Удельная эффективная активность естественных радионуклидов гост: ГОСТ 30108-94* «Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов»

Содержание

Радиологические характеристики строительных материалов, ВЗКСМ

Слово «Radiation» в переводе с английского означает «излучение» и охватывает широкий круг физических явлений.

К сожалению, некоторые средства массовой информации и рекламные слоганы, пользуясь необразованностью граждан, формируют истерическую реакцию по всем вопросам, связанным с радиацией, создавая образ «незримого, коварного и смертельно опасного врага, подстерегающего на каждом шагу».

Мы рекомендуем прочитать эту статью людям, которые, хотя и озабочены опасностью радиации, однако имеют пока весьма смутное понятие об этой проблеме.

С введением ГОСТ 30108-94 «Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов» производителями строительных материалов обязательно проводятся регулярные исследования образцов строительных материалов на удельную эффективную активность естественных радионуклидов: Радия-226, Тория-232 и Калия-40. Критерием оценки является удельная эффективная активность радионуклидов (Аэфф.), по которой устанавливается принадлежность материала к 1, 2 или 3 классу и определяются возможные области его использования. Эти характеристики обычно указываются в гигиенических сертификатах на строительные материалы.

Таблица «Радиационно-гигиеническая оценка и требования к материалам по ГОСТ при их производстве».

Материал Удельная эффективная активность естественных радионуклидов, Аэфф Класс безопасности Установленная область применения
щебень, гравий, песок, кирпич до 370 Бк/кг 1 во вновь строящихся жилых и общественных зданиях
щебень, гравий, песок свыше 370 до 740 Бк/кг 2 для дорожного строительства в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных зданий и сооружений
щебень, гравий, песок свыше 740 до 1 350 Бк/кг 3 в дорожном строительстве вне населенных пунктов

В соответствии с рекомендациями Национальной комиссии по радиационной защите суммарная удельная активность естественных радиоактивных веществ в любых материалах, применяемых в строительстве жилых и общественных зданий, не должна превышать 370 Бк/кг.

Эффективная удельная радиоактивность — практически единственный контролируемый параметр при определении экологической безопасности керамических изделий, в том числе кирпича. Величина этого параметра зависит от географического положения карьера, в котором добывалось исходное сырье. В экологическом сертификате показатель удельной радиоактивности строительной продукции, как правило, указывается.

Согласно протоколу радиационного качества №112 от 25.05.2004, выданным Тюменским некоммерческим фондом сертификации, эффективная удельная активность естественных радионуклидов керамического кирпича, произведенного ЗАО «Винзилинским заводом керамических стеновых материалов» составляет 97,93 Бк/кг, что почти

в 4(!) раза ниже допустимой нормы.

Основная задача радиационного контроля (измерений радиации или радиоактивности) состоит в определении соответствия радиационных параметров исследуемого объекта (мощность дозы в помещении, содержание радионуклидов в строительных материалах и т.д.) установленным нормам. Для вдыхаемого воздуха, воды и продуктов питания нормируется содержание как техногенных, так и естественных радиоактивных веществ. В дополнение к НОРМАМ РАДИОАКТИВНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ в этом случае используются “Гигиенические требования к качеству и безопасности продовольственного сырья и пищевых продуктов (СанПиН 2.3.2.560-96)”. Для стройматериалов нормируется содержание радиоактивных веществ из семейств урана и тория, а также калий-40 (в соответствии с НРБ-99).

Что может быть источником радиации?

По теории радиологии — источником радиации могут являться различные природные ресурсы, идущих на производство строительных материалов. В строительных материалах, из которых возведены как старые, так и современные дома (бетон, арматура, природный и искусственный камень, гранит и т.д.), могут находиться активные ионы.

Не менее опасным для человека может являться также газ — радон, концентрация которого высока в подвалах зданий. Радиоактивными могут оказаться и продукты питания, например, орехи и грибы.

Основной вклад в получение человеком радиации делает воздух, которым мы дышим — около 55% получаемой в год радиации мы получаем из-за присутствии в воздухе газа радон. Он также скапливается в помещениях, потому важным способом защиты от радона является частое проветривание домов и квартир. Также существуют допустимые нормы присутствия радона в помещении.

Космические излучения составляют около 8% от получаемого количества радиации. Ещё 11% составляют присутствующие в организме человека вещества. 14% радиации человек получает при проведении рентгеновских снимков. Оставшиеся несколько процентов излучения мы получаем благодаря бытовым приборам.

Как видно, полностью исключить радиацию из повседневной жизни человека невозможно. Но необходимо получать её в разумных, допустимых пределах. О нормах радиоактивности и следует иногда вспомнить. Это полезно сделать при покупке квартиры, дома, земельного участка, при планировании строительных и отделочных работ, при выборе и приобретении строительных и отделочных материалов для квартиры или дома, а также материалов для благоустройства территории вокруг дома (грунт насыпных газонов, насыпные покрытия для теннисных кортов, тротуарная плитка и брусчатка и т.д.). Благо ассортимент радиационно-безопасных стройматериалов ныне чрезвычайно богат.

При подготовке статьи были использованы материалы:

  1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). Санитарные правила. СП 2.6.1.758-99 / утв. Минздравом РФ от 02.07.1999. – Библиотека Российской газеты. Вып. 16. – 2001.
  2. ГОСТ 30108-94. Материалы и изделия строительные. Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов.
  3. Сугробов Н.П., Фролов В.В. Строительная экология: Учебник для СУЗ. – М.: Академия, 2004. – 413 с.
  4. Техногенная радиоактивность среды и здоровье населения // Пивоваров Ю.П., Михалев В.П. Радиационная экология: Учеб. пособие для вузов. – М.: Академия, 2004. – с.77-98
  5. Документация

 

Советуем вам посмотреть рассчитываем кирпичный забор и статью из журнала «Интердом». А также другие полезные статьи завода ВЗКСМ.

