ВВЕДЕНИЕ
Развитие ядерной энергетики и использование радионуклидов в различных сферах деятельности человека предъявляет все большие требования к контролю радиоактивности окружающей среды и оценке радиационной обстановки. Это требует в свою очередь разработки надежных и экспрессных методов определения содержания радионуклидов во всех компонентах наземных и водных экосистем. Не менее важным является изучение форм поступления и нахождения радионуклидов в аэрозолях, атмосферных осадках, почвах, водах и донных отложениях. Это необходимо не только для прогнозирования поведения радионуклидов в биосфере, но и для правильного выбора методов их определения.
В настоящее время при исследовании радиоактивности окружающей среды применяют различные ядерно-физические и радиохимические методы. Без использования последних невозможно определение ?-радиоактивных и ряда ?- и ?-излучателей в сложных по химическому и радиоизотопному составу образцах. Радиохимический анализ основан на принципах и методах аналитической химии, но имеет свои особенности, связанные с выделением ультрамикроколичеств вещества, как правило, с помощью изотопных или неизотопных носителей, подобных по химическим свойствам определяемым радиоизотопам. С этой целью используют два приема: отделение анализируемого радионуклида наиболее специфичными для него методами от других радиоактивных и стабильных химических элементов или удаление как можно большего числа посторонних примесей на общем для них носителе.
В последние годы все большее значение приобретают экстракционные и хроматографические методы, отличающиеся селективностью, простотой выполнения, высокой производительностью и практически исключающие возможные при операциях осаждения адсорбционные процессы и связанные с ними неконтролируемые потери определяемых радионуклидов или загрязнение примесями. Кроме того, при использовании этих методов можно проводить выделение и радиохимическую очистку радионуклидов в отсутствие носителей.
1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА МЕТОДОВ
Для определения радиоактивных элементов в самых различных объектах в целях оперативного контроля существующих радиохимических процессов, анализа объектов окружающей среды, создания стандартных образцов и в других целях широко используется весь арсенал современных аналитических методов, и прежде всего радиометрические методы.
Существенно улучшились параметры спектрометрических методов анализа как за счет использования современных анализаторов с встроенными ЭВМ, так и новых математических методов обработки полученных результатов.
Большое значение имеют методы, обеспечивающие определение отдельных элементов с максимальной чувствительностью и точностью. Наибольшую чувствительность наряду с радиометрией и нейтронно-активационным анализом обеспечивают в настоящее время люминесцентные методы, основанные на измерении интенсивности люминесценции кристаллофосфоров – неорганических соединений, кристаллическая решетка которых содержит определяемые элементы.
Безусловно, наиболее перспективен при определении следов актинидов метод лазерной резонансной спектроскопии.
Одним из наиболее прецизионных методов определения является кулонометрический метод. Главное преимущество этого метода в том, что он не требует стандартных образцов. Количество вещества определяют по абсолютному количеству электричества, полученного в результате интегрирования тока электролиза.
Наряду с люминесценцией и кулонометрией в последнее время для определения нептуния и плутония в растворах, в том числе и в производственных, а также в твердых веществах, главным образом в тепловыводящих элементах, все шире используется рентгенофлуоресцентный метод.
2. РАДИОХИМИЧЕСКИЕ МЕТОДЫ
Скорость распада, или активность, для радиоактивного изотопа соответствует кинетике первого порядка
(1)
где А – активность, N – число радиоактивных атомов, присутствующих в образце во время t, и ? – константа распада радиоизотопа. Активность выражается количеством распадов в единицу времени, которая эквивалентна количеству атомов, подвергшихся радиоактивному распаду в единицу времени. В международной системе единиц (СИ) единицей активности является беккерель (Бк), равный одному распаду в секунду. Допускается применение внесистемных единиц расп./мин и кюри (Ки). 1 Ки = 3,7 ? 1010 Бк.
Как любой процесс первого порядка, уравнение (1) может быть выражено в интегральной форме.
(2)
Подстановка уравнения (2) в уравнение (1) дает
(3)
Измеряя активность во время t, следовательно, мы можем определить начальную активность, А0, или количество радиоактивных атомов первоначально присутствующих в образце, N0.
Важным характеристическим свойством радиоактивного изотопа является его период полураспада, t1/2, который является временем, необходимым для того, чтобы распалась половина радиоактивных атомов. Для кинетики первого порядка период полураспада не зависит от концентрации и выражается как
(4)
Поскольку период полураспада не зависит от количества радиоактивных атомов, то он остается постоянным в течение процесса распада. Таким образом, 50% радиоактивных атомов распадается за один период полураспада, 75% за два периода полураспада, и 87,5% за три периода полураспада.
