Радиоактивные изотопы

11.09.2014 | Автор: spec

Содержание: Желаю уточнить: Вероятнее всего в вопросе предполагается, что в трубе на глубине 2 метров (кстати где? в грунте либо в воде?) содержится некоторый радиактивный изотоп.

Можно ли зарегистрировать его наличие? Видимо, подразумевается, что регистрируют с поверхности, в неприятном случае не принципиально на какой глубине находится труба. Возможность регистрации находится в зависимости от изотопа. Альфаили бетаизлучатель фактически нереально, т.к. длина пробега альфа-частиц даже в воздухе составляет около 5 см при энергии 5 Мэв, а в 2-х метрах грунта альфа-частицы накрепко «застрянут». У бета-частиц (электронов Мэвных энергий) пробег чуток больше, но 2-х метров и им не победить. Гаммакванты также очень поглощаются, но, если активность источника велика, то на поверхности можно зарегистрировать ослабленный, но превосходящий фон поток гамма-квантов. Остаются еще нейтроны. С ними ситуация более непростая из-за сложного нрава взаимодействия нейтронов с ядрами разных изотопов, составляющих слой, через который проходят нейтроны. Их тоже довольно реально зарегистрировать. Хотя в любом случае нужно более детально знать геометрию распространения излучения, его состав и основые условия, также чувствительность соответственной аппаратуры.

============================================================

Отвечает к.х.н. О. В. Мосин

Если источник радиоактивного излучения находится в поверхностных слоях земли, то довольно использовать самый обычный сенсор радиоактивного излучения. Для того, чтоб точно найти радиоактивный изотоп, необходимо взять пробы грунта. Потом решать, при помощи какого способа определять его предстоящее количественное и высококачественное содержание.

Способ детекции находится в зависимости от типа излучения:

Альфа-излучение представляет собой поток альфа-частиц, распространяющихся с исходной скоростью около 20 тыс. км/с. Их ионизирующая способность громадна, а потому что на каждый акт ионизации тратится определенная энергия, то их проникающая способность малозначительна: длина пробега в воздухе составляет 3—11 см, а в водянистых и жестких средах — сотые толики мм. Лист плотной бумаги стопроцентно задерживает их. Надежной защитой от альфа-частиц является также одежка человека.

Так как альфа-излучение имеет самую большую ионизирующую, но меньшую проникающую способность, наружное облучение альфа-частицами фактически безобидно, но попадание их вовнутрь организма очень небезопасно.

Бета-излучение — поток бета-частиц, которые зависимо от энергии излучения могут распространяться со скоростью, близкой к скорости света (300 тыс. км/с). Заряд бета-частиц меньше, а скорость больше, чем у альфа-частиц, потому они имеют наименьшую ионизирующую, но огромную проникающую способность. Длина пробега бета-частиц с высочайшей энергией составляет в воздухе до 20 м, воде и живых тканях — до 3 см, металле — до 1 см. На практике бета-частицы практически стопроцентно поглощают оконные либо авто стекла и железные экраны шириной в несколько мм. Одежка поглощает до 50 % бета-частиц.

При наружном облучении организма на глубину около 1 мм просачивается 20—25 % бета-частиц. Потому наружное бета-облучение представляет суровую опасность только при попадании радиоактивных веществ конкретно на кожу (в особенности на глаза) либо же вовнутрь организма. Так, после Чернобыльской аварии наблюдались бета-ожоги ног за 50—100 км от АЭС (к примеру, в г. Народичи Житомирской области). Потому местному популяции не рекомендовалось ходить по земле с босыми ногами.

Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов, скорость распространения которых добивается 20 тыс. км/с. Потому что нейтроны не имеют электронного заряда, они просто попадают в ядра атомов и захватываются ими. При ядерном взрыве большая часть нейтронов выделяется за маленький просвет времени. Они просто попадают в живую ткань и захватываются ядрами ее атомов. Потому нейтронное излучение оказывает сильное поражающее действие при наружном облучении. Наилучшими; защитными материалами от их являются; легкие водородсодержащие материалы: целофан, парафин, вода и др.

