Министерство образования и науки Украины

Восточноукраинский национальный университет им.В.Даля

Факультет естественных наук

Кафедра «Прикладная физика»

Выпускная работа на степень магистра

Специальности 8.070203 «Прикладная физика»

ИССЛЕДОВАНИЕ РАДИАЦИОННОГО

ФОНА МАТЕРИАЛОВ ШАХТНЫХ ОТВАЛОВ

Студент группы ПН-241м. Креденцер Сергей Викторович Научный руководитель Кудленко Василий Григорьевич

к. ф.-м. н., доцент

Работа принята к защите

Заведующий кафедрой Бранспиз Юрий Адольфович

д. т. н., профессор

Луганск 2009

РЕФЕРАТ

Выпускная работа на степень магистра:

96 с., 17 рис., 10 табл., 3 прилож.

Рассмотрена степень негативного воздействия материалов породных отвалов на окружающую среду и здоровье населения, проживающего в исследуемом регионе.

Применив лабораторный метод для определения удельной эффективной активности естественных радионуклидов, используя спектро-дозиметрическую установку «РИТМ-С», определена мощность эквивалентной дозы, удельная активность, удельная эффективная активность, установлен класс радиационных параметров материалов исследуемых терриконов.

Обнаружены различные причины и закономерности изменения радиационного фона материалов породных отвалов.

ШАХТНЫЙ ПОРОДНЫЙ ОТВАЛ, ДОЗИМЕТР, УДЕЛЬНАЯ АКТИВНОСТЬ, УДЕЛЬНАЯ ЭФФЕКТИВНАЯ АКТИВНОСТЬ, СПЕКТРОМЕТРИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА.

Випускна робота на ступінь магістра:

96 с., 17 мал., 10 табл., 3 додатки.

Розглянуто ступінь негативного впливу матеріалів породних відвалів на навколишнє середовище й здоров'я населення, що проживає в досліджуваному регіоні.

Застосувавши лабораторний метод для визначення питомої ефективної активності природних радіонуклідів, використовуючи спектро-дозиметричну установку «РИТМ-С», визначена потужність еквівалентної дози, питома активність, питома ефективна активність, установлено клас радіаційних параметрів матеріалів досліджуваних териконів.

Виявлено різні причини й закономірності зміни радіаційного фону матеріалів породних відвалів.

ШАХТНИЙ ПОРОДНИЙ ВІДВАЛ, ДОЗИМЕТР, ПИТОМА АКТИВНІСТЬ, ПИТОМА ЕФЕКТИВНА АКТИВНІСТЬ, СПЕКТРОМЕТРИЧНА УСТАНОВКА.

Final work on master's degree:

98 pp., 17 fig., 10 tabl., 3 ad.

The degree of negative influence of materials of waste banks on an environment and health of population, resident in the explored region is considered.

Applying a laboratory method for determination of specific effective activity of natural radionuclide, using the spectro-dosimetria setting of «RITM-S», power of equivalent dose, specific activity, specific effective activity, is certain, the class of radiation parameters of materials of the explored waste banks is set.

Found out different reasons and conformities to the law of change of radiation background of materials of waste banks.

MINE WASTE BANKS, DOSIMETER, SPECIFIC ACTIVITY, SPECIFIC EFFECTIVE ACTIVITY, SPECTROMETRY SETTING.

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ ………………………………………………………………………… 6

1. ТЕХНОГЕННАЯ ОПАСНОСТЬ ПОРОДНЫХ ОТВАЛОВ ДОНБАССА… 8

1.1. Происхождение породных отвалов…………………………....................... 8

1.2. Уран – источник радиации угольных терр............................................... 12

1.3. Неконтролируемая миграция радионуклидов и тяжелых ме.................. 19

1.4. Воздействие радиоактивного излучения материалов породных отвалов на человека.................................................................................................................... 26

2. МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УДЕЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В МАТЕРИАЛАХ ПОРОДНЫХ .................................. 37

ОТВАЛОВ ………………………………………………………………………… 37

2.1. Экспрессный метод………………………………………........................... 38

2.2. Лабораторный метод……………………………………........................... 43

2.3. Радиохимический и другие методы……………………........................... 49

3. АППАРАТУРА, ИСПОЛЬЗУЕМАЯ В ИССЛЕДОВАНИЯХ……………… 50

3.1. Дозиметр гамма-излучения поисковый ДБГ-02 «РИТМ-1М................... 52

3.2. Спектрометр-дозиметр гамма-излучения «РИТМ-С»……...................... 53

3.2.1. Блок-с................................................................................................ 56

3.2.2. Программное обеспе........................................................................ 59

4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ........ 60

4.1. Мощность эквивалентной дозы породных отвалов………………………...... 60

4.2. Экспериментальные данные спектрометрических исследований пород ....... 78

шахтных отвалов…………………………………………………………….............. 78

4.3. Удельная эффективная активность проб материалов породных отвалов...... 81

4.4. Обсуждение полученных результатов……………………………………........ 84

ЗАКЛЮЧЕНИЕ ............................................................................................... 95

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ ……………………………………………………… 97

ПРИЛОЖЕНИЯ …………………………………………………………………...89

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы. На современном этапе развития цивилизации обеспечение радиационной безопасности человека и окружающей среды становится актуальной проблемой в связи с возрастающей потребностью сообщества в наращивании энергетических мощностей и в связи с сопутствующим этому процессу выбросом в окружающую среду радиоактивных элементов [1]. В Украине существует радиоэкологическая проблема, воздействия материалов породных отвалов на здоровье человека. На территории Донбасса уже более 200 лет производится подземная добыча угля. Шахтные комплексы изменяют до неузнаваемости естественные ландшафты. На месте природных, пусть и не очень богатых растительностью, степных ландшафтов образуются техногенные, изобилующие прудамиотстойниками, производственными зданиями, террикониками. Последних на территории региона более 1300. В загрязненной породными отвалами атмосфере присутствуют: соли, оксиды, соединения азота, серы, различные металлы и радионуклиды, алюминий, кальций, углерод, железо, калий, натрий, кремний, медь, свинец, титан и цинк, бериллий, висмут, хром, кобальт, цезий, литий, магний, никель, рубидий, селен, стронций, ванадий. Дети уже к 7 годам имеют 5 % запыленности легких. Это вызывает снижение роста, болезни сердца, заболевания центральной нервной системы, сказывается на умственных способностях. Люди в Донбассе умирают не от старости, а от заболеваний жизненно важных органов, которые дают оценку состояния окружающей среды [2]. Достоверная информация об уровнях радиоактивного загрязнения окружающей среды является необходимым условием для оценки дозовых нагрузок на население и для принятия решений о проведении мероприятий по обеспечению радиационной безопасности.

Цель работы предполагает оценку радиационной обстановки породных отвалов, с последующим мониторингом и созданием карты радиационных аномалий для установления состояния окружающей среды данного региона.

Для достижения поставленной цели необходимо выполнить следующие задачи:

• разработка физической модели для оценки радиационного состояния породных отвалов.

• выбор комплекса ядерно-физических методов анализа и определения удельной эффективной активности исследуемых веществ.

• создание базы данных по радиоактивности, аккумулированной в отходах угольных предприятий, с построением карты радиационных аномалий данного объекта.

• определение гамма-спектрометрическим методом источников естественной природной и техногенной радиоактивности, их относительных вкладов в эффективную эквивалентную дозу внешнего облучения населения.

Объект наблюдения – гамма-излучение материалов породных отвалов.

Метод наблюдения – мониторинг и экспериментальное обнаружение МЭД породных отвалов с помощью дозиметра ДБГ-02 «РИТМ-1М»; определение энергетических спектров источников излучений спектрометром «РИТМ-С».

Научная новизна полученных результатов состоит в том, что впервые показана возможность глубоко исследования радиационного фона материалов породных отвалов и воздействия терриконов на исследуемую местность.

Практическое значение полученных результатов состоит в том, что дозиметр ДБГ-02 «РИТМ-1М», спектрометр гамма-излучения «РИТМ-С», а также программное обеспечение «РИТМ-С» можно применять: для обнаружения МЭД, удельной эффективной активности материалов породных отвалов, идентификации нуклидов по их энергетическим спектрам.

Личный вклад студента состоит в разработке методики проведения исследований, радиационного мониторинга породных отвалов и реализации ее на практике, определении удельной эффективной активности проб терриконов, а также обработке экспериментальных данных.

