Область непрерывного разряда. 6 глава

• Проводится сложение всех неисключенных систематических погрешностей и
определение суммарной неисключенной систематической погрешности. Если неисключенные
систематические погрешности определяются погрешностями величин, входящих в формулу
в виде сомножителей, то суммарная неисключенная погрешность определяется по формуле

(8.9)
Если источниками ошибок являются слагаемые, то суммирование проводят по формуле

(8.10)

В этих формунах Θ — суммарная неисключенная погрешность; Θ₁ Θ₂,···,Θ_m —
неисключенные систематические погрешности измерений W₁,W₂,^{. . .} ,W_in.

• Если Θ/S(X_n) < 0,8, то неисключенные систематические погрешности можно не учитывать,
Т.е. в этом случае суммарная погрешность результата измерения определяется случайной
погрешностью.

Если Θ/S( X_n) > 8, то суммарная погрешность результата измерения целиком определяется
неисключенными систематическими погрешностями и случайные погрешности можно не
учитывать.

Если Θ/S( X_n) лежит в диапазоне от 0,8 до 8, то при определении суммарной погрешности
результата измерения необходимо учитывать как неисключенные систематические, так и
случайные погрешности. Для этого производят следующие вычисления.

• Вычисляют суммарное среднее квадратическое отклонение результата измерения:

(8.11)

где: Θ₁ Θ₂,···,Θ_m— систематические погрешности разных видов;

S( X_n) — среднее квадратическое отклонение результата измерения.

• Вычисляют коэффициент К:

(8.12)

где: ε — случайная погрешность результата измерения.

• Вычисляют суммарную погрешность результата измерения Δ:

Δ=K^.S_S (8.13)

Результат измерений записывают в виде a =X + Δ (P = ···). Запись означает, что истинное
значение измеряемой величины с вероятностью не менее P лежит в пределах от X + Δ
доХ — Δ.

ИЗМЕРЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ' ГАЗОВ

Газо-аэрозольные выбросы в атмосферу нормально работающей АЭС разделяют на
технологические выбросы и выбросы, связанные с вентиляцией помещений АЭС. Первые —
это газовые сдувки из деаэраторов первого контура, эжекторные газы турбин, газовая
продувка активной зоны и металлоконструкций реактора РБМК. сдувки из систем
спецгазоочистки (например, после угольного адсорбера) и из некоторого технологического
оборудования, например из баков с загрязненным теплоносителем первого контура, бассейнов
выдержки отработавшего топлива, сдувки системы спецводоочистки. Вторые обусловлены
незначительным поступлением этих газов и аэрозолей из необслуживаемых технологических
помещений в периодически обслуживаемые и обслуживаемые помещения АЭС, а также

выделением газов и аэрозолей в воздух при пробоотборе теплоносителя (для регулярного
анализа его удельной активности и радионуклидного состава).

Основными нуклидами, определяющими активность газов и аэрозолей, подлежащих
удалению с АЭС, являются инертные радиоактивные газы, ИРГ (⁴¹Ar, ^85-87Kr, ^133-135Хе),
радионуклиды йода (главным образом ¹³¹I), продукты коррозии и деления урана (^58,60Со,
⁵⁴Mn, ⁵⁹Fe, ¹³⁷Cs).

Формы существования ¹³¹I и других изотопов йода различны и часто меняются по пути
движения к вентиляционной трубе АЭС. Выброс ¹³¹I в атмосферу идет в основном в летучей
(паровой) форме в виде молекулярного йода I₂ и органических соединений (главным образом
метилйодида CH₃I). В аэрозольной форме йод удаляется в количестве, не превышающем
10% его общего выброса.

В табл. 8.7 приведены некоторые физические параметры и ДК_А радиоактивных газов.

Таблица 8.7.
Физические параметры некоторых радиоактивных газов

Для ИРГ относительно большие допустимые концентрации ДК_А 10^-9 — 10^-8 Ки/л
(3,7 ^.10⁴ - 3,7 ^.10⁵ Бк/м³) обусловлены тем, что эти β- и γ-излучатели не концентрируются в
организме человека. Следовательно, сравнивая объем газа в легких и окружающем человека
пространстве, легко прийти к выводу, что ИРГ опасны как внешние β-и γ-излучатели.