Гамма-излучение — это электрическое излучение, испускаемое ядрами атомов при радиоактивных превращениях. Оно, обычно, аккомпанирует бета-распад, пореже альфа-распад. По собственной природе гамма-излучение представляет собой электрическое поле с длиной волны 10~8—10~и см. Оно испускается отдельными порциями (квантами) и распространяется со скоростью света. Ионизирующая способность его существенно меньше, чем у бета-частиц и тем паче у альфа-частиц.

Зато гамма-излучение имеет самую большую проникающую способность и в воздухе может распространяться на сотки метров. Для ослабления его энергии вдвое нужен слой вещества (слой половинного ослабления) шириной: воды — 23 см, стали — около 3, бетона — 10, дерева — 30 см.

Из-за большей проникающей возможности гамма-излучение является важным фактором поражающего деяния радиоактивных излучений при наружном облучении.

Неплохой защитой от гамма-излучений являются томные металлы, к примеру свинец, который для этих целей употребляется более нередко.

Радиоактивное излучение можно определять при помощи разных устройств – сенсоров. В текущее время более всераспространены три типа сенсоров радиоактивного излучения: газо-ионизационные датчики, сцинтилляционные счетчики и полупроводниковые датчики.

Газо-ионизационные датчики

Большая часть газо-ионизационных датчиков состоит из заполненной инертным газом, таким как аргон Ar, камеры с таким приложенным напряжением, что центральный провод становится анодом, а стена камеры – катодом. Когда радиоактивные частички входят в трубку, они ионизируют инертный газ, производя огромное число Ar+/e( ионных пар. Движение электронов к аноду, а Ar+ к катоду производит измеряемый электронный ток. Зависимо от напряжения, приложенного к камере, датчики можно поделить на ионизационные камеры, пропорциональный счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера (ГМ).

Одним из первых в истории устройств для регистрации следов (треков) заряженных частиц является камера Вильсона. Она была придумана шотландским физиком Чарльзом Вильянсом в 1910 году. Принцип деяния камеры употребляет явление конденсации сверхнасыщенного пара: при возникновении в среде сверхнасыщенного пара каких-то центров конденсации (а именно, ионов, провождающих след резвой заряженной частички) на их образуются маленькие капли воды, которые фотографируются. Конструктивно камера Вильсона представляет собой ёмкость со стеклянной крышкой и поршнем в нижней части, заполненная насыщенными парами воды, спирта либо эфира. Когда поршень опускается, то за счет адиабатического расширения пары охлаждаются и становятся сверхнасыщенными. Заряженная частичка, проходя через камеру, оставляет на собственном пути цепочку ионов. Пар конденсируется на ионах, делая видимым след частички. Источник исследуемых частиц может размещаться или снутри камеры, или вне ее (в данном случае частички залетают через прозрачное для их окно). Для исследования количественных черт частиц (к примеру, массы и скорости) камеру помещают в магнитное поле, искривляющее треки.

Камера Вильсона сыграла гигантскую роль в исследовании строения вещества. В протяжении нескольких десятилетий она оставалась фактически единственным инвентарем для зрительного исследования ядерных излучений и исследования галлактических лучей.

Другим газоразрядным прибором для автоматического подсчёта числа попавших в него ионизирующих частиц является счётчик Гейгера-Мюллера, изобретённый в 1908 году Гейгером и усовершенствован Мюллером.

Счётчик Гейгера-Мюллера представляет собой газонаполненный конденсатор, который пробивается при пролёте ионизирующей частички через объём газа.

Обширное применение счётчика Гейгера разъясняется высочайшей чувствительностью, возможностью регистрировать различного рода излучения, сравнительной простотой и дешевизной установки.