1. ТЕХНОГЕННАЯ ОПАСНОСТЬ ПОРОДНЫХ ОТВАЛОВ ДОНБАССА

1.1. Происхождение породных отвалов

При разработке угольных месторождений подземным способом наряду с добычей угля на поверхность из шахт выдается порода, получаемая при проведении подготовительных, а также очистных выработок. Периодически в отвалы направляются шлам и ил от очистки капитальных выработок и водосборников, а также порода от работ по восстановлению аварийных выработок. В отвалы шахт направляются также отходы обогащения. Количество выдаваемой из шахт породы зависит от горно-геологических условий залегания угольных пластов (мощности, угла падения, наличия геологических нарушений, сближенности пластов), способов их разработки (взрывным способом, отбойными молотками или комбайнами) и систем разработки. Количество породы, извлекаемой углеобогатительными фабриками, колеблется в широких пределах и зависит от зольности угля, а также от глубины обогащения. При обогащении малозольных коксовых углей отходы составляют 5-15% [3].

На угольных шахтах порода складируется в отвалы разных типов: рельсовые терриконики, канатные отвалы, автомобильные и железнодорожные отвалы; отвалы, образуемые ленточными конвейерами, и гидроотвалы.

Самыми распространенными являются рельсовые терриконики с однопутевой и двухпутевой доставкой породы в вагонетках или скипах. Отличительной особенностью рельсовых террикоников является доставка породы в вагонетках и скипах и разгрузка их на вершине с самотечным движением отвальной массы по поверхности отвала [3].

В настоящее время 74,3% шахтных отвалов Донбасса представлены рельсовыми террикониками с отсыпкой породы в форме конуса высотой до 50-100 и более метров, и каждый из них занимает площадь от 2 до 10 га, чаще всего ценных городских земель, поскольку 80% всех террикоников региона расположены в городах и поселках. Например, в Луганской области г. Свердловска, один из породных отвалов «пос. ш-ты №1-2» имеет характеристику:

Таблица 1. Характеристика породного отвала «пос. ш-ты №1-2»

Исходя из эндогенных и экзогенных факторов образования (в качестве эндогенных факторов выступают геологические условия, экзогенных - выветривание отвальной породы на поверхности земли), все терриконики Донбасса можно поделить на 3 группы [4]:

1. Терриконики, образованные из породы при проходке стволов и полевых штреков. Состоят они из неметаморфизированных или слабометаморфизированных осадочных пород без примеси горючих включений или с малым количеством их. Порода, измельченная или малопрочная и быстро измельчается. Эти терриконики имеют малые размеры (высота их 10-25 м), не горят и составляют 2% от количества всех

террикоников. Зарастание начинается через 10-12 лет после отсыпки. Порода нетоксична или слаботоксичная.

2. Терриконики из отвальных пород шахт неантрацитовых углей. Состоят из умеренно метаморфизированного глинистого сланца малой прочности, отличающегося низкой морозостойкостью, высокой пористостью и сравнительно быстрым выветриванием. Рухляк имеет пластинчатую или чешуйчатую форму, что способствует образованию сильноувлажненной прослойки породы на глубине 0,8 -5 м, возможны явления оползневого характера. На вершине терриконика в результате сегрегации скапливается большое количество измельченной породы. Горение на вершине терриконика медленное и длительное (15 - 35 лет). Угля в породе 5 -10 %. В расщелинах и пустотах породы накапливаются значительные запасы солей серной и соляной кислот, которые во время дождей частично растворяются стоковыми водами и разносятся, по всей поверхности терриконика, довольно равномерно подкисляя породу. Кислотность рН 2,3 - 3,5, а на отдельных участках — до 0,6. Концентрация подвижной формы алюминия 10 - 30 мг на 100 г, изредка 80 мг на 100 г породы. При затухании очагов горения раскисление породы и вымывание легкорастворимых солей происходит за 3-5 лет, начинаются массовое зарастание терриконика травянистой растительностью и почвообразовательный процесс. Террикоников 2 группы около 73% от общего числа в Донбассе.

3. Терриконики шахт, добывающих антрацитовые угли , состоят из сильно метаморфизированного прочного монолитного глинистого сланца. При разработке и выветривании порода разрушается на обломки неправильной формы, морозостойкие с низкой пористостью. При отсыпке обломки породы укладываются рыхло, поверхность терриконика не заплывает. Продукты горения с очагов горения не разносятся, по поверхности стоковыми водами, а фильтруются вглубь породы.

Так, например, на рис. 1. показан литологический состав одного из породных отвалов «пос. ш-ты №1-2»:

Рис. 1. Литологический состав породного отвала «пос. ш-ты №1-2»

1.2. Уран – источник радиации угольных терриконов

В пределах Донбасса отмечены ряд поперечных поднятий, а также поперечные разломы древнего заложения, которые омолаживались в различные тектономагматические эпохи. В углах пересечения поперечных разломов с главными зонами субширотных складчатых и разрывных структур отмечаются урановые, полиметаллические, ртутные, флюоритовые, а также другие месторождения и рудопроявления.

Установлено, что угли и вмещающие их породы содержат высокие концентрации урана [5]. И наиболее богаты им те, которые содержат сульфидную серу в виде пирита. Именно к таким относятся угли и сланцы Донбасса.

Так, например известняки содержат до 3⋅10^{− 3} % урана. В терригенных образованиях терригенно-угленосной формации урана содержится до (3−17)⋅10^{− 4} % , в галогенно-красноцветной формации в пределах (1,75−5,8)⋅10^{− 4} % . В пестроцветных песчаниках пестроцветной формации урана содержится от (5,3−10,75)⋅10^{− 4} % (Северо-

Запад Донбасса).

В Донбассе пять месторождений, десять рудопроявлений, более 100 пунктов повышенного содержания урана.

Уран имеет элементы-спутники в первичных и вторичных ореолах рассеивания уранорудных тел: для броннеритовой и уранитосмолковой формации—Ti, As, W, Nb, Mo, Pb, Ag, Au и др.; для тортовой формации— Pb, Bi, W, Nb, Та, Mo, Yb, Zn [7]. Из этих элементов наибольшее химическое сходство к урану имеет молибден, в водах урановых проявлений его содержится до 2 г/л [6]. 60% урана идет совместно с К и Na, следовательно, с калийными удобрениями уран может попадать на поля.

В северном обрамлении Днепрово-Донецкой впадины и в Припятском прогибе широко распространены скопления урана в углях и углистых песчано-глинистых отложениях карбонов. Такие скопления установлены в пластах зольного угля и в углисто-тинистых пропластах, залегающих среди толщи известняков башкирского яруса Старобельско-Миллеровской моноклинали. Уран во всех этих рудных скоплениях присутствует в основном в виде сорбции на органическом материале; подчиненное значение имеют окислы.

Значительное количество скоплений урана приурочено к кровле углистых пластов и имеет, по-видимому, инфильтрационный характер образования. Как правило, эти скопления отмечаются на протяжении всего нескольких метров по простиранию к падению пластов, что не исключает возможности выявления и более крупных скоплений.

Заслуживают внимания в Донбассе скопления урана, приуроченные к углистым песчано-глинистым осадкам намюра в западной закрытой части бассейна, и некоторые скопления в зоне мелкой складчатости в северном обрамлении бассейна. Все эти скопления связаны с углистыми породами, иногда приурочены к кровле пластов.

Повышенное содержание урана отмечено также в карбоне и в переходных слоях от девона к карбону в Припятском прогибе.

Общей закономерности геологического строения, зональности метаморфизма и гидротермальной деятельности соответствует распределение радиоактивных проявлений.

Большинство крупных аномалий расположено, в непосредственной близости от различных нарушений. Выявленные проявления повышенной радиоактивности связаны с наличием обуглившихся растительных включений в осадках, с прослоями угля, с битуминозными породами, с участием ожелезненных пород, с участками геотермальной минерализации пород, с желнаковыми фосфаритами.

Накопление урана, находящегося в настоящее время в отвальной породе, происходило в восстановительных условиях глубинных осадочных пород. Подробно изучен учеными также тип концентрации, с которым связано образование урановых руд в водоносных горизонтах. Уран осаждается здесь из инфильтрующихся вод с помощью пирита [4]. Вступая во взаимодействие с компонентами инфильтрующихся вод, пирит сначала восстанавливает растворенный свободный кислород, а затем, растворяясь, служит источником ионов HS^- и S^2- .

