Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава
Определена степень и скорость растворимости радиоактивных аэрозолей, отобранных в 2005 и 2007 гг. из системы «Байпас» объекта «Укрытие» в дистиллированной воде, имитаторах легочной жидкости, имитаторе блочной воды и соляной кислоте с концентрацией 0,1 моль/л. Показано, что степень растворимости ради...
Збережено в:
| Дата: | 2011 |
|---|---|
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Russian |
| Опубліковано: |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
2011
|
| Назва видання: | Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112882 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава / А.А. Одинцов, Б.И. Огородников // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 85–95. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-112882 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-1128822025-02-09T13:56:06Z Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава Вивчення розчинності аерозолів об'єкта «Укриття» в рідинах різного хімічного складу The study of solubility of object «Ukryttya» aerosols in liquids of different chemical composition Одинцов, А.А. Огородников, Б.И. Проблеми Чорнобиля Определена степень и скорость растворимости радиоактивных аэрозолей, отобранных в 2005 и 2007 гг. из системы «Байпас» объекта «Укрытие» в дистиллированной воде, имитаторах легочной жидкости, имитаторе блочной воды и соляной кислоте с концентрацией 0,1 моль/л. Показано, что степень растворимости радионуклидов ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸,²³⁹,²⁴⁰Pu и ²⁴¹Am зависит от химического состава жидкости. Кинетика растворимости ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs хорошо описывается двухэкспоненциальной моделью. Визначено ступінь і швидкість розчинності радіоактивних аерозолів, відібраних у 2005 та 2007 р. із системи «Байпас» об'єкта «Укриття» в дистильованій воді, імітаторах легеневої рідини, імітаторові «блокової» води та соляній кислоті з концентрацією 0,1 моль/л. Показано, що ступінь розчинності радіонуклідів ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸,²³⁹,²⁴⁰Pu и ²⁴¹Am залежить від хімічного складу рідини. Кінетика розчинності ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs добре описується двоекспоненціальною моделлю. A degree and speed of solubility of the radioactive aerosols selected in 2005 and 2007 from the system «Baypass» of object «Ukryttya» in the distilled water, imitators of pulmonary liquid, imitator of «sectional» water and muriatic acid with the concentration 0.1 clothes were research. It is rotined that degree of solubility of radionuclides of ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸,²³⁹,²⁴⁰Pu и ²⁴¹Am depends on chemical composition of liquid. Kinetics of solubility of ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs is well described by a two exponential model. 2011 Article Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава / А.А. Одинцов, Б.И. Огородников // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 85–95. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. 1813-3584 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112882 621.039.586 ru Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля application/pdf Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Russian |
| topic |
Проблеми Чорнобиля Проблеми Чорнобиля |
| spellingShingle |
Проблеми Чорнобиля Проблеми Чорнобиля Одинцов, А.А. Огородников, Б.И. Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| description |
Определена степень и скорость растворимости радиоактивных аэрозолей, отобранных в 2005 и 2007 гг. из системы «Байпас» объекта «Укрытие» в дистиллированной воде, имитаторах легочной жидкости, имитаторе блочной воды и соляной кислоте с концентрацией 0,1 моль/л. Показано, что степень растворимости радионуклидов ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs, ²³⁸,²³⁹,²⁴⁰Pu и ²⁴¹Am зависит от химического состава жидкости. Кинетика растворимости ⁹⁰Sr, ¹³⁷Cs хорошо описывается двухэкспоненциальной моделью. |
| format |
Article |
| author |
Одинцов, А.А. Огородников, Б.И. |
| author_facet |
Одинцов, А.А. Огородников, Б.И. |
| author_sort |
Одинцов, А.А. |
| title |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| title_short |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| title_full |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| title_fullStr |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| title_full_unstemmed |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| title_sort |
изучение растворимости аэрозолей объекта "укрытие" в жидкостях различного химического состава |
| publisher |
Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України |
| publishDate |
2011 |
| topic_facet |
Проблеми Чорнобиля |
| url |
https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/112882 |
| citation_txt |
Изучение растворимости аэрозолей объекта "Укрытие" в жидкостях различного химического состава / А.А. Одинцов, Б.И. Огородников // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 15. — С. 85–95. — Бібліогр.: 20 назв. — рос. |
| series |
Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля |
| work_keys_str_mv |
AT odincovaa izučenierastvorimostiaérozolejobʺektaukrytievžidkostâhrazličnogohimičeskogosostava AT ogorodnikovbi izučenierastvorimostiaérozolejobʺektaukrytievžidkostâhrazličnogohimičeskogosostava AT odincovaa vivčennârozčinnostíaerozolívobêktaukrittâvrídinahríznogohímíčnogoskladu AT ogorodnikovbi vivčennârozčinnostíaerozolívobêktaukrittâvrídinahríznogohímíčnogoskladu AT odincovaa thestudyofsolubilityofobjectukryttyaaerosolsinliquidsofdifferentchemicalcomposition AT ogorodnikovbi thestudyofsolubilityofobjectukryttyaaerosolsinliquidsofdifferentchemicalcomposition |
| first_indexed |
2025-11-26T12:57:59Z |
| last_indexed |
2025-11-26T12:57:59Z |
| _version_ |
1849857818422673408 |
| fulltext |
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 85
УДК 621.039.586
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
В ЖИДКОСТЯХ РАЗЛИЧНОГО ХИМИЧЕСКОГО СОСТАВА
© 2011 г. А. А. Одинцов, Б. И. Огородников
Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, Чернобыль
Определена степень и скорость растворимости радиоактивных аэрозолей, отобранных в 2005
и 2007 гг. из системы «Байпас» объекта «Укрытие» в дистиллированной воде, имитаторах легочной
жидкости, имитаторе блочной воды и соляной кислоте с концентрацией 0,1 моль/л. Показано, что
степень растворимости радионуклидов 90Sr, 137Cs, 238,239,240Pu и 241Am зависит от химического состава
жидкости. Кинетика растворимости 90Sr, 137Cs хорошо описывается двухэкспоненциальной моделью.