Цилиндрический счётчик Гейгера—Мюллера состоит из железной трубки либо металлизированной изнутри стеклянной трубки, и узкой железной нити, натянутой по оси цилиндра. Нить служит анодом, трубка — катодом. Трубка заполняется разреженным газом, почти всегда употребляют великодушные газы — аргон и неон. Меж катодом и анодом создается напряжение порядка 1500 В.

Счётчики Гейгера делятся на несамогасящиеся и самогасящиеся (не требующие наружной схемы прекращения разряда).

Чувствительность счётчика определяется составом газа, его объёмом, также материалом и шириной его стен.

В бытовых дозиметрах и радиометрах производства СССР и Рф обычно используются 400-вольтовые счётчики:

«СБМ-20» (по размерам — чуток толще карандаша), СБМ-21 (как сигаретный фильтр, оба со железным корпусом, применимый для жёсткого ?- и ?-излучений)
«СИ-8Б» (со слюдяным окном в корпусе, подходящ для измерения мягенького ?-излучения).

Работа счетчика Гейгера базирована на ударной ионизации. ?-кванты, испускаемые радиоактивным изотопом, попадая на стены счетчика, выбивают из него электроны. Электроны, двигаясь в газе и сталкиваясь с атомами газа, выбивают из атомов электроны и делают положительные ионы и свободные электроны. Электронное поле меж катодом и анодом ускоряет электроны до энергий, при которых начинается ударная ионизация. Появляется лавина ионов, и ток через счетчик резко растет. При всем этом на сопротивлении R появляется импульс напряжения, который подается в регистрирующее устройство. Чтоб счётчик сумел регистрировать последующую попавшую в него частичку, лавинный разряд необходимо погасить. Это происходит автоматом. В момент возникновения импульса тока на сопротивлении R появляется огромное падение напряжения, потому напряжение меж анодом и катодом резко миниатюризируется — так, что разряд прекращается, и счетчик опять готов к работе.

Из-за универсальности и надежности счетчик Гейгера-Мюллера более обширно употребляется как портативный исследовательский прибор. Он в особенности чувствителен к гамма-частицам средней и высочайшей энергии (к примеру 32P) давая эффективность счета 20 процентов. Счетчик Гейгера-Мюллера также полезен в определении уровней излучения поблизости сравнимо огромных (порядка мкКи) источников гаммаили рентгеновских лучей средней и высочайшей энергии.

Принципиальной чертой счётчика Гейгера-Мюллера является его эффективность. Но не все ?-фотоны, попавшие на счетчик, дадут вторичные электроны и будут зарегистрированы, потому что акты взаимодействия ?-лучей с веществом сравнимо редки, и часть вторичных электронов поглощается в стенах прибора, не достигнув газового объема. Эффективность счётчика находится в зависимости от толщины стен счётчика, их материала и энергии ?-излучения. Большей эффективностью владеют счётчики, стены которых изготовлены из материала с огромным атомным номером Z, потому что при всем этом возрастает образование вторичных электронов. Не считая того, стены счётчика должны быть довольно толстыми. Толщина стены счётчика выбирается из условия её равенства длине свободного пробега вторичных электронов в материале стены. При большой толщине стены вторичные электроны не пройдут в рабочий объем счётчика, и появления импульса тока не произойдет. Потому что ?-излучение слабо ведет взаимодействие с веществом, то обычно эффективность ?-счётчиков также мала и составляет всего 1-2 %. Не считая того, ни счётчик Гейгера-Мюллера, ни какой-нибудь другой портативный дозиметр не способен найти низкоэнергетические ?-частицы от 3H.

Также счётчик Гейгера-Мюллера не в особенности чувствителен к низкоэнергетическим гаммачастицам (к примеру, от 35S и 14C), давая эффективность менее 5 процентов, и при всем этом не очень чувствителен к низкоэнергетическим палитра — и рентгеновским лучам (к примеру, от 125I).

Другим недочетом счётчика Гейгера—Мюллера будет то, что он не даёт возможность идентифицировать частички и определять их энергию. Эти недочеты отсутствуют в разработанных позже сцинтилляционных счётчиках.