Кинетическая информация о радиоактивных изотопах обычно дается в рамках периода полураспада, потому что он обеспечивает более интуитивное чувство устойчивости изотопа. Знание, например, что константа распада для равна 0,0247 лет?1, не дает немедленного чувства, как быстро он распадается. С другой стороны, знание того, что период полураспада для равен 28,1 года, проясняет, что концентрация в образце остается по существу постоянной в течение короткого периода времени.
2.1. А п п а р а т у р а
?-частицы, ?-частицы, ?-лучи и рентгеновские лучи измеряются, используя энергию частиц, которая производит усиленный импульс электрического тока в датчике. Эти импульсы считаются, давая скорость разложения. Обычно сталкиваются с тремя типами датчиков: газо-ионизационные датчики, сцинтилляционные счетчики и полупроводниковые датчики.
2.1.1. Газо-ионизационные датчики
Большинство газо-ионизационных датчиков состоит из заполненной инертным газом, таким как Ar, камеры с таким приложенным напряжением, что центральный провод становится анодом, а стенка камеры – катодом (Рис. 1). Когда радиоактивные частицы входят в трубку, они ионизируют инертный газ, производя большое число Ar+/e? ионных пар. Движение электронов к аноду, а Ar+ к катоду производит измеряемый электрический ток. В зависимости от напряжения, приложенного к камере, датчики можно разделить на ионизационные камеры, пропорциональный счетчики и счетчики Гейгера-Мюллера (ГМ).
Рисунок 1. Изображение газо-ионизационного датчика.
Из-за универсальности и надежности счетчик Гейгера-Мюллера наиболее широко используется как портативный исследовательский прибор. Он особенно чувствителен к ?-частицам средней и высокой энергии (например, как от 32P) давая эффективность счета 20 процентов. Счетчик ГМ также полезен в определении уровней излучения вблизи сравнительно больших (например, по крайней мере, порядка мкКи) источников ?- или рентгеновских лучей средней и высокой энергии.
Датчик ГМ, однако, не особенно чувствителен к низкоэнергетическим ?-частицам (например, от 35S и 14C), давая эффективность не более 5 процентов, и при этом не очень чувствителен к низкоэнергетическим ?- и рентгеновским лучам (например, от 125I). Кроме того, ни ГМ, ни любой другой портативный дозиметр не способен обнаружить низкоэнергетические ?-частицы от 3H.
2.1.2. Сцинтилляционные счетчики
Действие сцинтилляционных счетчиков основано на том, что заряженная частица, пролетающая через вещество, вызывает не только ионизацию, но и возбуждение атомов. Возвращаясь в нормальное состояние, атомы испускают видимый свет. Вещества, в которых заряженные частицы возбуждают заметную световую вспышку (сцинтиллицию), называют фосф?рами. Сцинтилляционный счетчик состоит из фосфора, от которого свет подается по специальному светопроводу к фотоумножителю (Рис. 2). Импульсы, получающиеся на выходе фотоумножителя, подвергаются счету.
Рисунок 2. Изображение сцинтилляционного счетчика
Твердые сцинтилляционные датчики особенно полезны в качественном и количественном определении радионуклидов, испускающих ?- и рентгеновские лучи. Обычный ?-счетчик использует большой (например, “2x2”) кристалл йодида натрия (NaI) в пределах хорошо защищенного свинца. Пузырек с образцом опускается непосредственно в пустую камеру в пределах кристалла для счета. Такие системы чрезвычайно чувствительны, но не имеют разрешающей способности большей, чем у недавно разработанных полупроводниковых счетчиков. Портативные твердые сцинтилляционные датчики также широко используются для проведения различных типов исследований излучения. В частности исследователи, работающие с радиойодом, используют тонкокристаллический (NaI) датчик, который способен определять эмиссии от 125I с эффективностью, близкой к 20 процентам (ГМ датчик менее одного процента эффективности для 125I).
Наиболее обычное средство количественного определения присутствия ?-частиц, испускаемых радионуклидами, через использование жидкого сцинтилляционного счетчика. В этих системах образец и фосфор объединяются в растворителе в пределах считающей камеры. Затем камера опускается в отверстие между двумя фотоумножающими трубками для счета. Жидкий сцинтилляционный счетчик стал существенным инструментом исследований, включающих такие радионуклиды, как 3H и 14C.