Ключевые слова: радиоактивные аэрозоли, растворимость, радионуклиды, объект «Укрытие».
Введение
Проблема облучения органов дыхания персонала объекта «Укрытие» вследствие
поступления радиоактивных аэрозолей поднималась в нескольких научных публикациях.
Так, в [1] отмечено, что ингаляционная составляющая дозы «может быть существенной,
прежде всего при проведении строительно-монтажных и других работ, связанных с повы-
шенным образованием пыли». Однако авторы, представив алгоритм расчета дозы от инга-
ляционного поступления радионуклидов и относительный вклад α- и β-излучающих
нуклидов в дозу внутреннего облучения, не конкретизировали величины дозовых коэффи-
циентов, зависящих от растворимости радиоактивных аэрозолей в легких, поскольку таких
исследований не проводили.
Без данных по растворимости рассчитанная доза может изменяться в широких пре-
делах. Для плутония дозовый коэффициент увеличивается в три раза при переходе от класса
растворимости S к классу М, а для труднорастворимых форм 241Am и 137Сs дозовые
коэффициенты в Публикации № 66 МКРЗ [2] вообще не приводятся.
В связи с этим при разработке в 1999 – 2002 гг. в НИИРЗ АТН Украины методики
оперативного контроля внутреннего облучения персонала объекта «Укрытие» [3 – 7] было
принято, что для 137Cs тип системного поступления состоит из равных долей, т.е. по 50 %,
медленного (S) и быстрого (F) классов. Для остальных радионуклидов-продуктов Черно-
быльской аварии был рекомендован класс S до введения в регламент объекта «Укрытие»
инструментального метода контроля растворимости аэрозоля.
В работе [8] была исследована растворимость в имитаторе легочной жидкости (ИЛЖ)
двух размерных фракций частиц (1 – 10 и более 10 мкм), выделенных путем седиментации в
воде аэрозолей, отобранных в 1995 г. на фильтры при сельскохозяйственных работах в 5 км
на запад от ЧАЭС (полигон близ с. Чистогаловка). Полученные для 137Сs, 90Sr и 239+240Pu
периоды полурастворения медленнорастворимой компоненты, на которую приходилось
свыше 85 – 90 % активности каждого радионуклида, позволяют классифицировать исследо-
ванные частицы как нерастворимые при ингаляции. Однако эти результаты нельзя напрямую
перенести на аэрозоли, находящиеся в объекте «Укрытие», минимум по трем причинам:
1) пробы отбирали во внешней среде, а не в помещениях объекта «Укрытие»; 2) частицы
пролежали в земле около 9 лет и взаимодействовали с почвенным субстратом; 3) после про-
боотбора их дисперсный состав был искусственно сепарирован (выделены две фракции)
относительно исходных частиц, выпавших в 1986 г. из радиоактивного облака.
Примерно такие же исследования, как в работе [8], были выполнены в работах [9, 10].
Аэрозоли были отобраны в 1987 г. на фильтрующие материалы ФПП-15-1,5 в г. Припять на
расстоянии около 3 км на северо-запад от ЧАЭС. На фильтрах с помощью авторадиографии
были идентифицированы аэрозольные “горячие” частицы. Эти участки фильтров были
А. А. ОДИНЦОВ, Б. И. ОГОРОДНИКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 86
вырезаны и помещены на три-четыре недели в ИЛЖ. В отличие от работы [8] показано, что
частицы проявляют индивидуальные свойства. Переход радионуклидов в ИЛЖ уменьшался
в ряду 137Сs > 90Sr >> 239+240Pu ≥ 241Am. В целом же в публикациях [9, 10] было
констатировано, что «“горячие” частицы могут быть классифицированы как трудно-
растворимые при ингаляционном поступлении в дыхательную систему человека». Это
согласуется с результатами работы [8], но аэрозоли вновь были отобраны вне стен объекта
«Укрытие».
Таким образом, имеющиеся к настоящему времени исследования по растворимости
радиоактивных аэрозолей чернобыльского генезиса не могут в полной мере характеризовать
физико-химические свойства частиц, находящихся непосредственно в воздушной среде
помещений объекта «Укрытие».
Цель данной работы – исследование влияния химической природы жидкостей на
степень растворимости радиоактивных аэрозолей объекта «Укрытие».
Материалы и методика эксперимента
Характеристики проб. Для отбора проб использовали переносную воздуходувку
Н-810 и аналитические волокнистые фильтры Петрянова площадью 20 см2. Воздуходувку
размещали в помещении 4004/1 на срезе цилиндрического вентиляционного канала системы
«Байпас» диаметром 1,4 м. Воздух прокачивали со скоростью около 80 см/с в течение 1 – 2 ч.
Для обеспечения изокинентичности отбора аэрозолей перед фильтром устанавливали
конусную насадку.
Пробы аэрозолей были отобраны в утренние часы (табл. 1). Дисперсный состав
аэрозолей, поступавших в систему «Байпас», был определен с помощью трехслойных
фильтров Петрянова, изготовленных в ГНЦ РФ «НИФХИ им. Л. Я. Карпова». Как правило,
активностный медианный аэродинамический диаметр (АМАД) радиоактивных частиц-
носителей долгоживущих продуктов Чернобыльской аварии находился в диапазоне 2 – 6 мкм
[11].