Свойствами равномерного распределения по телу человека (без концентрирования в
определенных органах) отличаются также радиоактивные изотопы водорода ³H и углерода
¹⁴C, которые могут встречаться соответственно в форме паров воды и углекислого газа.

В отличие от изотопов инертных газов осколочного происхождения, ³H и ¹⁴C являются
излучателями только низкоэнергетических β-частиц, их переход в стабильное состояние не
сопровождается испусканием γ-квантов. Следовательно, эти изотопы в газообразной форме
облучают только ткани, примыкающие непосредственно к органам дыхания или к местам

фиксирования радиоактивных атомов, поскольку пробег низкоэнергетических β-частиц в
тканях незначителен (доли миллиметра). Значения ДК_А этих радионуклидов сравнимы с ДК_А
для ИРГ только в силу больших периодов полураспада и, следовательно, большего
Бремени облучения прилегающих тканей.

Из перечисленных выше радионуклидов по ДК_А — 4,2 ^. 10^-12 Ки/л (1,55 ^. 10² Бк/м³) резко
выделяется ¹³¹I. Как уже отмечалось, это связано с тем, что этот радионуклид эффективно
концентрируется в малой по массе щитовидной железе и выделяет почти всю энергию
распада в этом жизненно важном органе.

Измерение концентрации ИРГ основано на счете отдельных β-частиц или γ-квантов
и на измерении ионизационного тока, создаваемого этими частицами (квантами).

Для практического использования при отборе проб и радиометрии β-активных газов
удобны переносные цилиндрические камеры с торцовым счетчиком и складывающимися
стенками из тонкого полиэтилена. Размеры камеры (радиус 15 см и высота 30 см) были
выбраны оптимальными, ибо при дальнейшем увеличении размеров чувствительность растет
очень слабо. Масса камеры не превышает 1 кг. Исследуемый воздух засасывается в камеру
через отверстие в дне, закрытое аэрозольным фильтром, при ее раскладывании (действует
подобно мехам).

Концентрация К газа в такой камере с торцовым счетчиком определяется по формуле

К = е^.n_β /(h ^. S ^. V), (8.14)

где е — коэффициент, зависящий от выбранных единиц измерения;

n_β— скорость счета β -частиц;

h—коэффициент, зависящий от граничной энергии β—частиц, толщины окна торцового
счетчика и размеров камеры с газом;

S —рабочая площадь входного окна счетчика,
V — объем камеры.

Минимальная регистрируемая этой камерой концентрация зависит от граничной энергии
β-частиц газообразного радионуклида и находится в пределах [(0,8 - 1)^.10^-9 Ки/л
(3 - 3,7) · 10⁴ Бк/м³] для ⁴¹Ar, ^85mKr, ⁸⁸Kr, ¹³⁵Xe.

Для ¹³³Xe, имеющего более низкую граничную энергию частиц (E_β = 0,346 МэВ),
минимальная регистрируемая концентрация составляет 3^.10^-9 Ки/л (10,7 ^. 10⁴ Бк/м³). Эта
камера непригодна для измерения концентрации таких газов, как ¹⁴C, ³H, имеющих еще
более низкую граничную энергию β-частиц (менее 0,3 МэВ).

Для контроля таких газов применяют проточные ионизационные камеры или жидкие
сцинтилляторы, в которые вводят отобранные из воздуха различными способами пробы,
содержащие ¹⁴CO₂ или ³HHO. Для измерения концентрации ИРГ используют метод
улавливания на активированных углях с последующей γ-спектрометрией нуклидов и
установлением радионуклидного состава смеси ИРГ. Накопление криптона и ксенона в
активированном угле дает возможность контролировать ИРГ при довольно низкой
концентрации в воздухе [около 1 ^. 10^-12 Ки/л (37 Бк/м³)].