Сцинтилляционные счетчики

Действие сцинтилляционных счетчиков основано на том, что заряженная частичка, пролетающая через вещество, вызывает не только лишь ионизацию, да и возбуждение атомов. Ворачиваясь в обычное состояние, атомы испускают видимый свет. Вещества, в каких заряженные частички возбуждают приметную световую вспышку (сцинтилляцию), именуют сцинтилляторами.

Сцинтилляторы — вещества, владеющие способностью источать свет при поглощении ионизирующего излучения (гамма-квантов, электронов, альфа-частиц и т. д.). Обычно, излучаемое количество фотонов для данного типа излучения приближённо пропорционально поглощённой энергии, что позволяет получать энерго диапазоны излучения. Сцинтилляционные сенсоры ядерных излучений — основное применение сцинтилляторов. В сцинтилляционном сенсоре свет, излученный при сцинтилляции, собирается на фотоприёмнике (обычно, это фотокатод фотоэлектронного умножителя, существенно пореже употребляются фотодиоды и другие фотоприёмники), преобразуется в импульс тока, усиливается и записывается той либо другой регистрирующей системой.

Сцинтилляционный счетчик состоит из фосфора, от которого свет подается по специальному светопроводу к фотоумножителю. Импульсы, получающиеся на выходе фотоумножителя, подсчитываются.

Пропорциональный счётчик — газовый сенсор ионизирующего излучения, в базе механизма работы которого лежит процесс лавинного усиления заряда в электронном поле. Режим пропорционального усиления в таком счётчике позволяет, в отличие от счётчика Гейгера, кроме самого факта прохождения частички, измерить величину ионизации, оставленной заряженной частичкой.

Ионизайционная камера — газонаполненный датчик, созданный для измерения уровня ионизирующего излучения. Измерение уровня излучения происходит оковём измерения уровня ионизации газа в рабочем объёме камеры, который находится меж 2-мя электродами. Меж электродами создаётся разность потенциалов. При наличии ионов в газе меж электродами появляется ионный ток, который может быть измерен. Ток при иных равных критериях пропорционален скорости появления ионов и, соответственно, мощности дозы облучения.

Сцинтилляционные датчики в особенности полезны в высококачественном и количественном определении радионуклидов, испускающих гаммаи рентгеновские лучи. Обыденный твёрдый гамма-счетчик употребляет кристалл йодида натрия (NaI) в границах отлично защищенного свинца. Пузырек с прототипом опускается конкретно в пустую камеру в границах кристалла для счета. Такие системы очень чувствительны, но не имеют разрешающей возможности большей, чем у не так давно разработанных полупроводниковых счетчиков. Портативные твердые сцинтилляционные датчики также обширно употребляются для проведения разных типов исследовательских работ излучения. А именно исследователи, работающие с радиойодом 125I, употребляют тонкокристаллический (NaI) датчик, который способен определять эмиссии от 125I с эффективностью, близкой к 20 процентам (счётчик Гейгера-Мюллера — наименее 1-го процента эффективности для 125I).

Для количественного определения ?частиц, испускаемых радионуклидами, служит водянистый сцинтилляционный счетчик. В этих системах эталон с фосфор соединяются воединыжды в растворителе в границах считающей камеры. Потом камера опускается в отверстие меж 2-мя фотоумножающими трубками для счета. Водянистый сцинтилляционный счетчик стал значимым инвентарем исследовательских работ, включающих такие радионуклиды, как 3H и 14C.

Полупроводниковые датчики

Полупроводниковый датчик представляет собой полупроводниковый диодик, на который подается напряжение такового знака, что главные носители тока оттягиваются от переходного слоя. В обычном состоянии диодик закрыт. При прохождении через переходный слой стремительная заряженная частичка порождает электроны, которые направляются к электродам. В итоге появляется электронный импульс, пропорциональный количеству порожденных частичкой носителей тока. Но, полупроводниковый датчик не может детектировать 100% распадов, происходящих в данном радиоактивном образчике. Это связано с бессчетными факторами, посреди которых и определенная система счета, и специфичные радионуклиды в образчике. Количество единичных импульсов за минуту, отображаемых счетчиком должно отличаться от скорости распада эталона. Отношение скорости единичных импульсов к скорости распадов, выражаемое в процентах – принципиальная величина, характеризующая эффективность датчика. Её можно найти через калибровку системы со эталонами этих радионуклидов.