Таблица 1. Условия отбора проб аэрозолей
Номер
пробы
Отбор Объем воздуха,
м3
Марка фильтра АМАД, мкм
дата время
1 01.09. 2005 0857 – 1020 10,4 ФПА-70-0,12 4,3
2 30.08.2005 0920 – 1128 14,7 АФА РМП-20
3 15.03.2005 1123 – 1355 18,3 ФПА-70-0,12 2,1
4 15.03.2005 1123 – 1355 18,3 ФПА-70-0,26 2,1
5 06.09.2005 0906 – 1100 10,9 ФПА-70-0,12 11,1
6 06.09.2005 1100 – 1312 14,2 ФПА-70-0,12 10,8
7 13.02.2007 0934 – 1125 9,5 ФПА-70-0,12 5,8
8 22.02.2007 0901 – 1107 12,7 ФПА-70-0,12 4,5
9 02.09.2005 0836 – 1033 12,0 ФПА-70-0,12 6,4
10 02.09.2005 1036 – 1230 12,5 ФПА-70-0,12
Объем воздуха, прокачанный через фильтры, составлял от 9,5 до 18,3 м3, что
сравнимо с референтным объемом дыхания за рабочую смену при легкой физической
нагрузке персонал категории А (8,3 м3) [12]. Более подробно условия отбора проб описаны в
работе [13]. Объемные активности радионуклидов в воздухе системы «Байпас» объекта
«Укрытие» в период отбора проб приведены в табл. 2. Как следует из табл. 2, объемная
концентрация 90Sr в воздухе превышает ДКА
inhal в два раза, трансурановых элементов (ТУЭ) –
в 6 – 24 раза.
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 87
Таблица 2. Содержание радионуклидов в воздухе объекта «Укрытие», Бк/м3
Дата 90Sr 137Cs 238Pu 239 + 240Pu 241Am
01.09.2005 228 ± 30 317 ± 30 1,83 ± 0,19 4,52 ± 0,48 6,92 ± 0,87
30.08.2005 65,3± 6,8 156 ± 14 0,51 ± 0,05 1,16 ± 0,14 1,77 ± 0,22
15.03.2005 50,3 ± 3,3 68,3 ± 3,1 0,38 ± 0,03 0,84 ± 0,07 1,52 ± 0,27
06.09.2005 22,9 ± 1,9 93,6 ± 5,5 0,22 ± 0,03 0,51 ± 0,05 0,86 ± 0,11
06.09.2005 5,99 ± 0,56 32,4 ± 1,4 0,055 ± 0,006 0,13 ± 0,02 0,22 ± 0,03
13.02.2007 15,8 ± 1,6 16,8 ± 1,1 0,11 ± 0,01 0,23 ± 0,02 0,51 ± 0,05
22.02.2007 5,04 ± 0,47 24,4 ± 1,6 0,033 ± 0,004 0,077 ± 0,009 0,13 ± 0,02
02.09.2005 7,42 ± 0,75 19,2 ± 1,2 0,092 ± 0,017 0,26 ± 0,03 0,39 ± 0,04
02.09.2005 12,8 ± 1,6 16 ± 1 0,088 ± 0,016 0,31 ± 0,03 0,36 ± 0,04
Среднее 23 ± 22 53 ± 49 0,19 ± 0,17 0,44 ± 0,37 0,72 ± 0,61
ДКА
inhal [16] 10 60 0,03 0,06 0,03
Методика исследования растворимости аэрозолей. Для исследования раствори-
мости аэрозолей из большого массива аэрозольных проб, отобранных в объекте «Укрытие»,
были взяты высокоактивные фильтры, экспонированные в вентиляционном канале системы
«Байпас» в 2005 и 2007 гг.
Исходная активность радионуклидов в аэрозольных фильтрах приведена в табл. 3. В
табл. 4 даны отношения активностей радионуклидов к активности 239+240Pu. Как следует из
табл. 4, относительный радионукидный состав аэрозольных частиц, находившихся в воз-
душной среде объекта «Укрытие» (с учетом погрешности определения активности радио-
нуклидов), приблизительно одинаков и близок к расчетным значениям для ядерного топлива
4-го энергоблока [14].
Таблица 3. Содержание радионуклидов в аэрозольных фильтрах, Бк/пробу
Номер
пробы
90Sr 137Cs 238Pu 239 + 240Pu 241Am
1 2370 ± 300 3300 ± 300 19 ± 2 47 ± 5 72 ± 9
2 960 ± 100 2300 ± 200 7,4 ± 0,8 17 ± 2 26 ± 3
3 800 ± 50 1100 ± 50 5,9 ± 0,5 13 ± 1 24 ± 4
4 120 ± 10 150 ± 10 0,98 ± 0,12 2,3 ± 0,2 3,8 ± 0,4
5 250 ± 20 1020 ± 60 2,4 ± 0,3 5,6 ± 0,5 9,4 ± 1,1
6 85 ± 8 460 ± 20 0,78 ± 0,09 1,9 ± 0,2 3,1 ± 0,4
7 150 ± 15 160 ± 10 1,0 ± 0,1 2,2 ± 0,2 4,8 ± 0,5
8 64 ± 6 310 ± 20 0,42 ± 0,06 0,98 ± 0,11 1,6 ± 0,2
9 89 ± 9 230 ± 10 1,1 ± 0,2 3,1 ± 0,3 4,7 ± 0,5
10 160 ± 20 200 ± 10 1,1 ± 0,2 3,8 ± 0,4 4,5 ± 0,5
Таблица 4. Отношение активности радионуклидов к активности 239+240 Pu
Номер пробы 90Sr 137Cs 238Pu 241Am
1 50 70 0,41 1,54
2 56 135 0.44 1,53
3 59 84 0,44 1,78
4 53 64 0,42 1,64
5 45 195 0,43 1,67
6 44 235 0,41 1,58
7 69 72 0,47 2,14
8 66 318 0,43 1,62
9 31 77 0,37 1,44
10 44 53 0,31 1,18
Среднее 52 ± 11 130 ± 89 0,41 ± 0,04 1,61 ± 0,25
Расчет 51 62 0,49 1,67
А. А. ОДИНЦОВ, Б. И. ОГОРОДНИКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 88
Основные методические особенности экспериментов по изучению растворимости
радиоактивных аэрозолей изложены в работах [9, 10]. Фильтры АФА РМП-20 и ФПА-70-0,12
помещали в кассеты между двумя мембранными фильтрами с размером пор 0,2 мкм. В
статических условиях проведено растворение аэрозольных проб в следующих жидкостях:
1 – дистиллированная вода (имитатор атмосферных осадков);
2 – ИЛЖ SLF , рН 8,4;
3 – ИЛЖ “Gamble” , рН 7,6;
4 – 0,1 моль/л HCl;
5 – имитатор блочной воды (ИБВ), рН 9,4.
