<< Пред.           стр. 3 (из 5)           След. >>

Список литературы по разделу

 
 
 ПРИБОРНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ СИСТЕМ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ
 
 В.В. Бабенко, А.С. Казимиров, А.Ф. Рудык
 ООО "НПП "АтомКомплексПрилад", г. Киев, Украина
 
  Специфика ядерной промышленности нуждается в обеспечении приборами и измерительно-вычислительными системами нового перспективного поколения на базе современных технологий, синтеза принципов радиометрии, спектрометрии и математического моделирования. Особенностью в тенденциях развития РК является то, что наряду с созданием автономных спектрометрических комплексов открываются перспективы включения их в АСРК, которые в свою очередь являются подсистемами АСУ ТП АЭС.
  Практическую основу радиационного контроля на АЭС составляет определение активности различных групп реперных радионуклидов, основная часть которых приведена в табл.1.
  Таблица 1
 Группы радионуклидов как идентификаторы технологических процессов на АС
 Группы нуклидов Функции контроля радионуклидов в технологических процессах Продукты активации:
 16N; 17N Индикаторы и мониторы тепловой мощности реактора, энерговыделения в активной зоне, расхода теплоносителя, протечки парогенераторов. Продукты деления:
 криптон, ксенон,
 радиоизотопы иода,
 цезия, рубидия Индикаторы контроля герметичности оболочек твэлов; индикаторы аварийного разрушения твэлов и утечки продуктов деления из контуров АС; индикаторы состава и активности выбросов и сбросов АС в окружающую среду 131I; 137Cs Индикаторы обнаружения и подтверждения не герметичности ТВС при выдержке ТВС в пеналах с водой. 134Cs, 137Cs; 106 Ru
 144Ce; 148Nd Мониторы выгорания ядерного топлива Продукты коррозии:
 54Mn; 56Mn; 51Cr;
 59Fe; 65Zn; 58Co; 60Co Индикаторы радиоактивного загрязнения технологических сред и оборудования, а также выбросов и сбросов АС Так как регистрацию излучения реперных нуклидов необходимо проводить по фотопикам в узких энергетических интервалах, иногда в жестких радиационных полях и часто при изменении температуры технологической среды, то требуется высокая стабильность всего измерительного тракта устройств детектирования.
  В настоящее время НПП "Атом Комплекс Прибор" разработал и внедрил на АЭС Украины аппаратно-программного комплекса "Спектрометрия теплоносителя первого контура" (СТПК) для радиационного контроля теплоносителя основного контура ВВЭР-1000;
  СТПК предназначен для дискретно-непрерывного технологического контроля удельной активности реперных радионуклидов в теплоносителе основного контура ядерных реакторов с помощью гамма - спектрометрии высокого разрешения и обеспечивает:
 * непрерывное измерение спектров гамма-излучения теплоносителя.
 * автоматическую обработку спектрометрической информации.
 * выдачу (в т.ч. и на БЩУ) величины абсолютной активности реперных радионуклидов через заданные промежутки времени.
  СТПК ориентирован на обязательный оперативный контроль удельной активности радионуклидов йода (131I ? 135I), значения которых согласно действующих нормативных документов определяют пределы безопасной эксплуатации энергоблоков.
  СТПК позволяет периодически определять удельную активность реперных радионуклидов из различных групп (ИРГ, продуктов активации и др.), что даёт возможность осуществлять КГО твэлов и анализ других радиационных параметров активной зоны и основного контура реактора.
  СТПК представляет собой открытый высокопроизводительный комплекс для непрерывного измерения спектров гамма-излучения теплоносителя, автоматической обработки, отображения, передачи, хранения и документирования спектрометрической информации о радиационном состоянии теплоносителя основного контура реактора и является подсистемой АСРК.
  Контроль пяти изотопов йода (I-131?135), а также пяти радионуклидов РБГ (Хе-133, 135; Kr-85m,87,88) является оптимальным и позволит корректно и детально оценивать герметичность оболочек твелов.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 МНОГОФУНКЦИОНАЛЬНЫЕ НОСИМЫЕ СПЕКТРОМЕТРЫ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ МКС-АТ6101 И ИХ ПРИМЕНЕНИЕ ДЛЯ РЕШЕНИЯ РАЗЛИЧНЫХ ЗАДАЧ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ОБЪЕКТОВ ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ И ИСТОЧНИКОВ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ
 
 Кожемякин В.А., Антонов В.Н., Быстров Е.В, Гуринович В.Н., Довжук М.Н., Кийко А.Н., Петров В.И., Тищенко С.Н., Толстов С.А. Шульгович Г.И.
 УП "АТОМТЕХ", г. Минск, Республика Беларусь.
 