Прямой анализ

Концентрация долгоживущего радиоактивного изотопа является по существу неизменной во время периода анализа. Активность эталона может быть применена для вычисления число присутствующих радиоактивных частиц.

Прямой анализ короткоживущих радиоактивных изотопов, наименее полезен, т. к. он обеспечивает только переходную меру концентрации изотопа. Концентрация изотопа в определенный момент может быть определена измерением его активности по прошествии времени.

Радиохимическое титрование

Открытие искусственной радиоактивности и запуск атомных реакторов, позволивших получить радиоактивные изотопы практически всех частей повторяющейся системы с комфортными для исследовательских работ периодами полураспада, привели к обильному применению лучистой энергии атома в науке и технике вообщем, в аналитической химии а именно. Появилась достаточно широкая группа радиоаналитических способов, в каких свойство радиоактивности атомов употребляется как средство инфы об их высококачественном нраве и количественном содержании. Посреди этих способов одно из важных мест занимает способ радиометрического титрования – новое и перспективное направление инструментального анализа.

При радиометрическом титровании за ходом аналитической реакции наблюдают по изменению радиоактивности какого-нибудь компонента исследуемой системы, исчезающего (появляющегося) в процессе реакции либо после ее окончания. Таким компонентом может быть определяемый ион, действующий ион реактива, продукт реакции, также один из товаров взаимодействия специального вещества, вводимого в анализируемый раствор, с излишком реактива. Ввиду идентичности хим параметров активной и неактивной форм элемента измеряемая радиоактивность пропорциональна количеству закрепляемого компонента на разных шагах титрования. Кривые радиометрического титрования подобны кривым амперометрического, спектрофотометрического, кондуктометрического и неких других титрований. Измеряемая степень ослабления потока радиоактивных частиц, прошедших через анализируемый раствор, находится в экспоненциальной зависимости от концентрации всасывающих ионов. Точка эквивалентности при радиометрическом титровании определяется, как и в случае других физикохимических титрований, на базе оценки кривых титрования, построенных в координатах измеренное свойство – расход реагента.

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой (ICP/MS, ИСП/МС) развилась в один из более удачных способов в атомной спектроскопии благодаря высочайшей чувствительности и способности выполнения многоэлементного анализа.

Масс-спектрометрия — это физический способ измерения дела массы заряженных частиц (ионов) к их заряду. Существенное отличие массспектрометрии от других аналитических физико-химических способов заключается в том, что оптические, рентгеновские и некие другие способы детектируют излучение либо поглощение энергии молекулами либо атомами, а массспектрометрия имеет дело с самими частичками вещества. Масс-спектрометрия определяет их массы, точнее соотношение массы к заряду. Для этого употребляются законы движения заряженных частиц материи в магнитном либо электронном поле. Масс-спектр — это просто рассортировка заряженных частиц по их массам (поточнее отношениям массы к заряду). 1-ое, что нужно сделать для того, чтоб получить масс-спектр, перевоплотить нейтральные молекулы и атомы, составляющие хоть какое органическое либо неорганическое вещество, в заряженные частички — ионы. Этот процесс именуется ионизацией.

Более всераспространенный метод ионизации в так именуемой индуктивносвязанной плазме. Индуктивно-связанная плазма (ИСП, ICP) появляется снутри горелки, в какой пылает, обычно, аргон. Аргон — инертный негорючий газ, потому, чтоб вынудить его пылать, в него закачивают энергию, помещая горелку в индукционную катушку. Когда в плазму аргоновой горелки попадают атомы и молекулы, они мгновенно преобразуются в ионы. Для того чтоб ввести атомы и молекулы интересующего материала в плазму их обычно растворяют в воде и распыляют в плазму в виде мельчайшей взвеси.