Кассеты с фильтрами устанавливали в емкости из оргстекла и заливали 25 мл раст-
вора. Через определенные промежутки времени раствор отбирали полностью, а в емкости
добавляли по 25 мл свежего раствора. Химический состав растворов, имитирующих легоч-
ную жидкость, приведен в табл. 5. Основной компонент данных растворов – хлорид натрия.
В них содержатся также гидрокарбонат натрия и другие компоненты. Динамику перехода
радионуклидов из аэрозольных фильтров в ИЛЖ изучали в статических условиях в течение
34 – 36 сут.
Таблица 5. Состав ИЛЖ
Реагент Раствор SLF Раствор Gamble
моль/л г/л моль/л г/л
NaCl 0,145 8,56 0,116 6,79
KCl 0,004 0,31
NH4Cl 0,01 0,54
MgCl2 0,001 0,1
NaHCO3 0,024 2,02 0,027 2,27
Glycine 0,006 0,45
L-Cysteine 0,001 0,18
Na3Citrate 0,0003 0,48 0,0002 0,056
NaAcetate 0,007 0,56
CaCl2 0,0012 0,28 0,0002 0,044
Na2HPO4 0,001 0,18
NaH2PO4 0,0012 0,19
В качестве раствора ИБВ готовили раствор, содержащий карбонаты, гидрокарбонаты
и фосфаты натрия в количестве, соответствующем средним значениям проб воды из
неорганизованных скоплений объекта «Укрытие» (табл. 6). Пробы жидких радиоактивных
отходов объекта «Укрытие» содержат также поверхностно активные вещества и органи-
ческие компоненты, которые поступают при проведении сеансов пылеподавления. В насто-
ящей работе для упрощения проведения радиохимического анализа реагенты, входящие в
состав пылеподавляющего раствора, в ИБВ не добавлялись. Свежеприготовленный раствор
ИБВ имеет щелочную среду с рН 9,4.
Содержание 137Cs в растворах определяли гамма-спектрометрическими измерениями.
Выделение 90Sr, 238Pu, 239+240Pu и 241Am из выщелачивающих растворов и остатков аэро-
зольных фильтров после экспонировании в растворах было проведено радиохимическими
методами. Активность 90Sr определяли бета-радиометрическими измерениями, а 238Pu,
239+240Pu и 241Am – с помощью альфа-спектрометрии.
Таблица 6. Состав ИБВ
Реагент Содержание в растворе
моль/л г/л
Na2CO3 0,0017 0,18
NaHCO3 0,0082 0,69
NaH2PO4 0,00003 0,0045
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 89
Результаты экспериментов и их обсуждение
Гамма-спектрометрические измерения и радиохимический анализ жидкостей после
растворения аэрозольных “горячих” частиц показали, что 137Cs, 90Sr, 238Pu, 239+240Pu и 241Am
присутствуют во всех использованных растворах. Степень и скорость выщелачивания плуто-
ния и америция из аэрозольных частиц раствором ИЛЖ зависит от размера “горячих” частиц
[8 – 10]. С уменьшением их размера степень растворимости повышается, что согласуется с
теоретическими расчетами скоростей растворимости дисперсных материалов.
Степень растворимости радионуклидов из аэрозольных проб в жидкостях различного
химического состава представлена в табл. 7.
Таблица 7. Степень растворимости радионуклидов, % от исходного содержания
Раствор 90Sr 137Cs 239 + 240Pu 241Am
Дистиллированная
вода
1,5 ± 0,2 13 ± 2 0,26 ± 0,07 1,0 ± 0,3
ИЛЖ № 1 4,1 ± 0,8 48 ± 5 1,6 ± 0,3 0,52 ± 0,11
ИЛЖ № 2 9,4 ± 2,4 49 ± 6 0,62 ± 0,22 0,33 ± 0,14
ИБВ 5,9 ± 1,2 25 ± 4 1,2 ± 0,4 2,2 ± 0,5
0,1 моль/л HCl 16 ± 3 45 ± 11 11 ± 3 14 ± 3
Растворимость радионуклидов уменьшается в ряду 137Cs > 90Sr > 241Am ≈ 239 + 240Pu.
Переход в растворимое состояние 238Pu и 239+240Pu практически одинаков, поэтому данные
для 238Pu в настоящей работе не приводятся. По степени растворения аэрозольных «горячих»
частиц использованные растворы можно расположить в следующем ряду: 0,1 моль/л HCl >
ИЛЖ № 1 ≈ ИЛЖ № 2 > ИБВ > Н2О. Растворимость 137Cs в 0,1 моль/л HCl и растворах ИЛЖ №
1 и № 2 одинаковая. Следует отметить, что высокая растворимость 90Sr и особенно 241Am и
239 + 240Pu в 0,1 моль/л HCl свидетельствует о присутствии в аэрозольных «горячих» частицах
карбонатных и гидроокисных соединений этих радионуклидов.