Исключительно низкая допустимая концентрация ¹³¹I вызывает большие осложнения
при его измерении с необходимой чувствительностью и скоростью. Один из методов,
отличающийся высокой чувствительностью, но и существенными затратами времени, состоит
в прокачке контролируемого воздуха последовательно через два слоя тонковолокнистой
противоаэрозольной фильтрующей ткани типа ФП. Первый слой улавливает все

радиоактивные аэрозоли (в том числе и ту часть йода, которая присутствует в воздухе в
форме аэрозолей), а второй, пропитанный поташем или едким калием, улавливает
парообразный йод. Выделив из первого фильтра йод радиохимическим путем, измеряют эту
пробу и второй фильтр на радиометрической установке и находят, таким образом, удельную
активность йода в прокачанном воздухе. Чувствительность метода порядка 10^-12 Ки
(4 ^. 10^-2 Бк) при фильтрации 1 м³ контролируемого воздуха, что может быть достигнуто за
20 мин при скорости прокачки 50 л/мин.

В другом случае измеряется активность пробы из фильтрующей ткани с осажденными
на ней радиоактивными аэрозолями и парами йода до и после подогрева. В силу высокой
летучести йода подогрев фильтра до температуры 400⁰C в течение 10 мин приводит к
полному его уносу, благодаря чему активность йода может быть найдена разностным методом.
Аналогично первому методу, этот метод также нуждается в лабораторной обработке проб и
не нашел широкого применения на ядерно-энергетических установках.

Третий из методов, заслуживающих упоминания, состоит в измерении γ-излучения
щитовидной железы человека, находившегося в зоне, загрязненной парами и аэрозолями
йода. Находясь на небольшой глубине от поверхности тела, щитовидная железа,
концентрирующая в себе ¹³¹I; не полностью поглощает его излучение. Регистрируя излучение
с помощью сцинтилляционного счетчика с кристаллом йодистого натрия в свинцовом
коллиматоре, можно определить интенсивность γ-квантов с энергиями 0,36 и 0,64 МэВ и на
этой основе найти активность ¹³¹I в щитовидной железе. Прибор такого типа позволяет
обнаруживать у людей 3,5 нКи (130 Бк) этого излучателя.

ИЗМЕРЕНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ АЭРОЗОЛЕЙ

Радиоактивными аэрозолями называются любые взвешенные частицы, находящиеся в
воздухе и имеющие естественную (продукты распада урана, тория и радия) или искусственную
(продукты деления урана, активационные радионуклиды и др.) радиоактивность.

В зависимости от агрегатного состояния различают аэрозоли с твердой дисперсной фазой
(пыль различных радиоактивных веществ, дым) и аэрозоли с жидкой дисперсной фазой (пар.
туман или аэрозоли конденсации).

Естественными носителями радиоактивности атмосферного воздуха являются эманации
(радон, торон, актион) и их дочерние продукты (радионуклиды полония, висмута, свинца и
таллия), которые могут оседать на взвешенных в воздухе частицах, тогда как твердые
продукты распада эманации в результате объемной конденсации сами могут образовать
аэрозоли различной дисперсности.

Радиоактивные аэрозоли образуются в процессах производства и обработки
радиоактивных материалов (дробление, механическая обработка, выпаривание, кипячение и
т. п.), при взрывах атомных и водородных бомб, при взаимодействии космического излучения
с атмосферной пылью. Важнейшими источниками радиоактивных аэрозолей являются ядерный
реактор и ядерное топливо АЭС. При нарушении целостности защитной оболочки ТВЭЛов
продукты деления могут попасть в теплоноситель первого контура. В этом случае появится
реальная опасность загрязнения воздуха нелетучими веществами (Sr, Ba, La, Zr, Ru, Ce и др.).
В результате активации продуктов коррозии оборудования первого контура АЭС, в
теплоносителе могут находиться радионуклиды ⁵¹Cr, ⁵⁴Mn, ⁵⁸Co, ⁵⁹Fe, ⁶⁰Co, ⁶⁵Zn, ⁹⁸^Zr и др.
Кроме них, в воде образуются короткоживущие радионуклиды ¹⁶N, ¹⁸F, ²⁴Na, К⁴² и др.,
которые не представляют опасности при выходе в окружающую среду, и долгоживущий
тритий в небольшом количестве вследствие активации дейтерия и ядерной реакции,
происходящей на боре (борсодержащие материалы применяются для регулирования
мощности реактора).