В индуктивно-связанной плазме ионы генерируются при атмосферном давлении, в то время как масс-спектрометр работает при давлении меньше чем 10-5 мБар. Меж ИСП и МС употребляется интерфейс в виде “узенького гортани”, при помощи которого растягиваются ионы из плазмы и осуществляется перепад давлений. Так как существует большой перепад давлений меж источником индуктивно-связанной плазмы и первой стадией откачки, ионы засасываются в в место интерфейса и ускоряются до сверхзвуковых скоростей. Предел обнаружения способа составляет 16 фг/г. Данный способ позволяет определять не только лишь количественный, да и высококачественный состав изотопов.

Таблица

Период полураспада и нрав излучения неких более нередко применяемых радиоактивных изотопов

Изотоп

Период полураспада

Тип излучения либо распада

3н

12,46 лет

14C

5,73 • 10s лет

24Na

15,05 ч

?, Y

32P

14,3 денька

35S

89,0 дней

36Cl

3,08-1 05 лет

42K

12,46 ч

. Y

45Ca

165 дней

54Mn

310 дней

Y, К-захват

.55Fe

2,94 года

Рентгеновские лучи, К-захватзахват

59Fe

44,3 денька

? Y

58Co

71,3 денька

? Y

. К-захват

60Co

5,24 лет

? Y

63Ni

125 лет

64Cu

12,9 ч

? Y К-захват

, р+, Y. К-захват

65Zn

246,4 денька

? Y К-захват

, y> К-захват

76As

26,8 ч

? Y

, Y

75Se

119,9 денька

Y, К-захват

82Br

35,55 ч

? Y

. Y

89Sr

50,5 денька

99Mo

67 ч

? Y

111Ag

7,5 денька

? Y

109Cd

1,3 года

Y, К-захват

113Sn

119 дней

Y, К-захват

124Sb

60,9 денька

? Y

131J

8,05 денька

? Y

133Ba

10,7 лет

Y, К-захват

203Hg

45,4 денька

? Y

210Bi

5,00 дней

Определение отдельных радионуклидов

Тритий

Радиоактивный изотоп водорода, получаемый искусственно облучением лития термическими нейтронами. Тритий — тусклый газ, мягенький бета-излучатель, ядро состоит из 1-го протона и 2-ух нейтронов. Наибольший пробег бета частиц трития в воздухе 0,7 мг/см2. Наибольшая энергия частиц — 18 кэВ. Период полураспада – 12,33 года, удельная активность — 96,20 Ки/г.

Содержание в природе. Тритий появляется в верхних слоях атмосферы в итоге взаимодействия нейтронов вторичного галлактического излучения с ядрами атомов азота; термоядерных реакций, осуществляемых на энергетических комплексах и при ядерных испытаниях.

Способы определения содержания трития. Определения трития в объектах наружной среды основано на выделении аква фазы земли, растительности и биосубстратов. Водную фазу, обогащенную тритием, очищают от товаров деления с следующим определением активности трития на жидкостном сцинтилляционном счетчике.

Калий

Природный калий состоит из 3-х изотопов, 2-ух размеренных 39К (93,08%) и 41К (6,91%) и 1-го радиоактивного (40К (0,01%). Период полураспада – 1,32 (109 лет со средней энергией излучения частиц 523 кэВ. Понятно 9 радиоактивных искусственных изотопов калия с массовыми числами 37, 42-44.

Содержание в природе. 40К содержится в живых организмах и своим излучением делает естественное (фоновое) облучение. Другие радиоактивные изотопы К в природе не встречаются. 42К употребляется как индикатор в аналитической химии, биологии, медицине.

Способы определения содержания. В окружающей среде растительности, почве и молоке К определяют на фотометре со светофильтрами по резонансным линиям 766,5 – 769,9 нм. По данным измерения стандартных смесей строят график зависимости меж показаниями прибора и концентрацией в растворе.