Полученные данные по растворимости аэрозолей в дистиллированной воде и ИБВ
показывают, что взаимодействие атмосферных осадков с дисперсной фазой в помещениях
объекта «Укрытие» приводит к образованию жидких радиоактивных отходов. Взаимо-
действие воды с бетонными конструкциями приводит к образованию гидрокарбонатных
растворов, в которых степень растворимости аэрозольных “горячих” частиц в два-три раза
выше. Растворимость 241Am в воде и ИБВ в 2 – 4 раза выше, чем 239 + 240Pu (см. табл. 7). Эти
данные объясняют относительное обогащение ЖРО объекта «Укрытие» по 241Am (отноше-
ние 241Am/239 + 240Pu в 2 – 5 раз выше расчетного) [15].
Кинетику растворения исследуемых аэрозолей описали с помощью двухэкспонен-
циальной модели согласно уравнению (1)
A(t)/A0 = ae – λ1t + be – λ2t , (1)
где А(t) – содержание активности на фильтре в момент времени t, Бк; А0 – исходное
содержание активности на фильтре при t = 0, Бк; a – доля нуклида, способная к относительно
быстрому растворению; λ1 – константа скорости быстрого растворения, сут-1; b – доля
нуклида, подвергаемая медленному растворению; λ2 – константа скорости медленного
растворения, сут-1. Обработка экспериментальных данных проведена с помощью программы
«Статистика».
Результаты расчетов представлены в табл. 8 и 9.
Кинетика растворения 90Sr и 137Cs хорошо описывается двухэкспоненциальной
моделью (рис. 1 и 2).
На рис. 3 показана динамика растворения 90Sr и 137Cs в жидкостях различного состава.
А. А. ОДИНЦОВ, Б. И. ОГОРОДНИКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 90
Таблица 8. Параметры растворения аэрозолей по 137Cs в различных жидкостях
Параметры
растворения
Gamble SLF Н2О* ИБВ 0,1 моль/л
HCl
Фракция а, % 44 47 10 11 41
λ1, сут
-1 1,72 1,67 1,66 1,01 2,2
Фракция b, % 56 53 90 89 59
λ2, сут
-1 0,0046 0,0027 0,0011 0,0052 0,0026
* Дистиллированная вода.
Таблица 9. Параметры растворения аэрозолей по 90Sr в различных жидкостях
Параметры
растворения
Gamble SLF Н2О ИБВ 0,1 моль/л
HCl
Фракция а, % 7,1 2,5 1,3 2,1 12
λ1, сут
-1 1,27 1,68 2,03 0,65 1,11
Фракция b, % 92,9 97,5 98,7 97,9 88
λ2, сут
-1 0,00079 0,00047 0,00011 0,0012 0,0017
Рис. 1. Динамика растворения 137Cs в ИЛЖ
(○ – экспериментальные данные, кривая – двухэкспоненциальная модель).
Переход 239+240Pu и 241Am в исследованные растворы происходит значительно мед-
леннее. В данном случае применение формулы (1) к анализу экспериментальных данных по
239+240Pu и 241Am не позволило получить достоверные значения параметров a, b, λ1 и λ2.
Значения констант растворимости 239+240Pu и 241Am определено по кинетическому уравнению
первого порядка dA(t)/dt = -kl A (табл. 10).
Анализ полученных данных показал, что основное количество 137Cs (30 – 45 %)
переходит в ИЛЖ в первые 7 сут. Вероятнее всего, это связано с растворением наиболее
мелких аэрозольных частиц. В последующие периоды скорость значительно снижается, и
спустя 36 сут (или несколько ранее) процесс растворения цезия определяется его диффузией
из внутреннего объема крупных частиц. Возможно, на второй стадии растворяются частицы,
которые когда-то уже взаимодействовали с водой и из них «быстрый» радиоцезий уже
частично выщелочился. Это так называемые вторичные аэрозоли.
0 5 10 15 20 25 30 35 40
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1,0
1,1
A(t)/A0
Время, сут
137Cs
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 91
Рис. 2. Динамика растворения 90Sr в ИЛЖ
(○ – экспериментальные данные, кривая – двухэкспоненциальная модель).
0 5 10 15 20 25 30 35
70
75
80
85
90
95
100
90
Sr
Time, d
A(t)/A
0
, %
0 5 10 15 20 25 30 35
40
50
60
70
80
90
100
Time, d
137Cs
A(t)/A0, %
Рис. 3. Доля 90Sr и 137Cs, оставшихся в аэрозольных частицах, в зависимости от времени пребывания
в растворах (■ – дистиллированная вода, ● – ИБВ, ▲ – ИЛЖ № 2, ▼ – 0,1 моль/л HCl).
Таблица 10. Константы растворимости λ1, сут
-1
Радионуклид Gamble SLF Н2О ИБВ 0,1 моль/л
HCl
239+240Pu 0,00018 0,00045 0,000077 0,00036 0,0037
241Am 0,000097 0,00014 0,00029 0,00065 0,0048
На рис. 4 показана динамика растворения 239+240Pu и 241Am в жидкостях различного
состава.