  В докладе представлены многофункциональные носимые спектрометры гамма-излучения МКС-АТ6101, разработанные в УП "АТОМТЕХ". Основное их назначение - измерение и обработка спектров гамма-излучения, поиск, локализация и идентификация естественных, промышленных, медицинских радионуклидных источников и ядерных материалов, определение активности радионуклидов без пробоотбора, измерение мощности амбиентной дозы гамма излучения, измерение плотности потока альфа-, бета-излучения и нейтронного излучения с возможностью привязки на местности. Спектрометры имеют интуитивно понятный интерфейс, могут хранить в себе до 300 спектров и имеют возможность подключаться к персональному компьютеру для передачи измеренных спектров и дальнейшей их обработки с помощью разработанного программного обеспечения. Состав спектрометров предусматривает: блок обработки информации или компьютер, внешние интеллектуальные блоки детектирования гамма-, альфа- и бета-излучения. В зависимости от модификации спектрометры МКС-АТ6101 могут применяться для мониторинга окружающей среды, контроля радиоактивных отходов, контроля за перемещением радиоактивных и ядерных материалов, в геологоразведке, научных исследованиях, скрытном сканировании помещений и площадей, поиске ядерных террористов и других областях.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ДОЗИМЕТР-РАДИОМЕТР МКС-АТ1117М - НОВЫЕ ВОЗМОЖНОСТИ
 
 Кожемякин В.А., Вороньков В.Н., Петров В.И., Шульгович Г.И., Гуринович В.И.
 УП "АТОМТЕХ", г.Минск, Республика Беларусь
 
 
 
  Дозиметр-радиометр МКС-АТ1117М представляет собой многофункциональный универсальный прибор, позволяющий измерять:
  * амбиентную дозу и мощность амбиентной дозы рентгеновского, гамма и нейтронного излучения;
  * экспозиционную дозу и мощность экспозиционной дозы рентгеновского и гамма-излучения;
  * плотность потока и флюенс альфа, бета и нейтронного излучения;
  * поверхностную активность 239Рu и 90Sr
  и осуществлять поиск радиоактивных загрязнений.
  Благодаря большому набору сменных блоков детектирования имеется возможность решать широкий круг задач в области дозиметрии и радиометрии, осуществляя измерения в полях излучения характерных как для нормальной радиационной обстановки, так и для тяжелых ядерных аварий.
  Каждый из 14 входящих в состав прибора блоков представляет собой функционально и конструктивно законченное изделие с микропроцессорным управлением, обмен информацией с которым осуществляется по интерфейсу RS232.
  Выходная информация блоков детектирования имеет вид готовых значений измеряемой физической величины (дозы, мощности дозы, плотности потока и т.д.) при расчете которой в блоках учитывается влияние температуры, загрузки, разброса параметров, старения элементов и т.п.
  Использование для обмена информацией интерфейса RS232 позволяет подключать блоки детектирования непосредственно к ПЭВМ, что делает возможным, кроме всего прочего, для всего ряда сцинтилляционных спектрометрических блоков наблюдение аппаратурных спектров регистрируемого альфа, бета, рентгеновского и гамма-излучения.
  Большое разнообразие блоков, отличающихся техническими характеристиками, конструкцией, типом используемого детектора, стоимостью позволяет потребителю выбрать наиболее подходящий для него вариант.
  По степени защиты от внешних воздействий дозиметр-радиометр соответствует группе IP64 и может эксплуатироваться в лабораторных и полевых условиях в диапазоне температур от минус 30 до плюс 50°С.
  Питание прибора осуществляется от встроенного в блок обработки и индикации аккумуляторной батареи, емкости которой достаточно для непрерывной работы прибора в течении не менее 24 часов.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 МОНИТОРИНГ РАДИОАКТИВНОСТИ ПОДЗЕМНЫХ ИСТОЧНИКОВ
 ПИТЬЕВОГО ВОДОСНАБЖЕНИЯ И ДОЗЫ ОБЛУЧЕНИЯ НАСЕЛЕНИЯ
 