Размер аэрозольных частиц может находиться в различных пределах — от долей до
нескольких десятков микрометров. Распределение этих частиц по размерам массе и по
активности подчиняется нормальному логарифмическому закону. В этом случае дисперсность
аэрозольных частиц можно характеризовать медианным диаметром d.

Свойства аэрозольных частиц зависят от их размера. По дисперсности аэрозоли можно
разделить на три группы:

• крупнодисперсные (неустойчивые) частицы (d = 10 мкм и более) быстро оседают,
поэтому находятся в воздухе недолго;

• средней дисперсности (относительно устойчивые) частицы (d = 1 — 10 мкм) медленно
оседают в неподвижном воздухе, поэтому находятся во взвешенном состоянии различное
время в зависимости от размера частиц и их концентрации;

• мелкодисперсные (устойчивые) частицы (d < 1 мкм) движутся подобно молекулам
воздуха, т. е. подчиняются законам броуновского движения.

При столкновениях между собой мелкодисперсные аэрозольные частицы укрупняются
(коагулируют) и оседают так же, как и аэрозоли средней дисперсности. Коагуляция
мелкодисперсных аэрозолей происходит тем быстрее, чем меньше размер частиц и чем
больше их концентрация.

В таблице 8.8 приведены некоторые физические параметры и ДК_A радионуклидов,
входящих в состав аэрозолей.

Как видно из сравнения табл. 8.7 итабл. 8.8 значения ДК_А для радиоактивных аэрозолей,
как правило, на 2 — 7 порядков более жесткие по сравнению с ДK_A для радиоактивных газов.

Таблица 8.8

Физические параметры некоторых радионуклидов,
входящих в состав аэрозолей

Наиболее опасным из них является долгоживущий изотоп стронция ⁹⁰Sr (T_1/2 = 28,6 года),
который, распадаясь, образует относительно короткоживущее дочернее вещество
⁹⁰Y (T_1/2 = 64ч), являющееся излучателем β-частиц высоких энергий. Отлагаясь в костях,
⁹⁰Sr и ⁹⁰Y облучают высокочувствительный к излучению костный мозг (один из главных
органов кроветворения), и поэтому на их допустимую концентрацию налагаются особенно
жесткие ограничения — ДК_A ⁹⁰Sr установлена равной 0,044 Бк/л.

На примере ⁹⁰Sr видны сложности измерения столь малых объемных активностей аэрозолей,
составляющих примерно 1O^-13— 10^-12 Ки/л (3,7— 37) Бк/м³). Поскольку ни один детектор
ионизирующих излучений не сможет зарегистрировать все без исключения акты распада,
действительная скорость счета измеряемого эффекта будет ниже указанной. Следовательно,
при измерении объемной активности аэрозолей на уровне ДК_A и ее долей необходимо
концентрировать радионуклиды из большого объема воздуха. Концентрирование аэрозолей
производится либо на малой поверхности мембранных фильтров или мишени электрофильтра,
либо в малом объеме жидкостных фильтров.

Еще более сложно измерение α-активных аэрозолей: для получения эффекта, как
минимум равного фону α-радиометрических установок (примерно 1 отсчет/мин при
эффективности около 25%), необходимо прокачивать 10 — 100 м³ контролируемого воздуха
и концентрировать из них активность. К сожалению, при этом на фильтрующем материале
оседает очень большая фоновая активность естественных радионуклидов радона и торона и
продуктов их распада. Их обычная концентрация в атмосферном воздухе и воздухе рабочих
помещений составляет 10^-13 — 10^-14 Ки/л [3,7 · (10^-3 — 10^-4) Бк/л], что значительно
превышает измеряемый эффект.