Модель:v4=a1*Exp(v1*b1)+a2*Exp(v1*b2)
y=(,071212)*exp(x*(-1,2709))+(,928782)*exp(x*(-,79e-3))
0 5 10 15 20 25 30 35 40
t
0,88
0,90
0,92
0,94
0,96
0,98
1,00
1,02
P
a
rt
90Sr
A(t)/A0
Время, сут
А. А. ОДИНЦОВ, Б. И. ОГОРОДНИКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 92
0 5 10 15 20 25 30 35
86
88
90
92
94
96
98
100
239 + 240Pu
Time, d
A(t)/A 0, %
0 5 10 15 20 25 30 35
84
86
88
90
92
94
96
98
100
A(t)/A 0, %
Time, d
241Am
Рис. 4. Доля 239+240Pu и 241Am, оставшихся в аэрозольных частицах, в зависимости от времени
пребывания в растворах (■ – дистиллированная вода, ● – ИБВ, ▲ – ИЛЖ № 2, ▼ – 0,1 моль/л HCl).
Растворимость 90Sr в ИЛЖ за время более 30 сут составляет 4 – 9 %. Однако следует
отметить, что в растворе 0,1 моль/л HCl, который обычно используется в качестве имитатора
желудочного сока, степень растворимости 90Sr более высокая и достигает 16 %.
Результаты радиохимического анализа показали, что степень растворимости 238Pu и
239+240Pu в ИЛЖ составляет 0,6 – 1,6 %, а 241Am 0,3 – 0,5 %. В 0,1 моль/л HCl степень
растворимости 239+240Pu составляет 11 % и значительно ниже, чем 241Am, растворимость
которого 14 %.
Оценка времени, необходимого для полного перехода радионуклидов в ИЛЖ при
условии сохранения скорости, зарегистрированной во второй стадии эксперимента, т.е. после
15 – 20 сут, показала, что 137Сs будет растворяться от одного до трех лет, 90Sr – около 10 лет,
а 239+240Pu и 241Am – еще дольше.
Полученные экспериментальные данные позволяют определить референтный тип
ингаляционного поступления радионуклидов. На основании растворимости радионуклидов в
ИЛЖ, можно заключить, что в исследуемых аэрозолях около половины количества 137Сs
относится к классу растворимости F, остальное – к классу S. Растворимость 90Sr частично
можно отнести к классу М, но большую часть к классу S. Трансурановые элементы 239+240Pu
и 241Am полностью попадают в класс S.
Представляет несомненный интерес сопоставить результаты, полученные в наших
экспериментах, с серией исследований, выполненных В. А. Кутьковым (Институт биофизики
Минздрава СССР, Москва) с соавторами [16 – 20]. Они занимались преимущественно аэро-
зольными “горячими” частицами, образовавшимися в первый момент при взрыве реактора
4-го блока ЧАЭС и попавшими в легкие свидетелей аварии. Это были мелкодиспергирован-
ные фрагменты ядерного топлива с включенными в них радионуклидами, накопившимися за
время штатной работы реактора. К “горячим” относили высокоактивные частицы микронных
размеров.
В работах [16 – 20] на основе исследований выщелачивания радионуклидов из топ-
ливных частиц была создана модель их поведения в легких человека. Она базируется на
экспериментальных данных, показывающих, что продукты деления ядерного топлива и ТУЭ
прочно связаны с матрицей диоксида урана. Вследствие этого радионуклиды топливных
частиц при попадании в организм человека проявляют черты коллективного поведения в
барьерных органах – органах дыхания, желудочно-кишечного тракта и коже. Химическая
деструкция топливной матрицы (оксиды урана) является основным процессом, приводящим
к проникновению радионуклидов в кровь, после чего они ведут себя независимо [16].
При ингаляционном поступлении они проявляют себя в легких как элементы,
находящиеся в соединениях, относящихся к типу S [2].
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 93
Сопоставление наших данных с растворимостью “горячих” топливных частиц в экспе-
риментах В. А. Кутькова с соавторами [16 – 20] показывает, что динамика перехода радио-
нуклидов в раствор была разная. Высокие скорости перехода в раствор 137Сs и 90Sr, в десятки
раз превышавшие скорости растворения 239+240Pu и 241Am, свидетельствовали, что в пробах,
отобранных из системы «Байпас» объекта «Укрытие» 30 августа и 1 сентября 2005 г.,
радионуклиды находились в составе аэрозолей, которые лишь частично принадлежали к
классу “топливные”. Судя по работам, которые в конце августа – начале сентября 2005 г.
проводили при стабилизационном мероприятии 14а, это были диспергированные частицы,
образовавшиеся в результате перемещений строительных материалов, зачистки бетонных
сооружений, долблении старого бетона и укладки нового, сварки и резки металлических
конструкций и т.д. Естественно, что при таких работах в воздухе могли появляться топлив-
ные частицы, которые осели на различных поверхностях во многих помещениях объекта
«Укрытие» в первые дни после взрыва реактора 4-го блока ЧАЭС. Однако, судя по раст-
воримости в ИЛЖ и сопоставляя с данными работ [16 – 20], не они определяли высокие
концентрации радионуклидов в воздухе при отборе проб аэрозолей в августе – сентябре
2005 г., а аэрозоли, образовавшиеся в результате техногенной деятельности в период стаби-
лизационных работ.
Выполнение в объекте «Укрытие» строительных работ по стабилизационному меро-
приятию № 14а в августе – сентябре 2005 г. привело к значительному загрязнению воздуха
радиоактивными аэрозолями. Так, в пробе, отобранной 1 сентября в вентиляционной системе
«Байпас», соединяющей развал центрального зала 4-го блока ЧАЭС с высотной трубой ВТ-2,
объемная активность смеси долгоживущих β-излучающих нуклидов составила 1100 Бк/м3 и
втрое превысила контрольную концентрацию. При этом содержание отдельных радио-
нуклидов достигло следующих значений: 137Cs – 320, 154Eu – 2,2, 238Pu – 1,8, 239+240Pu – 4,5 и
241Am – 6,9, Бк/м3. Частицы-носители радионуклидов имели АМАД 4 ± 0,3 мкм при σ = 1,5.