2.1.3. Полупроводниковые датчики
Полупроводниковый датчик представляет собой полупроводниковый диод, на который подается напряжение такого знака, что основные носители тока оттягиваются от переходного слоя. Следовательно, в нормальном состоянии диод заперт. При прохождении через переходный слой быстрая заряженная частица порождает электроны и дырки, которые отсасываются к электродам. В результате возникает электрический импульс, пропорциональный количеству порожденных частицей носителей тока.
2.1.4. Эффективность счета
Активная система определения излучения никогда не может видеть 100 процентов распадов, происходящих в данном радиоактивном образце. Это связано с многочисленными факторами, среди которых и конкретная система счета, и специфичные радионуклиды в образце. Количество единичных импульсов в минуту (и/м), отображаемых счетчиком, следовательно, должно отличаться от скорости распада (р/м) образца. Отношение скорости единичных импульсов (и/м) к скорости распадов (р/м), выражаемое в процентах – эффективность системы счета.
(5)
Эффективности конкретной системы счета излучения для различных радионуклидов можно определять через калибровку системы со стандартами этих же самых радионуклидов.
Поскольку каждая система счета будет регистрировать определенное число одиночных импульсов от окружающего излучения и электронного шума в счетчике (именуется фоном инструмента), то более правильная формула:
(6)
2.2. П р я м о й а н а л и з
Концентрация долгоживущего радиоактивного изотопа является по существу постоянной во время периода анализа. Активность образца может быть использована для вычисления число присутствующих радиоактивных частиц.
Пример. Активность в 10,00 мл образце радиоактивной сточной воды, содержащей была найденной 9,07?106 распадов/с. Какова молярная концентрация в образце? Период полураспада для равен 28,1 года.
Решение. Подстановка уравнения (4) в уравнение (1) и решение для N дает
Прежде, чем количество атомов может быть определено, необходимо выразить активность и период полураспада в тех же самых единицах. Преобразование периода полураспада для к секундам дает t1/2 = 8,86?108 с. Подстановка известных величин дает число атомов
Таким образом, концентрация в образце равна
Прямой анализ короткоживущих радиоактивных изотопов, используя метод, приведенный в примере, менее полезен, т. к. он обеспечивает только переходную меру концентрации изотопа. Концентрация изотопа в конкретный момент может быть определена измерением его активности по прошествии времени, t, и использованием уравнения (3) для вычисления N0.
2.3. Р а д и о х и м и ч е с к о е т и т р о в а н и е
Открытие искусственной радиоактивности и пуск ядерных реакторов, позволивших получить радиоактивные изотопы почти всех элементов периодической системы с удобными для исследований периодами полураспада, привели к широкому применению лучистой энергии атома в науке и технике вообще, в аналитической химии в частности. Возникла довольно обширная группа радиоаналитических методов, в которых свойство радиоактивности атомов используется как средство информации об их качественном характере и количественном содержании. Среди этих методов одно из важнейших мест занимает метод радиометрического титрования – новое и перспективное направление инструментального анализа.
При радиометрическом титровании за ходом аналитической реакции наблюдают по изменению радиоактивности какого-либо компонента исследуемой системы, исчезающего (появляющегося) в ходе реакции или после ее завершения. Таким компонентом может быть определяемый ион, действующий ион реактива, продукт реакции, а также один из продуктов взаимодействия специального вещества, вводимого в анализируемый раствор, с избытком реактива. Ввиду идентичности химических свойств активной и неактивной форм элемента измеряемая радиоактивность пропорциональна количеству фиксируемого компонента на различных этапах титрования. В этом смысле кривые радиометрического титрования совершенно аналогичны кривым амперометрического, спектрофотометрического, кондуктометрического и некоторых других титрований, объединяемых общим названием “линейные титрования”. Такой же характер имеют и кривые ?-отражательного титрования. Особняком стоят кривые титрования, основанного на поглощении радиоактивных излучений. Измеряемая в этом случае степень ослабления потока радиоактивных частиц, прошедших через анализируемый раствор, находится в экспоненциальной зависимости от концентрации поглощающих ионов. Точка эквивалентности при радиометрическом титровании определяется, как и в случае других физико-химических титрований, на основе оценки кривых титрования, построенных в координатах измеренное свойство – расход реагента.
3. Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой
Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой (ICP/MS, ИСП/МС) развилась в один из наиболее успешных методов в атомной спектроскопии благодаря высокой чувствительности и возможности выполнения многоэлементного анализа.
Масс-спектрометрия - это физический метод измерения отношения массы заряженных частиц материи (ионов) к их заряду. Существенное отличие масс-спектрометрии от других аналитических физико-химических методов состоит в том, что оптические, рентгеновские и некоторые другие методы детектируют излучение или поглощение энергии молекулами или атомами, а масс-спектрометрия имеет дело с самими частицами вещества. Масс-спектрометрия измеряет их массы, вернее соотношение массы к заряду. Для этого используются законы движения заряженных частиц материи в магнитном или электрическом поле. Масс-спектр - это просто рассортировка заряженных частиц по их массам (точнее отношениям массы к заряду). Следовательно, первое, что надо сделать для того, чтобы получить масс-спектр, превратить нейтральные молекулы и атомы, составляющие любое органическое или неорганическое вещество, в заряженные частицы - ионы. Этот процесс называется ионизацией.
Наиболее распространенный способ ионизации в так называемой индуктивно-связанной плазме. Индуктивно-связанная плазма (ИСП, ICP) образуется внутри горелки, в которой горит, обычно, аргон. Аргон, вообще говоря, инертный негорючий газ, поэтому, чтобы заставить его гореть, в него закачивают энергию, помещая горелку в индукционную катушку. Когда в плазму аргоновой горелки попадают атомы и молекулы, они моментально превращаются в ионы. Для того чтобы 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. Между ИСП и МС используется интерфейс в виде “узкого горла”, с помощью которого вытягиваются ионы из плазмы и осуществляется перепад давлений. В начале развития ИСП/МС в качестве интерфейса просто использовалось вытянутое носиком отверстие диаметром всего 50-70 мкм, охлаждаемое водой. Проблема, связанная с такой конструкцией заключалась в том, что холодные пограничные слои впереди конуса способствовали генерации большого количества посторонних ионов. Эту проблему удалось преодолеть путем увеличения диаметра входного отверстия до 1 мм, что отодвигало пограничные слои и ионы напрямую входили в масс-спектрометр из плазмы. Эта методика известна как непрерывный отбор образца и, следовательно, конус называется конус образца.
Поскольку поток газа через этот конус образца намного больше, чем было ранее при использовании отверстий с меньшим диаметром, давление следует понижать путем использования дифференциальной вакуумной откачки в две или более стадий. По этой причине на пути потока газа был установлен второй конус и пространство между этим конусом и конусом образца откачивается форвакуумным насосом с высокой скоростью откачки. Поскольку существует большой перепад давлений между источником индуктивно-связанной плазмы и первой стадией откачки, ионы засасываются в в пространство интерфейса и ускоряются до сверхзвуковых скоростей.
Для того, чтобы избежать турбуленции на втором конусе, он выполняется с острыми краями для "срезания" (скимирования) ионов из сверхзвукового пучка и, следовательно, этот конус получил название "скимерный". Конструкция, состоящая из конуса образца и скимерного конуса с диаметрами около 1 мм получила название "интерфейс (Рис. 3). Создание интерфейса означало прорыв в ИСП/МС технологии, обеспечивший более эффективную экстракцию ионов, улучшив пропускание ионов, а, следовательно, чувствительность метода, и снизив спектральные интерференции более чем на порядок по величине. Тем не менее, спектральные интерференции все еще оставались одним из главных ограничений метода элементного анализа.
Рисунок 3. Упрощенная схема масс-спектрометра высокого разрешения с индуктивно-связанной плазмой:
1 - ИСП источник ионов; 2 - интерфейс с конусом образца и скимерным конусом; 3 - передающая и фокусирующая оптика; 4 - фокусировка пучка ионов и ускорение; 5 - входная щель; 6 - электромагнит; 7 - электростатический сектор; 8 - выходная щель; 9 - конверсионный динод; 10 - электронный умножитель
Предел обнаружения метода составляет 16 фг/г. Данный метод позволяет определять не только количественный, но и качественный состав изотопов, тем самым делая возможным определение попадания изотопа в образце.
4. Определение отдельных радионуклидов
4.1. Т р и т и й
Радиоактивный изотоп водорода, получаемый искусственно облучением лития тепловыми нейтронами. Тритий - бесцветный газ, мягкий бета-излучатель, ядро состоит из одного протона и двух нейтронов. Максимальный пробег бета частиц трития в воздухе 0,7 мг/см2. Максимальная энергия частиц - 18 кэВ. Период полураспада – 12,33 года, удельная активность - 96,20 Ки/г.