Цезий

Природный цезий состоит из 1-го размеренного изотопа 133Cs. Известны 23 радиоактивных изотопа цезия с массовыми числами 123-132, 134-144. Наибольшее практическое значение имеет 137Cs. Период полураспада 30,1 года, наибольшая энергии альфа-частиц ( 514 кэВ, гамма-квантов (моноэнергетичен) ( 661 кэВ. В маленьких количествах радиоактивные изотопы цезия содержатся фактически во всех объектах наружной среды.

Получение. Появляется при делении ядер атомов томных частей при ядерных реакциях на АЭС и при взрывах, также с помощью ускорителей заряженных частиц. Промышленное получение цезия производят выделением из консистенции осколочных товаров разными способами. В растворе товаров деления урана двухгодичной давности содержание цезия 137 составляет 4,85% , в растворе пятилетней давности 15,2% суммарной активности. В новых продуктах деления урана содержится до 6% изотопов цезия.

Применяется в хим и радиобиологических исследовательских работах, в дефектоскопии, в радиационной технологии 137Сs употребляют в качестве источника альфа-излучения.

Способы определения содержания. В объектах наружной среды определение цезия 137 проводят методом альфа-спектрометрии либо радиохимическими способами методом подготовительного концентрирования с следующим осаждением на носителях.

Стронций

Природный стронций состоит из консистенции размеренных изотопов: 84Sr (0,56%), 86Sr (9,86%), 87Sr (7,02%), 88Sr (82,56%). Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 77-83, 85, 89-99. Больший токсикологический энтузиазм представляет 90Sr с периодом полураспада 28,1 года. Незапятнанный бета-излучатель, средняя энергия бета частиц 196 кэВ.

Содержание в природе. 90Sr как аналог кальция интенсивно участвует в обмене веществ растений и животных. Из стратосферы стронций в виде глобальных выпадений попадает на почву, в растения стронций может поступать конкретно при прямом загрязнении листьев из земли через корешки. Относительно огромное количество радионуклидов копят бобовые и злаки.

Появляется 90Sr при делении 235U в ядерно-энергетических установках и при взрывах. Благодаря неспешному распаду относительное содержание 90Sr в консистенции товаров деления урана равномерно возрастает: через 3 месяца на долю стронция приходится около 13% суммарной активности, через 15-20 лет 25%.

Антропогенные источники поступления в окружающую среду. Стронций, образующийся в ядерных реакторах, может поступать в теплоноситель. При чистке теплоносителя — в газообразные и водянистые отходы. В итоге больших ядерных испытаний и аварий на АЭС.

Способы определения содержания. Радиоактивный стронций определяют по дочернему иттрию, который осаждается в виде оксалатов (при загрязнении радионуклидом наименее 1-го года) и другими способами с следующим определением активности на низкофоновых установках.

Церий

Природные изотопы 136Се (0,195%), 138Се (0,265%), 140Се (88,45%), 142Се (11,10%). Известны искусственные радиоактивные изотопы с массовыми числами 129-135, 137, 139, 141, 134-148. Радиоактивные изотопы церия получают в атомном реакторе при делении ядер атомов томных частей либо при ядерных взрывах. Содержание изотопов церия в неразделенной консистенции товаров деления составляют 6 %. Энтузиазм представляет 144Се, используемый в медицине, период полураспада 284,3 суток, незапятнанный ?-излучатель. Энергия излучения ?-частиц 91 кэВ.

Способы определения содержания. Определение содержания 144Се в объектах среды проводят по ?-излучению на ? -радиометрах либо спектрометре. При радиохимическом определении в объектах наружной среды 141Се и 144Се основано на групповом осаждении изотопов редкоземельных частей с носителем лантаном в виде оксалатов и гидрооксидов с следующим разделением.

Плутоний

Черта изотопов. Размеренных изотопов не найдено. Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 232-246. Практическое значение имеют 238Pu и 239Pu. 239Pu ( период полураспада 24360 лет, испускает альфачастицы с энергией 5,15 мэВ.