Пробы аэрозолей, отобранные на фильтры Петрянова, позволили определить не
только концентрации и дисперсный состав азрозолей-носителей продуктов Чернобыльской
аварии, но и исследовать их растворимость в различных жидкостях. Была прослежена дина-
мика перехода в раствор β-излучающих нуклидов 137Сs и 90Sr и α-излучающих транс-
урановых элементов 238Pu, 239+240Pu и 241Am. Последние вносят основной вклад в дозу
внутреннего облучения персонала объекта «Укрытие» при вдыхании аэрозолей.
Установлено, что для всех вышеуказанных радионуклидов имеется быстрая начальная
стадия растворения в ИЛЖ, которая после 10 – 15 сут стабилизируется и значительно
замедляется. Скорость перехода радионуклидов в ИЛЖ уменьшается в ряду 137Сs > 90Sr >>
>> 239+240Pu ≈ 241Am. Константа скорости растворимости медленно растворимой части 137Сs
составляет (3 – 5) · 10 -3 сут-1. Для 239+240Pu и 241Am константы на два порядка величины
ниже.
Проведенные эксперименты показали, что в аэрозолях, находившихся в объекте
«Укрытие» в 2005 и 2007 гг., около половины количества 137Сs относилось к классу F
(быстрое растворение), остальное – к классу S (медленное растворение). Переход 90Sr в ИЛЖ
частично относился к классу М (промежуточная скорость растворения), но в основном к
классу S. ТУЭ 239+240Pu и 241Am полностью попадали в класс S. Таким образом, исследо-
ванные аэрозоли, попадающие в организм в результате дыхания, можно рассматривать как
труднорастворимые.
По-иному складывается ”судьба” аэрозолей, оседающих при дыхании в носовых
пазухах и носоглотке. При заглатывании слизи они попадают в желудочно-кишечный тракт и
начинают растворяться в желудочном соке, который в данных исследованиях имитировала
0,1 моль/л соляная кислота. Как следует из представленных выше данных, в желудочном
соке аэрозоли растворяются существенно быстрее, чем в остальных исследованных жидко-
стях, а радионуклиды, находившиеся в частицах, попадают в кровеносную систему и
разносятся внутри организма.
А. А. ОДИНЦОВ, Б. И. ОГОРОДНИКОВ
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 94
Полученные данные по растворимости аэрозолей в дистиллированной воде и ИБВ
показывают, что взаимодействие атмосферных осадков с дисперсной фазой радиоактивного
загрязнения помещений объекта «Укрытие» приводит к образованию жидких радиоактивных
отходов. Это происходит как при осаждении аэрозольных частиц на дождевых каплях, так и
на каплях туманов, которые из внешней среды проникают в подкровельное пространство и
помещения через неплотности и щели объекта «Укрытие». В обводненных аэрозолях тотчас
начинается процесс перехода радионуклидов из твердой фазы в жидкую.
Известно также, что вследствие атмосферных осадков и конденсации влаги на нижних
отметках объекта «Укрытие» перманентно существует зеркало воды площадью около
1000 м2, рассредоточенное по ряду помещений. Аэрозоли, оседающие на водные поверхно-
сти, также растворяются. При этом часть радионуклидов переходит в состав истинных
растворов, а часть остается в составе коллоидных частиц. Последние в застойных зонах
частично оседают и накапливаются в илах, а частично уходят с блочными водами за пределы
объекта «Укрытие». По пути они могут отфильтровываться в различных пористых средах и
оставаться там в течение длительного времени, например до полного растворения. Как
следует из проведенных экспериментов, растворимость аэрозолей в блочной воде иная, чем в
каплях дождя или тумана, т.е. в дистиллированной воде. Это связано с тем, что блочная вода
имеет химический состав, зависящий от взаимодействия дистиллированной воды с бетонны-
ми конструкциями и другими материалами развала реактора 4-го блока. В образующихся
гидрокарбонатных растворах степень растворимости аэрозольных “горячих” частиц в два-
три раза выше, чем в дистиллированной воде. Растворимость 241Am в дистилляте и ИБВ в
2 – 4 раза выше, чем 239+240Pu (см. табл. 7). Из этого становится понятным процесс обогаще-
ния жидких радиоактивных отходов объекта «Укрытие» 241Am (отношение 241Am/239+240Pu
в 2 – 5 раз выше расчетного).
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Батий В.Г., Деренговский В.В., Егоров В.В. и др. Расчет доз ингаляционного поступления
радионуклидов и внешнего облучения хрусталика глаза, кожи, кистей и стоп β-частицами //
Проблеми Чорнобиля. – 2000. – Вип. 6. – С. 96 – 103.
2. ICRP Publication 66. Human respiratory tract model for radiological protection // Ann. ICRP. – 1994. –
Vol. 24, Nо 1 – 3.
3. Временные методические рекомендации по расчету эффективной дозы облучения персонала при
планировании работ в помещениях 4-го энергоблока ЧАЭС / ОП ЧАЭС. Объект «Укрытие». –
Славутич. 2000.
4. Методика оперативного контроля внутреннего облучения персонала объекта «Укрытие».
Методические указания. – К.: НИИРЗ АТН Украины, 2000. – 18 с.
5. Методика расчета доз внутреннего облучения персонала объекта «Укрытие» (по результатам
оперативного контроля). Методические указания / ОП ЧАЭС. Объект «Укрытие». – Славутич,
2000. – 25 с.