Содержание в природе. Тритий образуется в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия нейтронов вторичного космического излучения с ядрами атомов азота; термоядерных реакций, осуществляемых на энергетических комплексах и при ядерных испытаниях.
Годовая продукция космогенного трития ? (5,55 – 11,1)?1010 МБк.
Общее количество трития на планете ? (92,5-185,0)?1010 МБк.
Средний естественный уровень трития в поверхностном слое воды океанов – 0,74?10?5 Бк/г.
Методы определения. Определения трития в объектах внешней среды основано на выделении водной фазы почвы, растительности и биосубстратов. Водную фазу, обогащенную тритием, очищают от продуктов деления с последующим определением активности трития на жидкостном сцинтилляционном счетчике.
4.2. К а л и й
Природный калий состоит из трех изотопов, двух стабильных 39К (93,08%) и 41К (6,91%) и одного радиоактивного ? 40К (0,01%). Период полураспада – 1,32?109 лет со средней энергией излучения частиц 523 кэВ. Известно 9 радиоактивных искусственных изотопов с массовыми числами 37, 42?44.
Содержание в природе. 40К содержится в живых организмах и своим излучением создает естественное (фоновое) облучение. Остальные радиоактивные изотопы К в природе не встречаются. 42К используется как индикатор в аналитической химии, биологии, медицине.
Методы определения. 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 растворов строят график зависимости между показаниями прибора и концентрацией в растворе.
4.3. Ц е з и й
Природный цезий состоит из одного стабильного изотопа 133Cs. Известны 23 радиоактивных изотопа цезия с массовыми числами 123?132, 134?144. Наибольшее практическое значение имеет 137Cs. Период полураспада 30,1 года, максимальная энергии ?-частиц ? 514 кэВ, ?-квантов (моноэнергетичен) ? 661 кэВ. В небольших количествах радиоактивные изотопы цезия содержатся практически во всех объектах внешней среды.
Получение. Образуется при делении ядер атомов тяжелых элементов при ядерных реакциях на АЭС и при взрывах, а также при помощи ускорителей заряженных частиц. Промышленное получение цезия осуществляют выделением из смеси осколочных продуктов различными методами. В растворе продуктов деления урана двухгодичной давности содержание цезия 137 составляет 4,85%, в растворе пятилетней давности ? 15,2% суммарной активности. В свежих продуктах деления урана содержится до 6% изотопов цезия.
Применяется в химических и радиобиологических исследованиях, в ?-дефектоскопии, в радиационной технологии 137Сs используют в качестве источника ?-излучения.
Метод определения. В объектах внешней среды определение цезия 137 проводят путем ?-спектрометрии или радиохимическими методами путем предварительного концентрирования с последующим осаждением на носителях.
4.4. С т р о н ц и й
Природный стронций состоит из смеси стабильных изотопов: 84Sr (0,56%), 86Sr (9,86%), 87Sr (7,02%), 88Sr (82,56%). Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 77?83, 85, 89?99. Наибольший токсикологический интерес представляет 90Sr с периодом полураспада 28,1 года. Чистый ?-излучатель, средняя энергия бета частиц ? 196 кэВ.
Содержание в природе. 90Sr как аналог кальция активно участвует в обмене веществ растений и животных. Из стратосферы стронций в виде глобальных выпадений попадает на почву, в растения стронций может поступать непосредственно при прямом загрязнении листьев из почвы через корни. Относительно большое количество радионуклидов накапливают бобовые и злаки.
Образуется при делении 235U в ядерно-энергетических установках и при взрывах. Благодаря медленному распаду относительное содержание 90Sr в смеси продуктов деления урана постепенно увеличивается: 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 очистке теплоносителя ? в газообразные и жидкие отходы. В результате крупных ядерных испытаний и аварий на АЭС.
Методы определения. Радиоактивный стронций определяют по дочернему иттрию, который осаждается в виде оксалатов (при загрязнении радионуклидом менее одного года) и другими методами с последующим определением активности на низкофоновых установках.
4.5. Ц е р и й
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 ядерном реакторе при делении ядер атомов тяжелых элементов или при ядерных взрывах. Содержание изотопов церия в неразделенной смеси продуктов деления составляют 6 %. Интерес представляет 144Се, применяемый в медицине, период полураспада 284,3 суток, чистый ?-излучатель. Энергия излучения ?-частиц ? 91 кэВ.