Содержание в природе. 239Pu в природе появляется в урановых рудах в итоге действие нейтронов на 238U; его содержание в рудах колеблется от 0,4 до 15 частей элемента на 1(1012 частей урана. Изотопы плутония получают в урановых реакторах. Также появляется при испытаниях ядерного орудия. Антропогенными источниками поступления в окружающую среду, являются тесты ядерного орудия, некие этапы ядерного топливного цикла, аварии на атомных электрических станциях, связанные с разгерметизацией ядерных систем. Создание и переработка ядерного горючего, захоронение радиоактивных отходов также является источником поступления плутония в окружающую среду.

Катастрофа на Чернобыльской АЭС в 1986 году привела к загрязнению плутонием вместе с другими радионуклидами значимых территорий.

Способы определения содержания. В окружающей среде для количественного определения плутония употребляют кулонометрический(чувствительность 5-10-9 г/мл), люминесцентный, радиометрические с адсорбцией на сцинтилляторе либо после подготовительного концентрирования 239Pu до содержания 1,9 Бк/л и другие способы.

Углерод

Природный углерод состоит из консистенции 2-ух размеренных изотопов 12C (98,0992%) и 13С (1,108%). Понятно 6 радиоактивных изотопов с массовыми числами 9-11 и 14-16. Наибольшее значение исходя из убеждений радиационной угрозы представляет долгоживущий изотоп 14С.

Антропогенные источники поступления 14С в окружающую среду в главном ( выбросы и сточные воды АЭС. Выброс изотопа 14С из реакторов с графитовым замедлителем оценивается в 100 ГБк/МВт(год, из реакторов типа РБМК, ВВЭР и др. ( 220(370 МБк/МВт/год. 14С является также одним из компонент по регенерации ядерного горючего. В отработавших ТВЭЛах содержится до 75% 14C, образовавшегося в итоге нейтронной активации примесей горючего и теплоносителя.

При попадании в окружающую среду 14С участвует в фотосинтезе, скапливается в растениях, отлично мигрирует по пищевым цепочкам. 10% 14С из атмосферы поглощается наземными биоценозами. Другие 90% 14C фиксируются морскими организмами, в главном фитопланктоном.

Способы определения содержания. Определение содержания 14С в объектах среды основано на превращении начального органического вещества в бензол, являющегося растворителем водянистой сцинтилляционной системы. Измерение активности 14С проводится на жидкостном сцинтилляционном счетчике.

Йод

Природный изотоп йода 127I. Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 115-126, 128-141. Исходя из убеждений радиационной угрозы энтузиазм представляет 131I, 132I, 133I, 129I.

Содержание в природе. 129I, 131I, 132I, 133I появляется в реакциях деления урана и плутония с выходом соответственно 0,8, 3,1, 4,7, 6,9%.

Применение. 131I и 125I применяется в физической химии, биологии, медицине.

Антропогенными источниками поступления в окружающую среду радиоактивного йода являются ядерные взрывы и атомные электростанции. Йод характеризуется высочайшей миграционной способностью. Поступая во внешнюю среду, он врубается в био цепи передвижения, становится источником наружного и внутреннего облучения.

Способы определения содержания. В объектах наружной среды наличие йода определяют по данным радиометрических и спектрометрических исследовательских работ. При использовании радиохимических способов, йод переводится в состояние с следующей экстракцией и выделением йодистого серебра.

К.х.н. О. В. Мосин

Литература:

Марьянов Б. М. Радиометрическое титрование. ( М.: Атомиздат, 1971, 168 с.
Современные способы разделения и определения радиоактивных частей. ( М.: Наука, 1989, 312 с.
Harvey D. Modern analytical chemistry. McGraw-Hill, 2000, 816 p.
Moens L., Jakubowski N. Double-Focusing Mass Spectrometers in ICP-MS // Analytical News & Features, 1998.

Рубрика: Все о воде | Метки: бета, излучения, частиц