэкстрем».

2. Нормативные ссылки

В настоящих Методических указаниях использованы основные положения следующих руководящих документов:

ГОСТ Р 1.5-92*. Государственная система стандартизации РФ. Общие требования к построению, изложению, оформлению и содержанию стандартов.
______________
* На территории Российской Федерации действует ГОСТ Р 1.5-2004. — Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ Р 8.563-96. Государственная система обеспечения единства измерений. Методики выполнения измерений.

ГОСТ 15484-81*. Излучения ионизирующие и их измерения. Термины и определения.
______________
* На территории Российской Федерации действуют РМГ 78-2005. — Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ 8.417-81*. ГСИ. Единицы физических величин.
______________
* На территории Российской Федерации действует ГОСТ 8.417-2002. — Примечание изготовителя базы данных.

ГОСТ Р 8.565-96. ГСИ. Метрологическое обеспечение эксплуатации атомных станций. Основные положения.

ГОСТ 4.59-79. СПКП. Средства измерений ионизирующих излучений. Номенклатура показателей.

ГОСТ 12.1.005-88. ССБТ. Общие санитарно-гигиенические требования к воздуху рабочей зоны.

ГОСТ 12.1.016-79. ССБТ. Воздух рабочей зоны. Требования к методикам измерения концентраций вредных веществ.

ГОСТ 8.207-76. ГСИ. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. Основные положения.

ГОСТ Р 51000.1-95. ГСС. Система аккредитации в Российской Федерации.

ГОСТ Р 22.0.05.94. БЧС. Техногенные чрезвычайные ситуации. Термины и определения.

ГОСТ 27451-87. Средства измерений ионизирующих излучений. Общие технические условия.

СП 2.6.1.758-99. Нормы радиационной безопасности — НРБ-99.

СП 2.6.1.799-99. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности — ОСПОРБ-99.

МИ 2453-2000. Методики радиационного контроля. Общие требования.

МИ 2336-95. Характеристики погрешности результатов количественного химического анализа. Алгоритмы оценивания.

МИ 3277-96. Разработка и аттестация методик выполнения измерений.

МИ 2334-95. Смеси аттестованные. Порядок разработки, аттестации и применения.

МИ 1967-89. ГСИ. Выбор методов и средств измерений при разработке методик выполнения измерений. Общие положения.

МИ 1832-88. ГСИ. Сличение групп средств поверки одинакового уровня точности. Основные правила.

МУ 2.6.1.016-2000. Определение индивидуальных эффективных и эквивалентных доз и организация контроля профессионального облучения в контролируемых условиях обращения с источниками излучения. Общие требования. Методические указания. Федеральное управление «Медбиоэкстрем», Минатом России, Минздрав России. М., 2001.

МУ 2.6.1.026-2000*. Дозиметрический контроль профессионального внутреннего облучения. Общие требования. Методические указания. Федеральное управление «Медбиоэкстрем», Минатом России, Минздрав России. М., 2001.
_______________
* Вероятно ошибка оригинала. Следует читать МУ 2.6.1.26-2000. Здесь и далее. — Примечание изготовителя базы данных.

МУК 4.4.009-94. Относительные измерения. Радиометрия. Требования к методикам выполнения измерений активности (удельной активности) образцов проб биологических объектов, объектов внешней среды и пищевых продуктов. Методические указания. ФУМБЭП при Минздравмедпроме России. М., 1994.

3. Термины и определения

Применительно к настоящим Методическим указаниям приняты следующие, взятые из НРБ-99, термины и определения:

3.1. Доза поглощенная ( ) — величина энергии ионизирующего излучения, переданная веществу:

где — средняя энергия, переданная ионизирующим излучением веществу, находящемуся в элементарном объеме, a — масса вещества в этом объеме.

Энергия может быть усреднена по любому определенному объему, и в этом случае средняя доза будет равна полной энергии, переданной объему, деленной на массу этого объема. В единицах СИ поглощенная доза измеряется в джоулях, деленных на килограмм (Дж·кг ), и имеет специальное название — грей (Гр). Использовавшаяся ранее внесистемная единица рад равна 0,01 Гр.

3.2. Доза эффективная ( ) — величина, используемая как мера риска возникновения отдаленных последствий облучения всего тела человека и отдельных его органов и тканей с учетом их радиочувствительности. Она представляет сумму произведений эквивалентной дозы в органах и тканях на соответствующие взвешивающие коэффициенты:

где — эквивалентная доза в органе или ткани , a — взвешивающий коэффициент для органа или ткани .

Единица эффективной дозы — зиверт (Зв).

3.3. Доза эффективная (эквивалентная) годовая — сумма эффективной (эквивалентной) дозы внешнего облучения, полученной за календарный год, и ожидаемой эффективной (эквивалентной) дозы внутреннего облучения, обусловленной поступлением в организм радионуклидов за этот же год.

Единица годовой эффективной дозы — зиверт (Зв).

3.4. Источник излучения техногенный — источник ионизирующего излучения специально созданный для его полезного применения или являющийся побочным продуктом этой деятельности.