С другой стороны, окисление сульфидов сопровождается гидролизом и повышением кислотности растворов, которая оказывает свое действие на окислительно-восстановительные равновесия согласно уравнению:

FeS ₂ +11H ₂ O = Fe (OH )₃ + 2SO ₄ ^{2 −} +19H ⁺ +15e ⁻ ,

Eh = +0,412 + 0,008lg[SO ₄ ^{2 −} ]− 0,076pH . (1)

На рис.2, показан график зависимости pH-Eh для пирита, рассчитанный по (1) уравнению [5]. Там же нанесено семейство графиков равновесия между ураном в растворе и твердой фазой U (OH )₄ при условии отсутствия комплексообразования для различных концентраций урана согласно уравнению:

UO ₂ OH ⁺ +H ⁺ +H ₂ O + 2e ⁻ =U (OH )₄

(2) Eh = 0,334 + 0,03lg[UO ₂ OH ⁺ ]− 0,03pH .

Пересечение графиков этого семейства с кривой пирита показывает условия восстановления урана этим минералом. При концентрации урана 10^-3 г/л и выше восстановление урана происходит во всем интервале рН больше 5. При концентрации урана 10^-5 г/л восстановление его пиритом происходит только при рН выше 6,25 , а при 10^-7 г/л — выше 7,5.

Рис. 2. Семейство графиков равновесия UO ₂ OH ⁺ −U (OH )₄ в координатах pH-Eh для различных концентраций урана: а – график потенциалов пирита;

б – график потенциалов H

Иначе говоря, отрезки кривых, лежащие ниже кривой пирита, характеризуют присутствие шестивалентного урана в равновесии с пиритом; отрезки, лежащие выше линии пирита, характеризуют область неустойчивости шестивалентного урана, причем в процессе восстановления концентрация его в растворе будет понижаться до пересечения с линией пирита.

Таким образом, воды, имеющие повышенную концентрацию урана, при попадании в пиритоносный пласт осадочных пород осаждали часть мигрирующего урана. При этом концентрация урана в растворе понижалась до величины, определяемой кислотностью раствора: при рН - 7 - 7,5 концентрация урана падала

до 10^-6 -10^-7 г/л.

Важную роль в процессе накопления урана в карбоне играла сульфидная сера, то есть пирит.

Значительная часть естественной радиоактивности пород в отвалах связана с радиоизотопами (радионуклидами) тяжелых элементов с порядковыми номерами более 82, которые образуют три радиоактивных семейства - урана, актиния и тория (таблица.2) [8].

Таблица 2. Характеристики нуклидов семейства ²³⁸ U

Эти семейства включают соответственно 17, 14 и 12 радиоактивных изотопов, распадающихся в основном с испусканием альфа-частиц (ядер гелия); некоторые из членов семейств относятся к бета и гамма-излучателям.

При распаде родоначальных радиоактивных элементов - ²²⁶ Ra ThX ( ²²⁴ Ra ) и АсХ ( ²²³ Ra ) - в почвенный воздух поступают инертные и радиоактивные газыэманации: радой (²²² Rn), торой (²²⁰ Rn) и актинон (²¹⁹ Rn), Из них ²²² Rn имеет период полураспада 3,825 дня, торон и актинон - короткоживущие радиоэлементы. У торона период полураспада 54,5 с, у актинона – 3,92 с.

В ненарушенных горных породах в каждом радиоактивном семействе наблюдается состояние радиоактивного равновесия, при котором количество радиоактивности каждого члена данного семейства одинаково. В отвалах радиоактивное равновесие нарушается вследствие разной миграционной подвижности различных элементов, образующих радиоактивные семейства [9].

При выветривании сульфидсодержащих пород, которое сопровождается повышением температуры, серная кислота, образующаяся при окислении пирита, переводит первичные урановые минералы в подвижную форму, то есть в раствор. При этом они переходят в раствор в виде сульфатов четырех- и шестивалентного урана. U (SO ₄ )² в присутствии сульфата

окисного железа в кислой среде немедленно окисляется

до шестивалентного: U ^{4 +} + 2Fe ^{3 +} →U ^{6 +} + 2Fe ^{2 +} или, если эту же реакцию изобразить в виде солей [5]:

UO ₂ SO ₄ + 2FeSO ₄ + 2H ₂ SO ₄ . (3)

Фактически нарушается радиоактивное равновесие. Оно характеризуется повышением ионизирующего излучения.

1.3. Неконтролируемая миграция радионуклидов и тяжелых металлов

Сухой чистый воздух в нижних слоях атмосферы на всей планете характеризуется постоянством состава. В нем содержится азот, кислород, аргон, углекислый газ, неон, гелий, криптон, водород, ксенон, озон и некоторые другие газы. В природных условиях в воздухе, кроме упомянутых газов, содержится водяной пар, различные газовые примеси, а также мельчайшие твердые и жидкие частицы, как природного происхождения, так и попавшие в атмосферу в результате хозяйственной деятельности человека. Эти частицы, находящиеся в воздухе во взвешенном состоянии, называются аэрозолем [10]. В одних местах его меньше, в других, например, в промышленных центрах, больше. К таким центрам относится Донбасс.

Наиболее активно загрязняет атмосферный воздух угольная промышленность. Объектов-загрязнителей здесь много. Свой вклад в запыленность атмосферы вносят и шахтные отвалы. Только с 1 м² незакрепленной поверхности террикоников в зависимости от скорости ветра сдувается от 1 до 50 мг/с и более пыли. Ее содержание в воздухе даже на расстоянии 500 м от отвалов превышает санитарные нормы [11, 12] (таблица 3):

Таблица 3. Исследование воздуха населенных мест г.Свердловска пос.ш.1-2 на пыль

Так как движение горизонтальных воздушных масс в густо застроенном регионе по сравнению с прилегающей территорией снижено в среднем на 25%, все загрязняющие вещества во взвешенном состоянии длительное время находятся в воздухе, способствуя конденсации водяного пара (частички пыли выступают в качестве ядер конденсации) с образованием туманов, облаков. Поэтому количество туманов в 2 - 5 раз, а количество осадков на 5 - 10% больше по сравнению с прилегающей территорией [13].

Средняя минерализация атмосферных осадков в регионе высокая и достигает 60 мг/л [14]. Это объясняется тем, что достигая земли в виде дождя, снега или града, осадки на своем пути растворяют аэрозоли и обогащаются солями. Содержание солей находится в прямой зависимости от запыленности атмосферы и в обратной - от суммы выпадающих осадков.

Так, например, приведем химический состав и минералогический анализ материалов породных отвалов ГП «Свердловантрацит» (таблица 4):

Таблица 4. Химический состав и минералогический анализ материалов породных

отвалов ГП «Свердловантрацит».

Коническая форма отвалов, большая крутизна их склонов (до 45°) способствует катастрофическим эрозионным процессам. С 1га поверхности террикоников ежегодно смывается от 86 до 900 м³ породы [11]. По данным В.И, Бакланова, эти цифры еще больше (300 - 1200 м³ ) [4].

Смываемая порода очень токсична, так как окисление пирита, который является основной составной частью пород, способствует тому, что свежеотсыпанная нейтральная порода террикоников с течением времени становится сернокислой. Серная кислота, образующаяся в результате окисления пирита, растворяет различные металлы, в том числе и уран [15]. Растворение урана приводит к повышению радиоактивности породы террикоников [16].

Факторами, определяющими направление и интенсивность миграции радионуклидов, являются:

• распространение в атмосфере Земли при перемешивании воздушных масс;

• осаждение на поверхность почвы, водоемов, растительный покров, диффузии, вымывания и других процессов;

• перемещение по земной поверхности со стоком, фунтовыми водами, под действием ветра, хозяйственной деятельности человека (обработка почвы и др.) и перемешиванием толщи воды;

• биогенная миграция при включении в биологические и пищевые цепи [17,18].

Значительную роль в формировании радиационной обстановки играют ландшафтно-геохимические особенности миграции радионуклидов, обусловленные дефляцией и стоком поверхностных вод терриконов в гидрологическую сеть и в бессточные понижения. Ветровой перенос поднятого с поверхности радиоактивного вещества может привести к вторичному загрязнению более чистой территории в результате дефляции. В зависимости от величины состава породных частиц они или держатся в воздухе под действием турбулентных сил, превышающих гравитационные, или перекатываются по поверхности почвы. Вторичный ветровой перенос осуществляется в нижних слоях атмосферы на сравнительно небольших расстояниях (1-2 км), однако может резко возрастать в случае пожаров, смерчей и пыльных бурь.