 Костенецкий М.И.
 Запорожская областная санитарно-эпидемиологическая станция
 
  Известно, что наибольшую дозу облучения население получает не от техногенных, а от природных источников радиации. По данным отечественных авторов годовая эффективная доза облучения населения Украины за счет радионуклидов природного происхождения составляет 6,15 мЗв, что значительно больше среднемировых величин.
  Большинство природных источников не является предметом гигиенического нормирования и практически не поддаётся управлению. В то же время ряд источников природного происхождения нормируется, что дает возможность проведения мероприятий по ограничению доз облучения населения. К ним относятся уран, радий-226 и радон-222, допустимые концентрации которых в питьевой воде с 1998 года стали нормироваться "Нормами радиационной безопасности Украины" (НРБУ-97).
  С целью снижения доз облучения населения реализуя требования Закона Украины "О защите человека от действия ионизирующего излучения" Запорожская областная санэпидстанция подготовила "Программу защиты населения Запорожской области от действия ионизирующего излучения на 2003-2010 годы", которая была утверждена решением сессии областного Совета 24.12.02. № 9.
  В программе предусмотрено проведение радиологического мониторинга окружающей природной среды, в том числе и питьевой воды. Предусмотрены и организационные мероприятия, в связи с чем паспорт на вновь открываемые на территории области скважины не выдается без проведения радиологического контроля. Кроме того, радиологическая лаборатория облСЭС ведет выборочный (плановый) контроль радиоактивности воды из существующих скважин. В результате этой работы только за последние 5 лет нами проведено исследование радиоактивности воды из 282 скважин.
  Поскольку Запорожская область размещена на 4 геологических образованиях: Украинском кристаллическом массиве, Приазовской гряде, Конско-Ялынской и Причерноморской впадинах, полученные нами за последние годы результаты исследований объединены в четыре группы.
  На основании результатов исследований была рассчитана эффективная годовая доза облучения населения, которые потребляют воду, поступающую из различных геологических образований.
  Анализ полученных данных подтверждает, что наибольшей естественной радиоактивностью обладают подземные источники воды, расположенные в зоне залегания Украинского кристаллического массива. Естественно, что и годовая доза облучения, которую получает население за счет питьевой воды из скважин, расположенных в зоне его залегания, достаточно высока и может составлять более 700 мкЗв. Доза облучения населения, потребляющего воду из других геологических образований, в 4-6 раз меньше.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ПРИМЕНЕНИЕ ДЕТЕКТОРА НА ОСНОВЕ ТЕЛЛУРИДА КАДМИЯ ДЛЯ РАДИАЦИОННОГО КОНТРОЛЯ ПАРАМЕТРОВ РЕАКТОРА
 
 Левенец В.В., Омельник А.П., Щур А.А., Гончаров А.В.,Пистряк В.М.,
 Кутний В.Е., Рыбка А.В.
 ИФТТМТ ННЦ ХФТИ, Харьков,Украина
 