Широкое распространение для контроля аэрозолей и очистки от них воздуха получили
тонковолокнистые фильтры ФП. Ткани ФПП из перхлорвинила имеют средний диаметр
волокон 1,5 и 2,5 мкм, обладают стойкостью к кислотам и щелочам, не смачиваются водой и
могут использоваться при температуре до 333⁰K. Ткани ФПА из волокон ацетилцеллюлозы
диаметром 1,5 мкм стойки к органическим растворителям (типа хлорированных
углеводородов) и могут быть использованы до 423⁰K и влажности не более 80%. Механизм
фильтрации аэрозольных частиц на тканях ФП заключается в следующем:

• для частиц больших размеров — инерционное осаждение при большой скорости
фильтрации;

• осаждение частицы вследствие касания волокна при его огибании;
•осаждение вследствие диффузии и оседания мелкодисперсных аэрозолей;

• электростатическое притяжение аэрозольных частиц, которое имеет большое значение
для фильтров ФП, так как они имеют высокий электростатический заряд;

• осаждение в поверхностном слое материала тех частиц, размер которых больше
расстояния межу волокнами фильтра.

В результате перечисленных процессов на фильтрах ФП достигается практически
одинаковое улавливание аэрозольных частиц любых размеров вплоть до свободных атомов
с эффективностью почти 100%, т.е. вероятность присоединения частиц к волокнам у фильтра
ФП близка к единице. В то же время инертные радиоактивные газы, не осаждаясь, проходят
через материал ФП, т.е. вероятность присоединения атомов ИРГ кволокнам близкак нулю.
Это позволяет использовать фильтры ФП в качестве предосадителей аэрозолей на входе в
ионизационные камеры и другие детекторы, используемые для контроля ИРГ.

Исследования показали, что максимальным проскоком сквозь материал ФП обладают
частицы диаметром 0,1 — 0,2 мкм. Поэтому проскок фильтров ФП различных марок
определяют и приводят в технических характеристиках по аэрозолям, имеющим именно эти
размеры при стандартной скорости прокачки воздуха 1 см/с. Значения максимального
проскока при этих условиях у фильтров ФП, используемых для определения концентрации
α-, β-активных аэрозолей и их дисперсности, находятся в пределах 0,1 — 1,0 %.

Динамическое сопротивление фильтров составляет от 15 до 40 Па при скорости 1 см/с и
линейно возрастает с увеличением скорости воздуха. Фильтры разных марок имеют разную
толщину фильтрующего слоя: 3,0 ± 0,5 мг/см² (ФПП-15-1,5 и ФПА-15-2,0),
1,5 ± 0,15 мг/см² (НЭЛ) и 1,6 ± 0,2 мг/см² (ЛФС). Фильтры НЭЛ и ЛФС используются для
улавливания α-активных аэрозолей в тонком лобовом слое фильтра, чтобы α-частицы не
поглощались в объеме фильтра. В табл. 8.9 приведены характеристики аналитических круглых
фильтров типа АФА для отбора проб аэрозолей.

Аналитические круглые фильтры для удобства работы с ними закладываются в
бумажную обойму, которая предотвращает перенос активности с фильтра на оборудование
и руки дозиметриста и обратное загрязнение фильтров.

Таблица 8.9
Характеристики некоторых аналитических фильтров АФА

Примечание: Сопротивление указано для стандартной линейной скорости фильтрации 1 см/с. Эффективность всех
фильтров при этой скорости 99,9%.

Для анализа аэрозолей в воздухе применяется также инерционное осаждение.
Инерционный осадитель (импактор) позволяет осуществить сепарацию частиц на несколько
групп по размерам (по числу каскадов) от 0,2 до 20 мкм. Направление скорости воздушного
потока в щели одного из каскадов, образованной соплом и мишенью в импакторе, резко
изменяется, аэрозольные же частицы продолжают двигаться в первоначальном направлении,
встречают на своем пути мишень и осаждаются на ней. Импакторы имеют высокую
эффективность осаждения крупнодисперсных аэрозолей и низкую — мелкодисперсных.