Поверхностные воды переносят большое количество взвесей, представленных в основном тонкодисперсными иловатыми частицами, содержащими значительное количество радионуклидов в поглощенном состоянии. Вынесенные химические элементы и радионуклиды поступают в нижерасположенные по рельефу геохимически подчиненные ландшафты. Наблюдается повышение концентрации радионуклидов у подножия терриконов в почвах депрессий и продуктах водной эрозии, перемещаемых вниз по стоку, особенно в замкнутых, непроточных депрессиях с распаханными склонами породных отвалов, где происходит осаждение частиц твердого стока, вследствие падения скорости водного потока. Велика роль искусственных и естественных барьеров местности в перераспределении радионуклидов. Так, лесные насаждения способны практически полностью задерживать поверхностный сток радионуклидов. Поэтому, последние не только прочно удерживаются на залесенных водоразделах, но и на залесенных склонах терриконов [17,18].

1.4. Воздействие радиоактивного излучения материалов породных отвалов на человека

Все живые организмы на Земле, в том числе и человек в естественной среде своего обитания, подвергаются действию космического излучения и естественных радионуклидов, содержащихся в окружающей среде. Радионуклиды всегда существовали и существуют в природе, постоянно находятся в организме всех живых существ и человека [19,17,20].

В результате хозяйственной деятельности человека в окружающей среде появились искусственные радионуклиды», увеличилось количество естественных радионуклидов, извлекаемых из недр Земли с нефтью, углем, газом, минеральными удобрениями, строительными материалами [21,22,23,24,18].

В углях и породных терриконах радионуклиды содержатся в несгораемой минеральной фракции. При сгорании угля органический компонент выгорает, в результате чего концентрация природных радионуклидов в золе и шлаке становится выше, чем в самом угле.

Основными источниками дополнительного облучения населения, проживающего вокруг ТЭЦ, шахтных породных отвалов, связанные с процессом горения угля, являются: ингаляционное поступление во время прохождения шлейфа выброса, внешнее излучение, ингаляционное и пероральное поступление в организм человека радионуклидов, отложившихся на поверхности Земли [8].

С 1969г. в СССР были установлены нормы радиационной безопасности НРБ76/87 для трех категорий облучаемых лиц:

1. А (персонал);

2. Б (ограниченная часть населения);

3. В (население).

С 1 января 1998 года в Украине введены в действие нормы радиационной безопасности НРБУ-97. НРБУ-97 распространяется на ситуации облучения человека источниками ионизирующего излучения (ИИИ) в условиях:

• нормальной эксплуатации индустриальных ИИИ;

• медицинской практики;

• радиационной аварии;

• облучение техногенно-усиленными источниками природного происхождения.

НРБУ-97 включают 4 группы радиационно-гигиенических регламентированных величин:

I группа.

1. Пределы доз и допустимые уровни (пределы доз облучения мЗв/год).

А Б В 20 2 1

2. Облучение персонала категории А.

3. Повышенное планируемое облучение персонала.

4. Облучение персонала категории Б.

5. Облучение населения категории В.

6. Ограничение облучения беременных женщин и женщин детородного возраста. 7. Контрольные уровни (разработка администрацией учреждения по согласованию с СЭС).

II группа .

1. Медицинское облучение населения.

III группа .

1. Вмешательства в условиях радиоактивной аварии.

IV группа.

1. Уменьшение доз хронического облучения человека от техногенно-усиленных источников природного происхождения в быту и на производстве (мин. сырье, стройматериалы, быт. химия, изделия из стекла и т.д.).

2. Радиационная зашита персонала. Безопасность труда при эксплуатации ИИИ[25].

Биологическое действие ионизирующих излучений

Биологическое действие ионизирующего излучения условно можно подразделить на:

1) первичные физико-химические процессы, возникающие в молекулах живых клеток и окружающего их субстрата;

2) нарушения функций целого организма как следствие первичных процессов.

В результате облучения в живой ткани, как и в любой среде, поглощается энергия, и возникают возбуждение и ионизация атомов облучаемого вещества. Поскольку у человека (и млекопитающих) основную часть массы тела составляет вода (около 75%), первичные процессы во многом определяются поглощением излучения водой клеток, ионизацией молекул воды с образованием высокоактивных в химическом отношении свободных радикалов типа ОН или Н и последующими цепными каталитическими реакциями (в основном окислением этими радикалами молекул белка). Это есть косвенное (непрямое) действие излучения через продукты радиолиза воды. Прямое действие ионизирующего излучения может вызвать расщепление молекул белка, разрыв наименее прочных связей, отрыв радикалов и другие денатурационные изменения.

Необходимо заметить, что прямая ионизация и непосредственная передача энергии тканям тела не объясняют повреждающего действия излучения. Так, при абсолютно смертельной дозе, равной для человека 6 Гр на все тело, в 1 см³ ткани образуется 10¹⁵ ионов, что составляет одну ионизованную молекулу воды из 10 млн. молекул.

В дальнейшем под действием первичных процессов в клетках возникают функциональные изменения, подчиняющиеся уже биологическим законам жизни и гибели клеток.

Наиболее важные изменения в клетках: а) повреждение механизма митоза (деления) и хромосомного аппарата облученной клетки. Причем самые ранние эффекты в клетках вызываются не митотической гибелью, а обычно связаны с повреждением мембран; б) блокирование процессов обновления и дифференцировки клеток; в) блокирование процессов пролиферации и последующей физиологической регенерации тканей.

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся (дифференцирующихся) тканей некоторых органов (костный мозг, половые железы, селезенка и т. п.) Причем стволовые и пролиферативные клетки, претерпевающие множество делений, наиболее радиочувствительны. Изменения на клеточном уровне, гибель клеток приводят к таким нарушениям в тканях, в функциях отдельных органов и в межорганных взаимосвязанных процессах организма, которые вызывают различные последствия для организма или гибель организма [8].

Биологическое действие радионуклидов, попавших внутрь организма

Повышенная опасность радионуклидов, попавших внутрь организма, обусловлена несколькими причинами. Одна из них — способность некоторых нуклидов избирательно накапливаться в отдельных органах тела, называемых критическими (например, до 30% йода депонируется в щитовидной железе, которая составляет только 0,03 % массы тела), и, таким образом, отдавать свою энергию относительно небольшому объему ткани. Другая причина — значительная продолжительность облучения до момента выведения нуклида из органа или уменьшения активности вследствие радиоактивного распада нуклида. Скорость биологического выведения (при допущении, что выведение радиоактивных веществ из органов происходит по экспоненциальному закону) характеризуется постоянной λ_б , а эффективная скорость — суммой постоянных λ_эф = λ_б +λ_р , где λ_р — постоянная радиоактивного распада. Тогда эффективный период полувыведения нуклида из организма равен:

Т _уд = 0,693/λ_уд = Т _α ⋅Т _{1/ 2} /Т _α +Т _{1/ 2} , (4)

Третья причина — рост опасности воздействия высокоионизирующих α и β излучений, которые не действенны или малодейственны для внутренних органов при внешнем облучении ввиду низкой проникающей способности.

Рассматриваются три пути проникновения радиоактивных веществ в организм: через органы дыхания, через ЖКТ и через кожу или повреждения кожи. Этими путями нуклиды вначале попадают в кровь, а затем потоком крови разносятся по всему телу или преимущественно в критические органы.

В некоторых случаях критическим органом становится ЖКТ, его отдельные участки, а также легкие.

Наиболее опасен первый путь, поскольку за рабочую смену человек, как это рекомендуют принимать в расчетах НРБ — 76/87, вдыхает за 6 рабочих часов 9 м³ воздуха (в целом за 1 сут 20 м³ ), а с пищей потребляет только 2,2 л воды.

Кроме того, усвоение и отложение в организме нуклидов, попадающих через органы дыхания, как правило, выше, чем при заглатывании. Усвоение через неповрежденную кожу в 200—300 раз меньше, чем через ЖКТ, и не имеет существенного значения по сравнению с первыми двумя путями. Только оксид трития, а также нитрат уранила и изотопы йода легко проникают через кожу и всасываются в кровь.