  Использование регистрации гамма излучения от радиоизотопа 16N в теплоносителе реактора позволяют осуществлять:
  - измерение расхода теплоносителя первого контура по спаду активности 16N;
  - определение полной тепловой мощности реактора и в петлях по активности изотопа 16N в теплоносителе первого контура;
  - определение полной тепловой мощности реактора и в петлях по совместной регистрации активности изотопа 16N в теплоносителе 1-го контура и нейтронов;
  - определение неравномерности энергораспределения в активной зоне реактора (аксиальный офсет);
  - определение протечек из первого и второго контуров;
  - определение разгерметизации ТВЭЛов.
  Для существующих систем радиационного контроля реактора по изотопу 16N применяются датчики на основе счетчиков Гейгера-Мюллера и сцинтилляторов (NaJ(Tl)...). Они работают в довольно сложных условиях и должны отвечать соответствовать серии требований: использование в широком температурном диапазоне, наличие высокой радиационной стойкости, стабильность характеристик и т.д.
  Учитывая высокую радиационную, температурную стойкость и эффективность регистрации гамма излучения представляется перспективным использовать для решения этих задач датчиков на основе теллурида кадмия.
  Нами был проведен модельный эксперимент с подобным датчиком и детекторами NaJ(Tl), Ge(Li) в поле гамма излучения созданном при протекании ядерных реакций на пучке ускоренных протонов.
  Условия эксперимента: детекторы NaJ(Tl)(150x100); Ge(Li)(150 см3); CdZnTe(1 см3 , изготовлен в ИФТТМТ ННЦ ХФТИ). Каждый из детекторов был помещен в защитный кожух из свинца для уменьшения фонового излучения. Пучок протонов электростатического ускорителя "Сокол" с энергией 1.7 МэВ. Ток пучка выбирался из условия отсутствия перегрузок в электронном тракте. Мишени в виде таблеток спрессованного порошка из Zr4F, Na4F, B4C, BN, Al, а также мишени на основе SiO2 с добавленим Na на уровне 0,5 % мас. и на основе Zr с добавленим B на уровне 1% мас и F - на уровне 0,1 %мас. Были использованы реакции типа (p,р'?) и (p,??), что позволило получить гамма излучение в диапазоне 110 кэВ-11 МэВ.
  Исследовались эффективность регистрации излучения в указанном диапазоне, линейность энергетической калибровки, счетные характеристики. Приведены результаты эксперимента. Сделан вывод о перспективности использования детекторов на основе теллурида кадмия для систем радиационного контроля параметров реактора.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ПРИМЕНЕНИЕ ДЕТЕКТОРОВ ИЗ CDTE И CDZNTE ПРОИЗВОДСТВА ННЦ ХФТИ ДЛЯ ИЗМЕРЕНИЯ ГАММА И АЛЬФА ИЗЛУЧЕНИЙ
 
 Левенец В.В., Омельник А.П., Щур А.А., Кутний В.Е., Рыбка А.В.
 ИФТТМТ ННЦ ХФТИ, Харьков,Украина
 
  Полупроводниковые детекторы на основе кристаллов CdTe (CdZnTe) в последнее время находят всё более широкое применение. Благодаря совершенствованию технологии производства создаются кристаллы с необходимыми, что позволяет получать на их основе блоки детектирования ионизирующего излучения с хорошими спектрометрическими и эксплуатационными характеристиками.
  Целью данной работы было испытание изготовленных в ИФТТМТ ННЦ ХФТИ полупроводниковых детекторов из CdTe (CdZnTe) в полях рентгеновского и гамма-излучения в диапазоне энергий 10-500 кэВ, а также исследование возможности применения разработанных и изготовленных детекторов для регистрации заряженных частиц с энергией до нескольких десятков МэВ. В данном сообщении представлены результаты исследования при комнатной температуре спектрометрических характеристик детекторов ?-излучения толщиной 0,8 мм и 2 мм. Источниками ?-излучения служили изотоп 241Am активностью 1·105 Бк и изотоп 152Eu активностью 3·104 Бк. Диапазон регистрируемых излучений от источников 10 кэВ - 1.5 МэВ. Источник и детектор устанавливались соосно на расстоянии, позволяющем не учитывать размеры источника. Между источником излучения и блоком детектирования в отдельных измерениях устанавливался свинцовый коллиматор толщиной 15 мм с отверстием диаметром 1,8 мм.
  Кроме ?-излучения, исследовались спектрометрические характеристики CdZnTe детектора, как детектора заряженных частиц. Для изучения характеристик детектора и выбора оптимальных условий его работы использовались следующие источники ?-частиц: 226Ra (активность 4,2·104 Бк), 233U (4.3·104), 239Pu (3,95·103 Бк), 238Pu (3,99·104 Бк), 241Am(1·105 Бк). Источники поочерёдно размещались на расстоянии 1,5 мм от поверхности кристалла. Измерения проводились в воздухе.
  Представлены результаты проведенных работ. В частности, было показано, что при регистрации гамма (ренгтеновского) излучения в исследованном диапазоне детекторы обладают достаточным энергетическим разрешением и эффективностью, а при использовании их для спектрометрии альфа частиц возможно идентифицировать каждый изотоп индивидуально и в смеси всех.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 УЧЁТ КОНВЕРСИОННЫХ ЭФФЕКТОВ ПРИ ОБРАБОТКЕ СЛОЖНЫХ АЛЬФА-СПЕКТРОВ
 