Преимущество инерционных осадителей состоит в простоте конструкции, высокой
производительности, возможности разделения аэрозолей по дисперсности. Недостаток
их — низкая эффективность по осаждению мелкодисперсных аэрозолей, зависимость
эффективности от температуры и влажности окружающей среды.

Измерив объем воздуха V, м³, пропущенного через тот или иной фильтр, и определив
радиометрическим методом абсолютную активность фильтра А, Бк, устанавливают
концентрацию аэрозолей в воздухе Q, Бк/м³, по формуле

Q = A/V. (8.15)

Установка, предназначенная дня определения концентрации радиоактивных аэрозолей,
состоит из следующих основных узлов: фильтра, устройства для прокачивания воздуха,
прибора для измерения скорости или объема прокачиваемого воздуха, детектора и счетной
установки для определения активности аэрозолей, накопившихся на фильтре.

Объемную активность Q радиоактивных аэрозолей в воздухе по активности, осажденной
на фильтре, можно рассчитать по следующей формуле:

Q = N^.A_эт/(N_эт^.η^.w^.V), (8.16)

где N, N_эт — число импульсов в секунду за вычетом фона соответственно при измерении
активности фильтра и при измерении эталонного источника известной активности;

А_эт — активность эталонного источника, Бк;

N_эт/A_эт = f — эффективность счета установки;

η — эффективность фильтра;

w — поправка на самопоглощение детектируемого излучения в объеме фильтра;

V — объем прокачанного воздуха, м³.

Формула (8.16) справедлива для расчета концентрации долгоживущих аэрозолей, у
которых период полураспада Т_1/2 » t (t — время прокачки воздуха через фильтр). Тогда не
требуется внесения поправки в скорость счета N на радиоактивный распад аэрозолей,
накопленных на фильтре за время t.

Рассмотрим некоторые основные методы измерения концентрации аэрозолей
долгоживущих α-активных радионуклидов в присутствии естественного фона радона (Rn) и
торона (Tn).

Один из методов (метод выдержки) основан на различии периода полураспада исследуемой
(долгоживущие радионуклиды) и фоновой (Rn, Tn) активности. При наличии в воздухе
долгоживущих радионуклидов и радона (эффективный период полураспада продуктов
распада Rn составляет около 40 мин) достаточно выждать несколько часов, чтобы снизить
скорость счета α-частиц от продуктов распада Rn (RaC, RaA), осажденных на фильтр. При

наличии на фильтре продуктов распада торона (ThC, ThA, ThC) (эффективный период
полураспада около 10,6 часа) активность фильтра следует измерять не ранее чем через
сутки. Следовательно, этим методом невозможно своевременно обнаружить в воздухе
повышение концентрации радиоактивных аэрозолей долгоживущих радионуклидов.

Другой метод основан на различии в энергии α-частиц долгоживущих радионуклидов
(например,²¹⁰Ро: E_α= 5,3 МэВ, Т_1/2 = 138,3 сут; ²³⁹Pu: E_α= 5,15 МэВ, Т_1/2= 2,44 ^. 10⁴ лет; ²²⁶Ra:
E_α= 4,79 МэВ, Т_1/2= 1622 года; ²³⁸U: E_α= 4,2 МэВ, Т_1/2= 4,5 ^. 10⁹ лет) и короткоживущих
продуктов распада Rn (RaC: E_α = 7,68 МэВ, Т_1/ = 40 мин; RaA: E_α= 6 МэВ, Т_1/2= 3 мин) и
Tn(ThC: E_α=8,78 МэВ, T_1/2= 10 ч, ThA: E_α= 6,77 МэВ, Т_1/2 = 0,16 с; ThC: E_α = 6,08 МэВ,
Т_1/2 = 10 ч).

Следовательно, концентрацию долгоживущих радиоактивных веществ на фильтре можно
определить, если проанализировать энергию α-частиц с помощью спектрометра. Для
измерения спектров применяются спектрометры со сцинтилляционными или
полупроводниковыми детекторами, а также с импульсными ионизационными камерами.