Крупные частицы (более 5 мкм) эффективно (до 75 %) задерживаются верхними дыхательными путями (носоглоткой), 8 % достигают альвеол легких. В общем случае, согласно рекомендациям МКРЗ [26], для расчетов принимается аэродинамический диаметр аэрозолей 1 мкм и следующее распределение вдыхаемого вещества: выдыхается 35%; осаждается в верхних путях 30 %; осаждается в альвеолах легких 25 %; около 8 % откладывается в трахеях легких. В этой дыхательной системе наиболее критичными с точки зрения радиационной защиты являются альвеолы и трахеи в виде одного составного органа массой 1000 г, условно называемого легкими. Для описания очищения легких от вдыхаемых радиоактивных веществ и выведения их из собственно легочной области последние разделяются на классы Д, Н, Г с периодом полувыведения Т _α =10, от 10 до 100 и более 100 сут. Биологические периоды полувыведения нуклидов из критических органов и тканей различаются от десятков суток (³ Н, ¹⁴ С, ²⁴ Na) до (практически) бесконечности (полное усвоение: ⁹⁰ Sr, ²³⁹ Pu).

Возможные последствия облучения людей

Соматические (телесные) эффекты — это последствия воздействия облучения на самого облученного, а не на его потомство. Соматические эффекты облучения делят на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим соматическим эффектам относят поражения, вероятность возникновения и степень тяжести которых растут по мере увеличения дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. К таким эффектам относят, например, локальное незлокачественное повреждение кожи (лучевой ожог), катаракта глаз (потемнение хрусталика), повреждение половых клеток (кратковременная или постоянная стерилизация) и др. Время появления максимального эффекта также зависит от дозы: после более высоких доз он наступает раньше.

Классификация возможных последствий облучения людей показана на рис.3.:

Рис. 3. Классификация возможных последствий облучения человека Нестохастические эффекты проявляются при достаточно высоком или аварийном облучении всего тела или отдельных органов.

К соматико-стохастическим эффектам относят злокачественные новообразования и опухоли, индуцированные излучением. Вероятность их появления зависит от дозы облучения и не исключается при малых дозах, так как условно полагают, что соматико-стохастические эффекты не имеют дозового порога.

Генетические эффекты — врожденные уродства — возникают в результате мутаций и других нарушений в половых клеточных структурах, ведующих наследственностью. Генетические эффекты так же, как соматико-стохастические, не исключаются при малых дозах и так же условно не имеют порога.

Выход обоих эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сут или за 50 лет. Соматико-стохастические и генетические эффекты должны учитываться при оценке ущерба в результате действия малых доз на большие группы людей, насчитывающие сотни тысяч человек. Выход этих эффектов определяется коллективной дозой, если она составляет не менее 100 чел-Зв, а выявление эффекта у отдельного индивидуума практически непредсказуемо. Если коллективная доза составляет несколько человеко-Зиверт, то наиболее вероятно нулевое количество эффектов. .

Для целей радиационной защиты, согласно рекомендациям МКРЗ [27—30], принято допущение, что стохастические эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях профессионального, медицинского и фонового облучения. Однако коэффициенты этой зависимости доза — эффект были установлены на основе имеющихся данных о стохастическом воздействии больших кратковременных доз (больше 1 Гр). Поэтому перенос их в обычные условия облучения на основе беспороговой линейной концепции вдвое завышает реальный риск малых доз по данным МКРЗ 1990 г.

Для оценки вероятности возникновения соматико-стохастических эффектов облучения были использованы стохастические данные числа случаев смертельного заболевания лейкемией и другими видами рака японцев, перенесших взрыв атомных бомб в Хиросиме и Нагасаки, данные по последствиям рентгенотерапии и др.

Было установлено, что выход этих заболеваний (со смертельным исходом) зависит не только от коллективной дозы, чел-Зв, а также от возраста и пола и составляет в среднем 125 случаев в год на 10⁴ чел-Зв при однородном облучении всего тела. Соответствующий риск облучения выражается значением

125/10⁴ =1,25⋅10^{− 9} (чел ⋅Зв )^{− 1} ⋅год ^{− 1} . Если к этому риску добавить риск генетических радиационных повреждений, равный 0,4⋅10^{− 2} (чел ⋅Зв )^{− 1} ⋅год ^{− 1} у первых двух поколений потомства облученных лиц, то общий риск составляет

1,65⋅10^{− 2} (чел ⋅Зв )^{− 1} ⋅год ^{− 1} . Это значение риска принято МКРЗ за номинальное. Следует отметить, что генетические последствия облучения так же, как стохастические, изучены весьма приближенно и постоянно уточняются [31] и по данным МКРЗ 1990 г. составляют соответственно 5⋅10^{− 2} (чел ⋅Зв )^{− 1} ⋅год ^{− 1} , а общий риск 6⋅10^{− 2} (чел ⋅Зв )^{− 1} ⋅год ^{− 1} .

Среднее значение 1,25⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} получено из вероятности канцерогенного эффекта для мужчин 1,0⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} и женщин 1,5⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} . Более высокое значение риска у женщин обусловлено большей вероятностью рака грудной железы при облучении

[32].

Имеется падение риска возникновения соматико-стохастических и генетических эффектов при увеличении возраста от 18 до 65 лет, отнесенное к его среднему (номинальному) значению (1,65⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} ). Риск уменьшается с 1,2 до 0,15⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} для мужчин и с 1,5 до 0,35⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} у женщин. Это связано с существованием латентного периода развития раковой опухоли после облучения, равного примерно 7—12 годам для лейкемии и 25 годам для остальных злокачественных новообразований. Таким образом, чем больше возраст человека в момент облучения, тем больше вероятность того, что раковая опухоль не успеет развиться до наступления его естественной смерти.

Среднее значение риска за период трудовой деятельности от 18 до 65 лет при постоянном облучении с учетом возрастной зависимости риска составляет 0,61 номинального значения у мужчин и 0,85 — у женщин, соответственно только

1,0⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} и 1,4⋅10^{− 2} Зв ^{− 1} (табл.5):

Таблица 5. Зависимость уровня риска от возраста и пола, 10^{− 4} Зв ^{− 1} .

Так, например, активистами общественной организации «Эко-регион» был проведен мониторинг заболеваемости детей в возрасте от 0 до 14 лет в одном из поселков города Свердловска, в центре которого находится горящий террикон в поселке ш. 1-2 Свердлова. Мониторинг проведен на основании заболеваемости детей в зависимости от наличия зоба (на 1000 детей). Дети, проживающие в районе поселка ш. 1-2 Свердлова и квартала Пролетариат Донбасса, чаще всего страдают болезнями эндокринной системы, нарушением обмена веществ, снижением иммунитета, психическими расстройствами и болезнями нервной системы (ДЦП), болезнями системы кровообращения (ВСД), болезнями органов дыхания, болезнями органов пищеварения. На фоне йодной недостаточности у жителей указанного района (осмотрено 1000 чел.) обнаружен эндемический зоб, который особенно опасен для детей, так как на его фоне возрастает уровень распространения большинства социально значимых заболеваний. Помимо клинически очерченных болезней дети с зобом имеют повышенную чувствительность к холоду, сухость кожи, ломкие волосы и ногти, снижение интеллекта в легкой степени до тяжелых форм эндемического кретинизма и двигательных нарушений. У детей отмечаются пониженные способности к обучению, выполнению школьных заданий или конкретной работе руками, нарушение концентрации внимания, уменьшение объема кратковременной памяти, появление двигательных расстройств. Из 50 детей 30 имеют снижение гемоглобина. Кислородное голодание проявляется замедленной реакцией, сонливостью, головными болями, апатией. 40 из 100 детей имеют астму. 70 из 100 детей - вегетососудистую дистонию, проблемы с давлением. На 100 родившихся детей в период с 2005 по 2007 год - 5 умерших до года от врожденных пороков сердца, 35 - родившихся с тяжелыми заболеваниями, 7 - ДЦП.

2. МЕТОДЫ ОПРЕДЕЛЕНИЯ УДЕЛЬНОЙ ЭФФЕКТИВНОЙ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ В МАТЕРИАЛАХ ПОРОДНЫХ

ОТВАЛОВ

Для установления, а также определения удельной активности, удельной эффективной активности естественных радионуклидов (ЕРН) в строительных материалах и изделиях существует несколько методов:

1. Экспрессный метод;

2. Лабораторный метод.

Естественные радионуклиды (ЕРН) - основные радиоактивные нуклиды природного происхождения, содержащиеся в строительных материалах: радий

(²²⁶ Ra), торий (²³² Th), калий (⁴⁰ К).