Методы определения. Определение содержания 144Се в объектах окружающей среды проводят по ?-, ?-излучению на ?-?-радиометрах или спектрометре. При радиохимическом определении в объектах внешней среды 141Се и 144Се основано на групповом осаждении изотопов редкоземельных элементов с носителем лантаном в виде оксалатов и гидрооксидов с последующим разделением.
4.6. П л у т о н и й
Характеристика изотопов. Стабильных изотопов не обнаружено. Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 232?246. Практическое значение имеют 238Pu и 239Pu. 239Pu ? период полураспада 24360 лет, испускает ?-частицы с энергией 5,15 мэВ.
Содержание в природе. 239Pu в природе образуется в урановых рудах в результате 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 образуется при испытаниях ядерного оружия. Антропогенными источниками поступления в окружающую среду, являются испытания ядерного оружия, некоторые этапы ядерного топливного цикла, аварии на атомных электростанциях, связанные с разгерметизацией ядерных систем. Производство и переработка ядерного топлива, захоронение радиоактивных отходов также является источником поступления плутония в окружающую среду.
Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 году привела к загрязнению плутонием наряду с другими радионуклидами значительных территорий.
Методы определения. В окружающей среде для количественного определения плутония используют кулонометрический (чувствительность 5?10?9 г/мл), люминесцентный (5?10?9 г/мл), радиометрические с адсорбцией на сцинтилляторе или после предварительного концентрирования 239Pu до содержания 1,9 Бк/л и другие методы.
4.7. У г л е р о д
Природный углерод состоит из смеси двух стабильных изотопов 12C (98,0992%) и 13С (1,108%). Известно 6 радиоактивных изотопов с массовыми числами 9?11 и 14?16. Наибольшее значение с точки зрения радиационной опасности представляет долгоживущий изотоп 14С, количество которого в природной смеси изотопов углерода составляет 1?10?10 %. Максимальный пробег ?-частиц в веществе очень мал ? 31мг/см2. Максимальная энергия ?-частиц составляет 155 кэВ. Получают при облучении 14N нейтронами.
Антропогенные источники поступления 14С в окружающую среду в основном ? 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 компонентов по регенерации ядерного топлива. В отработавших ТВЭЛах содержится до 75% 14C, образовавшегося в результате нейтронной активации примесей топлива и теплоносителя.
При попадании в окружающую среду 14С участвует в фотосинтезе, накапливается в растениях, хорошо мигрирует по пищевым цепочкам. 10% 14С из атмосферы поглощается наземными биоценозами. Остальные 90% 14C фиксируются морскими организмами, в основном фитопланктоном.
Методы определения. Определение содержания 14С в объектах окружающей среды основано на превращении исходного органического вещества в бензол, являющегося растворителем жидкой сцинтилляционной системы. Измерение активности 14С проводится на жидкостном сцинтилляционном счетчике.
4.8. Й о д
Природный изотоп йода ? 127I. Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 115?126, 128?141. С точки зрения радиационной опасности интерес представляет 131I, 132I, 133I, 129I.
Содержание в природе. 129I, 131I, 132I, 133I образуется 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 высокой миграционной способностью. Поступая во внешнюю среду, он включается в биологические цепи миграции, становится источником внешнего и внутреннего облучения.
Методы определения. В объектах внешней среды наличие йода определяют по данным радиометрических и спектрометрических исследований. При использовании радиохимических методов, йод переводится в состояние с последующей экстракцией и выделением йодистого серебра.
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
1. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества / Под ред. В.А. Филова и др. ? Л.: Химия, 1990.
2. Марьянов Б. М. Радиометрическое титрование. ? М.: Атомиздат, 1971. ? 168 с.
3. Савельев И. В. Курс физики: В 5 кн. Кн. 5. Квантовая оптика. ? М.: Астрель, АСТ, 2003.
4. Современные методы разделения и определения радиоактивных элементов. ? М.: Наука, 1989. ? 312 с.
5. Harvey D. Modern analytical chemistry. McGraw-Hill, 2000. ? 816 p.
6. Moens L., Jakubowski N. Double-Focusing Mass Spectrometers in ICP-MS // Analytical News & Features. ? 1998.
7. Radiation safety training guide for radionuclide users. ? 1996. – 38 p.
6