 Малиновский С.В. , Ермаков А.И., Каширин И.А., Тихомиров В.А., Соболев А.И.
 ГУП МосНПО "Радон", Москва
 
  Корректная обработка сложных альфа-спектров, измеренных на различных типах приборов, в настоящее время проводится путём моделирования спектров отдельных изотопов с использованием справочной информации о вкладах и энергиях отдельных энергетических линий. Но часто, при попытке моделирования, оказывается, что некоторые аппаратные линии сдвинуты относительно ожидаемого положения и, кроме того, появляются новые линии, сдвинутые в более высокоэнергетическую область. Этот эффект обусловлен конверсионными электронами, сопровождающими альфа-распад ядра. Если после альфа-распада ядро остаётся в возбуждённом состоянии и время жизни этого состояния мало, то импульс от конверсионного электрона будет накладываться на импульс от альфа-частицы, что и приводит к сдвигу и образованию новых пиков.
  Наиболее ярко этот эффект проявляется в ионизационных альфа-камерах, спектры которых без учёта конверсионного эффекта корректно обработать невозможно. В полупроводниковых детекторах значение эффекта конверсии увеличивается по мере уменьшения расстояния между пробой и детектором и, соответственно, по мере увеличения вероятности одновременного попадания в детектор альфа-частицы и сопровождающего конверсионного электрона. В жидкосцинтилляционных спектрометрах визуально этот эффект менее заметен из-за худшего энергетического разрешения, тем не менее ввиду высокой эффективности регистрации как альфа-частиц, так и электронов, его учёт важен для получения корректной информации.
  Проведённые исследования позволили определить основные закономерности влияния конверсионного эффекта на форму спектров отдельных радионуклидов и разработать алгоритм корректировки модельных спектров, полученных из справочных данных по альфа-распаду. Алгоритм реализован в соответствующем программном обеспечении.
  Показаны примеры обработки альфа-спектров с учётом конверсионного эффекта и без него.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 ТЕХНОГЕННАЯ МИГРАЦИЯ 137СS В ГОРОДСКИХ ЭКОСИСТЕМАХ (НА ПРИМЕРЕ ТЕРРИТОРИИ МОСКВЫ)
 
 П.С. Микляев*, Т.Б. Петрова**
 *Институт геоэкологии РАН, ** ФГУЗ "Центр гигиены и эпидемиологии в Москве"
 
  Загрязнение 137Сs территории Москвы обусловлено радиоактивными выпадениями в результате ядерных испытаний, и аварии на Чернобыльской АЭС. Выпадая из атмосферы, 137Сs прочно сорбируется в почвенном слое. В природных экосистемах концентрация 137Сs в почвах ежегодно уменьшается за счет радиоактивного распада и миграции 137Сs в минеральный слой. Скорость миграции и глубины проникновения 137Сs в минеральный слой малы (от 5 до 25 см за 15 лет). Перенос 137Сs по латерали также практически отсутствует. Таким образом, в природных условиях 137Сs малоподвижен и его концентрации в почвах отражают интенсивность атмосферных выпадений на данной территории.
  Однако, проведенные нами исследования показали, что в городских экосистемах активно проявляется техногенная миграция 137Сs, связанная с уничтожением и перемещением почвенного слоя содержащего 137Сs. Распределение концентраций 137Сs в городских почвах определяется категорией хозяйственного землепользования. В почвах лесопарков и сельскохозяйственных земель сохранилось близкое к природному распределение 137Сs. В пределах промышленных зон и заброшенных земель (свалки, заброшенные карьеры и т.д.) 137Сs отсутствует, т. к. почвенный покров, содержащий выпавший ранее из атмосферы 137Сs, чаще всего удален (вывезен или перемешан с коренным грунтом). На территориях жилой зоны распределение 137Сs наиболее сложное. Здесь почвенный слой, содержащий 137Cs, в целом сохранен, однако он постоянно срезается, перемещается с места на место и частично уничтожается при проведении строительных и земляных работ. Кроме того, в жилой зоне постоянно проводятся работы по созданию искусственных газонов, для чего на территорию Москвы ввозятся почвенные смеси из других регионов. Причем, часто ввозятся черноземы из областей с высокими уровнями загрязнения 137Cs в результате чернобыльской аварии, что вызывает особую тревогу. Так на территории Москвы были выявлены привозные черноземы, в которых содержание 137Cs достигает 300 Бк/кг, что примерно в 50 раз превышает уровни загрязнения, характерные для почв Москвы. Таким образом, распределение 137Сs в почвах Москвы обусловлено, прежде всего, его техногенной миграцией с перемещаемыми почвами.
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 РАДИОНУКЛИДНЫЙ СОСТАВ ПРОБ ПОЧВЫ, ОТОБРАННОЙ В 40-КМ ЗОНЕ ЧАЭС. ДВАДЦАТЬ ЛЕТ СПУСТЯ
 