Удельная активность радионуклида (А) - отношение активности радионуклида в образце к массе образца, Бк/кг.

Удельная эффективная активность ЕРН (А_эфф ) - суммарная удельная активность ЕРН в материале, определяемая с учетом их биологического воздействия на организм человека по формуле:

A _эфф = А _Ra +1,31A _Th + 0,085A _K (5)

где A_Ra , A_Th , А_К - удельные активности радия, тория, калия соответственно, Бк/кг.

2.1. Экспрессный метод

1. Назначение метода:

Экспрессный метод предназначен для проведения:

• периодического и входного контроля сыпучих строительных материалов и отходов промышленного производства (далее - сыпучих материалов), а также строительных изделий в соответствии с действующими нормативными документами;

• предварительной оценки разрабатываемых горных пород в карьере.

Условием применения экспрессного метода является отсутствие загрязнения материалов и изделий техногенными радионуклидами.

2. Средства контроля

Переносные радиометры удельной эффективной активности ЕРН, использующие гамма-спектрометрический метод измерений (например, типа РКП-305МС), со следующими техническими характеристиками:

• нижний предел определения величины А_эфф не более 100 Бк/кг;

• относительная погрешность определения величины А_эфф не более 30%.

Контрольный радионуклидный источник активностью от 100 до 1000 Бк для проверки воспроизводимости показаний радиометра.

Применяемая радиометрическая аппаратура должна подвергаться обязательным государственным метрологическим испытаниям в соответствии с ГОСТ 8.326 и ГОСТ 8.513, подтверждаемым свидетельством о государственной метрологической аттестации, и комплектоваться аттестованными в установленном порядке методиками выполнения измерений, обеспечивающими введение необходимых поправок и оценку погрешности результатов в условиях реальных измерений.

Гамма-спектрометрический метод измерений

В некоторых научно-исследовательских задачах, связанных с мониторингом радиационного состояния окружающей среды, требуется определить присутствие и удельную активность радионуклидов уран-ториевого ряда. Для этого в основном применяется метод гамма-спектрометрического анализа. Суть его состоит в том, что идентифицировать радиоактивные элементы и рассчитать их активность можно по форме энергетического спектра гамма-излучения пробы. Нуклидный состав определяется по наличию характеристических пиков, а расчет активности радионуклидов проводится по площади пика и пиков его дочерних продуктов[12].

Измерения, проводимые на гаммо-спектрометрических комплексах, обычно подразделяются на три группы:

• Исследование соответствия объекта тем или иным критериям или нормам. Это относится к измерению содержания C - 137, C_S - 134, измерению радиоактивности строительных материалов, исследованию на принадлежность произвольных материалов к радиоактивным отходам, исследованию радиоактивности почв на предмет допустимости проживания людей на указанной территории и т. д.

• Определение значения активностей радионуклидов в объектах с максимально возможной точностью. Проводится с целью получения информации, наиболее полно характеризующей объект. Может проводиться при сертификации объектов или метрологической аттестации образцовых мер.

• Измерения, проводимые с исследовательскими целями. Проводятся с целью получения некоторой специальной информации, например наличия или отсутствия в объекте какого-либо радионуклида, определения отношений активностей нуклидов и т. д.

3. Порядок подготовки аппаратуры к проведению измерений и контроль ее работоспособности:

Подготовку аппаратуры к проведению измерений проводят в соответствии с инструкцией по ее эксплуатации.

Для проверки работы аппаратуры перед началом и после выполнения рабочих измерений проводят измерения с помощью контрольного источника. Разница показаний между этими измерениями не должна превышать 5%.

4. Порядок проведения контроля:

При контроле сыпучих материалов на складе контрольные точки выбирают:

• на конусах или штабелях - по периметрам горизонтальных сечений с интервалом не более 10 м, высота нижнего сечения от подошвы конуса или штабеля должна быть не менее 1 м;

• на карте намыва - в узлах прямоугольной сети 10х10 м.

При входном контроле сыпучих строительных материалов контрольные точки выбирают в каждом транспортном средстве на расстоянии не менее 1 м от бортовой стенки:

• в железнодорожном транспорте (полувагоне и платформе) - не менее двух точек;

• в автомобильном транспорте - одну точку в центре кузова;

• на водном транспорте (на барже - площадке или бункерных судах) - не менее двух точек, расположенных вдоль оси судна.

При проведении контроля строительных изделий из них формируют прямоугольную призму с основанием не менее 1,2 х 1,2 м и высотой 0,5 м или выбирают поддон (пакет) изделий, уложенных не в "елочку", с размерами не менее указанных и в центре верхней плоскости изделий выбирают контрольную точку.

Измерения проводят путем установки блока детектирования радиометра в контрольной точке на ровной поверхности материала. За ровную принимают поверхность, на которой размеры выступов (впадин) не превышают диаметр блока детектирования.

В каждой контрольной точке проводят не менее трех последовательных измерений.

Для снижения влияния бокового излучения на результаты измерения должны проводиться на расстоянии не менее 20 м от зданий, сооружений, массивов горных пород и строительных материалов и изделий.

5. Правила обработки результатов измерений:

За результат определения величины А_эфф в контрольной точке принимают значение, определяемое по формуле:

1 n

А _{эфф .т} = n ∑i =1 A _{эфф .i} +∆ (6)

где i =1,2,…,n – номер измерения в данной точке; n – количество измерений в данной точке; А_эфф.i – значение величины А_эфф при i-м измерении; ∆- абсолютная погрешность измерения, оцениваемая в соответствии с методикой выполнения измерений.

За результат определения величины удельной эффективной активности ЕРН в партии материала (А_эфф.п ) принимают максимальное из значений, полученных при измерениях в контрольных точках данной партии.

6. Правила оформления результатов контроля

Показания прибора и результаты контроля заносят в журнал. В журнале регистрируют дату проведения контроля, наименование материала (изделия), привязку контрольных точек измерения, особенности условий измерений (расстояние от источника бокового излучения, температура воздуха и др.), показания прибора (значения удельной активности каждого радионуклида или удельной эффективной активности ЕРН в материале) с оценкой погрешности, результат определения величины А_эфф.п , предварительное заключение о классе материала.

В случае, если определенная при контроле величина А_эфф.п равна верхнему граничному значению, установленному для соответствующего класса, материал необходимо относить к следующему классу.

2.2. Лабораторный метод

1. Назначение метода:

Лабораторный метод предназначен для:

• установления класса строительного материала (изделия);

• уточнения класса строительного материала (изделия) в случае получения граничных значений по экспрессному методу;

• сертификации продукции.

2. Средства контроля:

Радиометрическая установка на основе стационарного гамма-спектрометра со следующими техническими характеристиками:

• диапазон энергии регистрируемого гамма-излучения от 0,1 до 3 МэВ;

• нижний предел определения удельной активности каждого ЕРН не более 50

Бк/кг;

• относительная погрешность определения удельной активности ЕРН не более 20% при доверительной вероятности 0,95.

• комплект аттестованных мер (стандартных образцов) удельной активности ЕРН.

3. Вспомогательное оборудование:

• набор контейнеров для навесок материала установленного объема с крышками;

• лабораторная дробилка;

• контрольное сито с круглыми отверстиями диаметром 5 мм;

• сушильный шкаф;

• весы настольные циферблатные по ГОСТ 29329 или лабораторные по ГОСТ 24104.

Радиометрическая установка должна иметь свидетельство о государственной метрологической аттестации и аттестованную в установленном порядке методику выполнения измерений удельной активности ЕРН.

4. Порядок подготовки аппаратуры к проведению контроля:

Подготовку радиометрической установки к измерениям и измерения проводят в соответствии с методикой выполнения измерений.

5. Порядок проведения контроля Отбор и подготовка проб:

Определение удельных активностей ЕРН в сыпучих материалах проводят на навесках, отобранных из представительной пробы.

Представительную пробу получают путем перемешивания и квартования не менее 10 точечных проб, отобранных из контрольных точек. Отбор проб производят в соответствии с требованиями действующих нормативных документов. Представительную пробу с размером зерен более 5 мм измельчают до размеров зерен менее 5 мм. В зависимости от объема, применяемого в радиометрической установке контейнера, пробу массой от 2,5 до 10 кг упаковывают в двойной мешок, между стенками которого помещают паспорт пробы с наименованием материала, адреса предприятия, направившего пробу, места и даты отбора пробы.