6. Технические предложения по системе контроля внутреннего ингаляционного облучения: (Отчет)
/ ОП ЧАЭС. Объект «Укрытие». Сост. А. К. Сухоручкин. – ТО. – Инв. № 98. – Славутич. 1999.
7. Отчет по опытной эксплуатации методики расчета доз внутреннего облучения персонала
объекта «Укрытие» (по результатам оперативного контроля) / ГСП ЧАЭС. Объект «Укрытие»
(ЦРБ). – ТО. – Инв. № 188. – Славутич, 2002. – 34 с.
8. Кашпаров В.А., Йощенко В.И., Зварич С.И. и др. Оценка растворимости чернобыльских
радиоактивных аэрозолей при ингаляции // Радиохимия. – 1997. – Т. 39, вып. 1. – С. 77 – 79.
9. Garger E.K., Sazhenyk A.D., Odintsov A.A. et al. Solubility of airborne radioactive fuel particles from
the Chernobyl reactor and implication to dose // Radiat. Environ. Biophys. – 2004. – Vol. 43. – P. 43 –
49.
10. Гаргер Е.К., Саженюк А.Д., Одинцов А.А. и др. Оценка констант скорости растворения in vitro
радиоактивных топливных частиц // Радиационная биология. Радиоэкология. – 2004. – Т. 44, № 2.
– С. 229 – 235.
ИЗУЧЕНИЕ РАСТВОРИМОСТИ АЭРОЗОЛЕЙ ОБЪЕКТА «УКРЫТИЕ»
________________________________________________________________________________________________________________________
ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 15 2011 95
11. Хан В.Е., Огородников Б.И., Калиновский А.К. и др. Контроль выбросов радиоактивных аэрозолей
из объекта «Укрытие» в 2005 г. // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. –
2006. – Вип. 6. – С. 85 – 95.
12. Норми радіаційної безпеки України (НРБУ-97). – К., 1997. – 121 с.
13. Одинцов А.А., Огородников Б.И. Растворимость радиоактивных аэрозолей объекта «Укрытие». -
Чернобыль, 2008. – 16 с. – (Препр. / НАН Украины. ИПБ АЭС; 08-2).
14. Ключников А.А., Краснов В.А., Рудько В.М., Щербин В.Н. Объект «Укрытие»: 1986 – 2006. –
Чернобыль: Ин-т проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2006. – 168 с.
15. Одинцов А.А., Хан В.Е., Краснов В.А. и др. Трансурановые элементы в жидких радиоактивных
отходах объекта «Укрытие» // Радиохимия. – 2009. – Т. 51, № 4. – С. 337 – 343.
16. Кутьков В.А. Радионуклидное загрязнение воздушной среды в результате аварии на Чернобыль-
ской АЭС и облучение легких // Патология органов дыхания у ликвидаторов аварии на Черно-
быльской АЭС / А. Г. Чучалин, А. Л. Черняев, К. Вуазен. – М.: Грантъ, 1998. – С. 10 – 43.
17. Кутьков В.А., Муравьев Ю.Б., Арефьева 3.С, Комарицкая О.И. “Горячие частицы” – взгляд
спустя семь лет после аварии на Чернобыльской АЭС // Пульмонология. – 1993. - № 4. – С. 10 –
19.
18. Кутьков В.А., Муравьев Ю.В. Дозиметрия внутреннего излучения “горячих” топливных частиц
Чернобыльской аварии // Мед. радиол. – 1994. – № 4. – С. 4 – 9.
19. Кутьков В.А., Погодин Р.И., Скрябин А.М. Облучение жителей Гомельской области, связанное с
ингаляцией “чернобыльских топливных частиц” // Радиация и риск. – 1996. – № 7. – С. 131 – 139.
20. Кутьков В.А., Дементьев С.М., Гусев И.А. Дозы внутреннего облучения лиц, участвовавших в
апреле – мае 1986 г. в ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС // Мед. радиол. –
1996. – № 3. – С. 24 – 31.
ВИВЧЕННЯ РОЗЧИННОСТІ АЕРОЗОЛІВ ОБ'ЄКТА «УКРИТТЯ»
В РІДИНАХ РІЗНОГО ХІМІЧНОГО СКЛАДУ
О. О. Одінцов, Б. І. Огородников
Визначено ступінь і швидкість розчинності радіоактивних аерозолів, відібраних у 2005 та
2007 р. із системи «Байпас» об'єкта «Укриття» в дистильованій воді, імітаторах легеневої рідини,
імітаторові «блокової» води та соляній кислоті з концентрацією 0,1 моль/л. Показано, що ступінь
розчинності радіонуклідів 90Sr, 137Cs, 238,239,240Pu і 241Am залежить від хімічного складу рідини.
Кінетика розчинності 90Sr, 137Cs добре описується двоекспоненціальною моделлю.
Ключові слова: радіоактивні аерозолі, розчинність, радіонукліди, об'єкт «Укриття».
THE STUDY OF SOLUBILITY OF OBJECT «UKRYTTYA» AEROSO LS IN LIQUIDS
OF DIFFERENT CHEMICAL COMPOSITION
О. О. Odintsov, B. I. Ogorodnikov
A degree and speed of solubility of the radioactive aerosols selected in 2005 and 2007 from the
system «Baypass» of object «Ukryttya» in the distilled water, imitators of pulmonary liquid, imitator of
«sectional» water and muriatic acid with the concentration 0.1 clothes were research. It is rotined that degree
of solubility of radionuclides of 90Sr, 137Cs, 238,239,240Pu and 241Am depends on chemical composition of liquid.
Kinetics of solubility of 90Sr, 137Cs is well described by a two exponential model.
Keywords: radioactive aerosols, solubility, radionuclide, object «Ukryttya».
Поступила в редакцию 12.01.11
|