 Т.Б. Петрова*, В.К.Власов**, П.С.Микляев***
 * ФГУЗ "Центр гигиены и эпидемиологии в Москве", ** МГУ им. М. В. Ломоносова, *** Институт геоэкологии РАН
 
  В первые месяцы и даже годы после аварии на ЧАЭС определение радионуклидного состава и удельной активности радионуклидов в пробах почвы в зоне, прилегающей к АЭС, составляло немало трудностей, так как была высокой загрузка детектора, в пробах присутствовало большое количество радионуклидов многие из которых были "каскадниками". К настоящему времени большая часть радионуклидов распалась, и появилась возможность определить долгоживущие радионуклиды с хорошей точностью. В таблице 1. представлены результаты измерений удельной активности крупнодисперсных и мелкодисперсных частиц, представленные в Отчёте ИОЯФ РНЦ КИ 1992 г. (1) и удельные активности радионуклидов из образца №1почвы, отобранной на промплощадке АЭС (измерены ФГУЗ ЦГИЭ в Москве). Измерения образца проводились на HPGD фирмы "Силена" ( спектрометр "DSPEC jr" и программа обработки спектров "GAMMA-VISION-32" фирмы "ORTEC") в точечной геометрии на поверхности детектора и на высоте 3,5 см над детектором.
 
  Таблица 1. Результаты измерений пробы почвы - образец №1 (ФГУЗ ЦГИЭ в Москве) и частиц (литературные данные - ИОЭФ РНЦ КИ)
 
 Нуклид Период полураспада Ai/Acs-137
 в активной зоне реактора на момент аварии (1) Крупн.
 горячие
 частицы,
 Бк
 (1)
  Ai/Acs-137 Мелкодисперсн.
 частицы,
 Бк
 (1) Ai/Acs-137 Образец №1, Бк/кг Ai/Acs-137 125 Sb 2,77 л. 0,07 6,5.107 0,07 7,1. 108 7,4 3,5.106±2,3.106 0,06 137 Cs 30,17 л. 1 9,2 , 108 1 9,6.. 107 1 6,2.107±8,.104 1 134 Cs 2,07 л. 0,57 2,3. 109 2,5 9,6. 107 0,2 3.107±3.106 0,48 239 Pu 24110л. 0,02 1,5. 107 1,9 . 105 2,4.106±1.106 (?) 0,04 (?) 240 Pu 6553 г. 241 Am 433 г. 0,5. 10-3 5,0 . 106 5.10-4 6 . 105 6.10-3 1.106±7,7.104 0,02 154Eu 8,5 л. 3,8. 107 0,04 5.3. 106 0,06 7,6.105±2,9.104 0,01 155Eu 4,96 г. 1,6.106±4,5.105 0,03 60Co 5,27 л. 0,08 2,6.105±1,5.104 0,004
  Так как тугоплавкие радионуклиды - церий -144, цирконий -95, на активность которых нормировались активности других радионуклидов распались, нормирование проводилось на активность цезия-137, как радионуклида, представленного во всех таблицах и хорошо определяемого. Интерес представляет определение европия-155, не приводимого ранее в таблицах чернобыльских нуклидов, а также кобальта-60. Обсуждению подлежит возможность определения плутония -239 в настоящее время или в недалёком будущем.
 
 
 
 
 
 
 

<< Пред.           стр. 3 (из 5)           След. >>

Список литературы по разделу