Определение удельных активностей ЕРН в строительных изделиях и облицовочных материалах из природного камня проводят также на навесках, отобранных из представительной пробы.

Представительную пробу массой от 2,5 до 10 кг получают путем измельчения изделий (кирпича, плит, околов природного камня, полученных при производстве облицовочных материалов), отобранных при приемке партии согласно действующим нормативным документам. Допускается использование материала, полученного при определении предела прочности при сжатии, растяжении или изгибе изделий, или специально приготовленных образцов.

Представительную пробу с размером зерен менее 5 мм упаковывают в двойной мешок, как указано выше.

Для определения удельных активностей ЕРН полученные представительные пробы высушивают до постоянной массы, затем заполняют пять контейнеров и контейнеры взвешивают. Насыпную плотность определяют путем деления массы навески в каждом контейнере на объем контейнера.

Контейнеры герметично закрывают, маркируют и выдерживают в комнатных условиях в течение времени, установленного методикой выполнения измерений для получения радиоактивного равновесия ЕРН.

Контейнеры с навесками последовательно устанавливают в радиометрическую установку и проводят измерения в соответствии с методикой выполнения измерений.

6. Правила обработки и оформления результатов измерений и контроля:

Обработку результатов и оценку погрешности измерений производят в соответствии с методикой выполнения измерений отдельно для каждой навески и для каждого из ЕРН.

В качестве результатов измерений удельных активностей ЕРН в представительной пробе принимают средние арифметические значения удельных активностей каждого радионуклида (A_j ) по пяти навескам:

1 ⁿ

A _j = n ∑_{i = 1} A _ij , (7)

где i=1, 2, ...,n - номер навески.

Абсолютную погрешность определения величины A_j вычисляют по формуле:

∆ _j =1,7 ±α_j , (8)

где α_j - абсолютная погрешность определения удельной активности j-го радионуклида в навесках пробы, оцениваемая в соответствии с методикой выполнения измерений на радиометрической установке.

Значение удельной эффективной активности ЕРН (А_эфф ) для представительной пробы вычисляют в соответствии с формулой (5) с использованием значений А_j для каждого радионуклида.

Абсолютную погрешность определения значений А_эфф вычисляют по формуле:

∆ = ∆² _Ra +1,7⋅∆² _Th + 0,007⋅∆² _K . (9)

За результат определения удельной эффективной активности ЕРН в контролируемом материале и установления класса материала принимают значение, определяемое по формуле:

A _{эфф .м} = A _эфф ± ∆ . (10)

Результаты определения удельной эффективной активности ЕРН в материалах заносят в журнал, в котором должны быть указаны:

• наименование материала;

• наименование предприятия-изготовителя или предприятия-потребителя;

• местоположение точек отбора пробы;

• даты отбора пробы и проведения измерений;

• удельные активности радия, калия, тория с погрешностями;

• удельная эффективная активность с погрешностью;

• фамилия, должность и подпись лица, проводившего измерения.

Результаты испытания материала оформляют в виде протокола испытаний.

7. Радиационные параметры на сырье и строительные материалы

подразделяют на 3 класса (таблица 6):

Таблица 6. Классы радиационных параметров на сырье и строительные материалы.

8. Определение удельной эффективной активности горных пород в карьере

Контрольные точки по дну карьера располагают в узлах прямоугольной сети 10х10 м.

Контрольные точки на кровле и подошве уступа располагают вдоль профиля с интервалом не более 10 м. Расстояние между профилями должно быть от 5 до 10 м, расстояние профиля от края уступа - от 1 до 5 м.

Для учета влияния бокового излучения от уступов высотой более 1 м измеренную величину А_эфф следует разделить на приведенный ниже поправочный коэффициент (таблица 7):

Таблица 7. Поправочные коэффициенты учета влияния бокового излучения.

Контрольные точки на откосе уступа располагают по профилю вдоль фронта работ с интервалом не более 10 м при высоте профиля от подошвы уступа не менее 1 м. Поправочный коэффициент при высоте 1 м равен 1,45.

При значениях А_эфф > 370 Бк/кг интервал опробования следует уменьшить для оконтуривания аномальных участков с целью отнесения пород ко II, III или IV классам строительных материалов в соответствии с требованиями.

2.3. Радиохимический и другие методы

Радиохимическое определение техногенных радионуклидов ⁹⁰ Sr и ¹³⁷ Cs.

При определении удельной активности ⁹⁰ Sr необходимо провести предварительное концентрирование этого элемента, включающее кислотное разложение пробы, осаждение стронция и ряда других элементов в виде оксалатов и последующее отделения стронция от мешающих элементов путём их осаждения с гидроокислами железа и марганца. ⁹⁰ Sr, остающийся в растворе, осаждают в виде карбоната; при этом происходит дополнительная очистка стронция от мешающих элементов. После этого выполняют определение ⁹⁰ Sr по активности его дочернего радионуклида ⁹⁰ Y, который необходимо померить на малофоновом бета-радиометре.

137

Cs выделяют из той же навески пробы после оксалатного осаждения мешающих элементов путём осаждения в форме двойной соли с ферроцианидом никеля и последующим переводом ее в сурьмяно-иодидный цезий.

Радиометрический препарат цезия измеряется также на малофоновой установке.

Этот метод также является относительным, поэтому для расчета активностей

90 137

Sr и Cs использовались стандартные образцы с известными активностями этих нуклидов. Описанные методики позволяют определять удельные активности стронция-90 и ¹³⁷ Cs в образцах проб в диапазоне от 0,3 до 1000 Бк/кг с относительной погрешностью не более 30%.

3. АППАРАТУРА, ИСПОЛЬЗУЕМАЯ В ИССЛЕДОВАНИЯХ

Приборы и средства, установки, используемые для измерения или контроля ионизирующих излучений, по функциональному назначению делятся на дозиметрические, радиометрические, спектрометрические, сигнализаторы и многоцелевые приборы (универсальные), блоки детектирования, устройства детектирования.

Дозиметры - приборы, измеряющие экспозиционную или поглощенную дозу излучения или мощность этих доз, интенсивность излучения, перенос энергии или передачу энергии объекту, находящемуся в поле излучений.

Радиометры - приборы, измеряющие излучения для получения информации об активности нуклида в радиоактивном источнике, удельной, объемной активности, потоке ионизирующих частиц или квантов, радиоактивном загрязнении поверхностей, флюенсе ионизирующих частиц.

Спектрометры - приборы, измеряющие распределение ионизирующих излучений по энергии, времени, массе и заряду элементарных частиц и т. д.; по одному и более параметрам, характеризующим поля по ионизирующих излучений.

Универсальные приборы совмещают функции дозиметра и радиометра, радиометра и спектрометра и пр.

Блоки детектирования представляют собой конструктивные объединения детектора излучения, электронных устройств, выполняющих функции преобразования, усиления, дискриминации, формирования сигнала детектора и согласования выхода блока детектирования или непосредственно детектора с волновым сопротивлением линии связи. В зависимости от типа блока детектирования в нем может быть использовано от одного до четырех детекторов.

Для того чтобы достоверно провести экспериментальные исследования, спектро-дозиметрическая аппаратура должна обладать такими качествами:

• высокая эффективность регистрации, особенно γ- лучей большой энергии, в десятки раз превышающая эффективность газоразрядных счетчиков;

• высокая разрешающая способность, достигающая 10^-9 -10^-10 с;

• чувствительность регистрации детектора.

3.1. Дозиметр гамма-излучения поисковый ДБГ-02 «РИТМ-1М»

1. Основные сведения об изделии:

1.2. Дозиметр внесен в Государственный реестр средств измерительной техники, допущенных к применению в Украине. Государственный реестр № У 1546-

01.

1.3. Изготовитель - Научно-производственное малое совместное предприятие (НПМСП) "ОПЫТ".

Рис. 4. Дозиметр гамма-излучения поисковый ДБГ-02 «РИТМ-1М».

2. Дозиметр может применяться:

• при ликвидации радиационных аварий;

• при контроле грузов и транспортных средств на государственной границе;

• при радиационном контроле объектов строительства, партий металлолома и другой продукции;

• для организации непрерывного контроля радиационной ситуации на контрольно-пропускных пунктах и в системах радиационной безопасности особо важных объектов;

• для пешеходной и автомобильной гамма-сьемки при геологическом картировании;

• для гамма-каротажа неглубоких скважин;

• для дозиметрического мониторинга окружающей среды;

• в службах радиационного контроля управлений экологической безопасности, научных, промышленных и других учреждений и организаций;

• на предприятиях сферы обращения с радиоактивными отходами и атомной энергетики;

• для радиационного контроля при осуществлении деятельности в сфере использования ядерной энергии;

20. Материалом для регистрации гамма-излучения является:

Сцинтилляционный кристалл Csl(Na) (йодистый цезий, активированный натрием) диаметром 40 мм и высотою 48 мм.