Читайте также:  Как измерить уровнем завалена ли стойка

3.5. Класс соединений при ингаляции — класс, к которому относятся химические соединения радионуклидов при их ингаляции в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь за счет процессов химического растворения. Распределение химических элементов по классам при ингаляции приведено в приложении П-3 НРБ-99.

3.6. Облучение — воздействие на людей ионизирующего излучения.

3.7. Облучение профессиональное — облучение персонала в процессе его работы с техногенными источниками ионизирующего излучения.

3.8. Персонал — лица, работающие с техногенными источниками ионизирующих излучений (Группа А) или находящиеся по условиям работы в сфере их воздействия (Группа Б).

3.9. Предел годового поступления ( ) — допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

3.10. Предел дозы ( ) — величина годовой эффективной или эквивалентной дозы техногенного облучения, которая не должна превышаться в условиях нормальной работы. Соблюдение предела годовой дозы предотвращает возникновение детерминированных эффектов, а вероятность стохастических эффектов сохраняется при этом на приемлемом уровне.

3.11. Уровень вмешательства ( ) — уровень радиационного фактора, при превышении которого следует проводить определенные защитные мероприятия.

3.12. Уровень контрольный — значение контролируемой величины дозы, мощности дозы, радиоактивного загрязнения и т.д., устанавливаемое для оперативного радиационного контроля с целью закрепления достигнутого уровня радиационной безопасности, обеспечения дальнейшего снижения облучения персонала и населения, радиоактивного загрязнения окружающей среды.

4. Общие положения

4.1. Радиационная безопасность является системой мер для обеспечения безопасности источника излучения и защиты настоящего и будущего поколения людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующих излучений.

При этом охрана здоровья людей от вредных воздействий ионизирующего излучения обеспечивается путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности источников ионизирующих излучений в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

4.2. Радиационная безопасность включает:

процедуры и устройства для удержания доз облучения и ущерба от возникновения неблагоприятных последствий ниже установленных пределов на таких возможно низких уровнях, которые реально достижимы;

средства достижения защиты людей от воздействия ионизирующих излучений и обеспечения их безопасности;

процедуры и устройства для предотвращения аварий и для смягчения последствий аварий в случае их возникновения.

4.3. В нормах радиационной безопасности НРБ-99 проведено четкое разграничение методов обеспечения радиационной безопасности персонала и населения при осуществлении практической деятельности (эксплуатации источника ионизирующего излучения) в нормальных условиях и в случае радиационной аварии. В нормальных условиях безопасность работников обеспечивается путем управления источником ионизирующего излучения (ИИИ). При этом величина годовой эффективной дозы облучения персонала, обусловленная практической деятельностью, является показателем управляемости и безопасности источника.

4.4. Индивидуальный дозиметрический контроль персонала является одной из мер контроля за безопасностью состояния источника. Превышение установленного дозового предела следует рассматривать как показатель ослабления контроля над источником, ухудшение параметров его безопасности. Проведение мероприятий для ограничения величин индивидуальной годовой дозы облучения персонала является мерой обеспечения условий безопасности эксплуатации источника.

4.5. Для целей оперативного контроля за состоянием источника облучения персонала предприятия по согласованию с Регулирующим органом устанавливаются контрольные уровни. Их значения должны учитывать достигнутый уровень радиационной безопасности и регламентировать условия, которые обеспечивают приемлемую безопасность источника.

4.6. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для исследования причин этого превышения и вмешательства в процесс эксплуатации техногенного ИИИ путем проведения мероприятий для обеспечения более безопасной эксплуатации источника, и, как следствие, уменьшение величины индивидуальной годовой дозы облучения персонала.

4.7. Целью контроля внутреннего облучения персонала является консервативная оценка величины индивидуальной годовой эффективной дозы внутреннего облучения персонала.

4.8. Результаты контроля внутреннего облучения персонала применяются:

для демонстрации того, что облучение работника не превышает уровня, установленного НРБ-99;

для оптимизации радиационной защиты, а именно:

— для выявления источников и путей поступления радионуклидов (соединений трития) в организм в нормальных условиях, при инцидентах и авариях;

— для подготовки необходимых данных для управления источниками прогнозирования доз внутреннего облучения при отдельных технологических операциях;

для подтверждения данных контроля радиационной обстановки на рабочих местах стационарными средствами контроля.

4.9. Характеристикой воздействия источника внутреннего облучения на работника является величина активности соединений трития, поступивших в течение года в организм человека с воздухом рабочих помещений через органы дыхания и через кожу тела — пары тритированной воды, НТО. Величина этого поступления определяет величину годовой эффективности дозы внутреннего облучения, :

где: — суммарная эффективная доза от поступления соединений трития в организм, Зв; — величина активности -гo соединения трития, поступившего в организм человека в течение года, Бк/год; — дозовый коэффициент для -гo соединения трития.

Значение пределов годового поступления, допустимой объемной активности воздуха и дозового коэффициента приведены в Приложении 1 НРБ-99 (таблица 1).

Таблица 1. Основные характеристики соединений трития.

Вид соединений трития

Дозовый коэффициент, ,
Зв/Бк

Предел годового поступления
,
Бк в год

Допустимая объемная активность ,
Бк/м

Оксид трития НТО, ДТО, Т О пары тритированной воды

Источник