3.2. Спектрометр-дозиметр гамма-излучения «РИТМ-С»

Назначение спектрометра:

• регистрация спектров гамма-излучения и идентификация радионуклидов;

• измерение активности радионуклидов в строительных материалах, минеральном сырье, отходах производства, продуктах питания и других веществах.

• определение активности обнаруженных радионуклидов;

• определение активности естественных радионуклидов.

Структура спектрометрической установки (рис. 5.):

• дозиметр гамма-излучения поисковый «Ритм-1М»;

• блок детектирования со сцинтилляционным детектором;

• низкофоновая защита блока детектирования;

• сосуды Маринелли;

• преобразователь спектрометрический;

• портативный компьютер;

• специализированное программное обеспечение;

• блок питания для зарядки аккумуляторов, миниатюрный головной телефон, принадлежности, комплект эксплуатационной документации.

Применение:

• при ликвидации радиационных аварий;

• при контроле транспортных средств на государственной границе;

• при радиационном контроле объектов строительства, партий металлолома и другой продукции.

Технические характеристики:

• Относительное энергетическое разрешение по гамма-линии ¹³⁷ Cs (0.662 МэВ)- 9,2 %.

• Рабочий диапазон энергий гамма-излучения: 0,05...3 МэВ.

• Интегральная нелинейность в диапазоне энергий гамма-излучения 200-2700 кэВ – 0,5 %.

• Долговременная нестабильность градуировочной характеристики за 8 часов работы – 1,0 %.

• Диапазон измерения мощности эквивалентной дозы гамма-излучения от 0,01 до 19990 мкЗв/ч.

Рис. 5. Спектрометр-дозиметр гамма-излучения «РИТМ-С»

• Границы допустимой основной относительной погрешности измерения активности для объемной геометрии, P = 0,95: ± 30% .

• Минимальная активность, которую можно промерять в геометрии

«Маринелли 1л» за 7200 с, P = 0,95; δ= 50%, Бк:

137

Cs = 1,8;

40

K = 22;

226

Ra = 4;

232 Th = 4.

• Энергетическая зависимость ± 20 %.

• Чувствительность – 36000 имп./мкР.

• Время установления показаний переключаемое: 0,5; 1; 2; 10; 50 сек.

• Материал детектора – NaI(Tl) Ø63x63.

• Исполнение блока детектора – герметичное.

• Рабочий диапазон температур: -20...+50 ^o С.

Дозиметр «Ритм-1М» ДБГ- 02 прошел Государственные приемочные испытания Спектрометр-дозиметр гамма-излучения «РИТМ-С» метрологически аттестован [Приложение 1].

3.2.1. Блок-схема установки

Рис. 6. Блок-схема спектрометрической установки

На блок-схеме спектрометрической установки расположены:

• Сцинтилляционный кристалл NaI(Tl) Ø63x63;

• Фотоэлектронный умножитель (ФЭУ);

• Эмиттерный повторитель;

• Источники питания +12 В и -12 В;

• Портативный компьютер;

• Амплитудный анализатор АА-РИТМ.

Важной составной частью установки является амплитудный анализатор ААРИТМ. Рассмотрим более детально технические характеристики этого амплитудного анализатора.

Техническое описание амплитудного анализатора АА-РИТМ

1. Амплитудный анализатор (АА) принимает и преобразовывает в цифровой код сигналы от сцинтилляционной сборки.

2. Минимальная измеряемая амплитуда, мВ – 8.

3. Максимальная измеряемая амплитуда, мВ – 800.

4. Рабочий диапазон, мВ – 8…800.

5. Параметры входного сигнала:

• форма – квазигауссовская; • полярность – отрицательная.

6. Число каналов – 512.

7. Ширина канала, мВ – 1,56.

8. Нестабильность начальной точки, мВ, не более ± 2.

9. Интегральная нелинейность, %, не более ± 0,5.

10. Дифференциальная нелинейность, %, не более ±1.

11. Максимальная загрузка, с^-1 , не менее 10⁵ .

12. Входное сопротивление АА, кОм, 10.

13. Габаритные размеры, мм, не более 180×150×70.

14. Масса, кг, не более – 0,5.

15. Условия эксплуатации:

• температура окружающей среды – 0…35 ⁰ С;

• атмосферное давление – от 86 до 106 кПа;

• относительная влажность при +20 ⁰ С до 98.

16. Технические характеристики высоковольтного блока питания:

• высоковольтный источник питания имеет внешнюю регулировку напряжения в пределах от 260 до 1560 В.

• Сопротивление нагрузки, не менее 1 МОм.

17. Требования по электропитанию:

• Входное напряжение питания, В: 12В±10% .

• Потребляемая мощность, Вт, не более: 6.

3.2.2. Программное обеспечение «РИТМ-С»

Программа «РИТМ-С» предназначена для управления спектрометрической аппаратурой, производимой НПМСП «ОПЫТ».

Программа предоставляет возможность производить накопление и обработку энергетических спектров источников излучений, вычисление активности и удельной активности радионуклидов, а также удельной эффективной активности по

активности естественных радионуклидов (ЕРН ⁴⁰ K, ²²⁶ Ra, ²³² Th) и цезия -137.

Обработка спектров содержит операции разметки спектра, локализации, обсчета параметров и идентификации пиков, суммирование и вычитание спектров, умножение спектра на константу.

Расширенный набор команд управления графическим представлением энергетических спектров обеспечивает наглядность и гибкость в управлении обработкой спектрометрической информации.

Поддерживается архивирование накопленных спектров, ведение протокола результатов обработки, сохранение в файле и вывод на принтер графиков спектра и протокола.

От оператора программного обеспечения «РИТМ-С» требуется знание основ интерфейса Windows.

4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ИХ ОБСУЖДЕНИЕ

4.1. Мощность эквивалентной дозы породных отвалов

В Донбассе, как было отмечено ранее, расположены 1257 терриконов, из них для 355 характерны процессы самовозгорания угля. По загрязнению окружающей среды Луганская область находится на третьем месте в Украине после Донецка и Днепропетровска.

На территории г. Свердловска Луганской области 45 породных отвалов, 12 из которых горят. Практически возле каждого из них проживают люди.

Установлено, что угли и вмещающие их породы содержат высокие концентрации урана [5]. Значительная часть естественной радиоактивности пород в отвалах связана с радиоизотопами (радионуклидами) тяжелых элементов с порядковыми номерами более 82, которые образуют три радиоактивных семейства - урана, актиния и тория (таблица.2) [8]. Эти семейства включают соответственно 17, 14 и 12 радиоактивных изотопов, распадающихся в основном с испусканием альфачастиц (ядер гелия); некоторые из членов семейств относятся к бета и гаммаизлучателям.

Для того чтобы дать достоверную оценку о состоянии окружающей среды, породных шахтных отвалов и их воздействие на здоровье населения, проживающего в местах скопления и расположения этих породных отвалов, необходимо провести детальный радиационный мониторинг.

С помощью дозиметра ДБГ-02 «РИТМ-1М», который соответствует требованиям технических условий ТУ У 33.2-13386722-001-2001 и внесен в Государственный реестр средств измерительной техники, допущенных к применению в Украине (Государственный реестр - № У 1546-01) был проведен радиационный мониторинг материалов породных шахтных отвалов в количестве 9ти терриконов.

Внешний вид исследованных породных отвалов можно найти в [Приложение 2].

Измерялась мощность эквивалентной дозы (МЭД) шахтных отвалов в (нЗв/час). Исследуемые отвалы были разбиты на локальные участки с шагом 10×10 м по всему описываемому контуру для каждого из терриконов. В свою очередь, для упрощения процесса исследований, терриконы были разделены на 4 географические стороны: Северная, Южная, Западная, Восточная. Погрешность обнаружения каждого из локальных участков составляла ∆=±20 м² .

Массив данных по радиационному мониторингу материалов породных отвалов был представлен в виде табличных значений МЭД исследуемых терриконов

(таблица 8):

Таблица 8. Значения МЭД исследуемых терриконов г. Свердловска.