Лаборатория минеральных материалов

Песок для строительных работ.
Песок из отсевов дробления
Отбор проб ГОСТ 8735-88 п. 2
Определение зернового состава и модуля крупности ГОСТ 8735-88 п. 3
Определение содержания глины в комках ГОСТ 8735-88 п. 4
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц методом мокрого просеивания ГОСТ 8735-88 п. 5.3
ГОСТ 8269.0-97 п. 4.5.3
Определение истинной плотности пикнометрическим методом ГОСТ 8735-88 п. 8.1
Ускоренное определение истинной плотности ГОСТ 8735-88 п. 8.2
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 8735-88 п. 9
Определение влажности ГОСТ 8735-88 п. 10
Определение содержания глинистых частиц методом набухания в песке для дорожного строительства
ГОСТ 8735-88 п. 14
Определение коэффициента фильтрации ГОСТ 25584-2016
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Песок природный
Песок дробленый
Отбор проб ГОСТ 32728-2014
Определение гранулометрического (зернового) состава и модуля крупности ГОСТ 32727-2014
Определение содержания глины в комках ГОСТ 32726-2014
Определение содержания глинистых частиц методом набухания
ГОСТ 32708-2014
Определение влажности ГОСТ 32768-2014
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц ГОСТ 32725-2014
Определение истинной плотности пикнометрическим методом А ГОСТ 32722-2014 п.6.1
Определение истинной плотности пикнометрическим методом Б ГОСТ 32722-2014 п.6.2
Определение истинной плотности ускоренным методом ГОСТ 32722-2014 п.6.3
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 32721-2014
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой формы ГОСТ 32717-2014
Определение морозостойкости методом попеременного замораживания и оттаивания ГОСТ 32720-2014 п.7
Определение морозостойкости методом насыщения в растворе сульфата натрия и высушивания ГОСТ 32720-2014 п.8
Определение дробимости ГОСТ 33030-2014 п.8
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Щебень и гравий из плотных горных пород для строительных работ
Отбор проб ГОСТ 8269.0-97 п.4.2
Определение зернового состава ГОСТ 8269.0-97 п.4.3
Определение содержания дробленых зерен в щебне из гравия ГОСТ 8269.0-97 п.4.4
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц методом мокрого просеивания ГОСТ 8269.0-97 п.4.5.3
Определение содержания глины в комках ГОСТ 8269.0-97 п.4.6
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой форм методом визуальной разборки ГОСТ 8269.0-97 п.4.7.1
Определение дробимости ГОСТ 8269.0-97 п.4.8
Определение содержания зерен слабых пород в щебне (гравии) и слабых разностей в горной породе ГОСТ 8269.0-97 п.4.9
Определение истираемости в полочном барабане ГОСТ 8269.0-97 п.4.10
Определение морозостойкости методом замораживания ГОСТ 8269.0-97 п.4.12.1
Ускоренное определение морозостойкости ГОСТ 8269.0-97 п.4.12.2
Определение истинной плотности горной породы и зерен щебня (гравия) пикнометрическим методом ГОСТ 8269.0-97 п.4.15.1
Ускоренное определение истинной плотности ГОСТ 8269.0-97 п.4.15.2
Определение средней плотности и пористости горной породы и зерен щебня (гравия) ГОСТ 8269.0-97 п.4.16
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 8269.0-97 п.4.17
Определение водопоглощения горной породы и щебня (гравия) ГОСТ 8269.0-97 п.4.18
Определение влажности ГОСТ 8269.0-97 п.4.19
Определение содержания слабых зерен и примесей металла в щебне из шлаков черной и цветной металлургии ГОСТ 8269.0-97 п.4.25
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Щебень и гравий из плотных горных пород
Определение морозостойкости методом замораживания и оттаивания ГОСТ 33109-2014 п.6
Определение морозостойкости ускоренным методом ГОСТ 33109-2014 п.7
Определение гранулометрического состава ГОСТ 33029-2014
Определение дробимости ГОСТ 33030-2014
Определение истираемости по показателю микро-Деваль ГОСТ 33024-2014
Определение сопротивления дроблению и износу ГОСТ 33049-2014
Определение содержания глины в комках ГОСТ 33026-2014
Определение содержания дробленых частиц в щебне ГОСТ 33051-2014
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой формы ГОСТ 33053-2014
Определение содержания зерен слабых пород в щебне (гравии) ГОСТ 33054-2014
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц ГОСТ 33055-2014
Отбор проб ГОСТ 33048-2014
Определение влажности ГОСТ 33028-2014
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 33047-2014
Определение средней плотности ГОСТ 33057-2014 п.6
Определение истинной плотности ГОСТ 33057-2014 п.7
Определение пористости ГОСТ 33057-2014 п.8
Определение водопоглощения ГОСТ 33057-2014 п.9
Определение эквивалента песка ГОСТ 33052-2014
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Порошок минеральный для асфальтобетонных и органоминеральных смесей
Отбор проб ГОСТ Р 52129 – 2003 п.6
Определение зернового состава ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.2
Определение истинной плотности ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.3
Определение средней плотности ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.4
Определение пористости ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.5
Определение набухания образцов из смеси порошка с битумом ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.6
Определение водостойкости образцов из смеси порошка с битумом ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.7
Определение показателя битумоемкости ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.8
Определение гидрофобности активированного порошка ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.9
Определение влажности ГОСТ Р 52129 – 2003 п.7.10
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Минеральный порошок
Определение зернового состава ГОСТ 32719-2014
Определение влажности ГОСТ 32762-2014
Определение истинной плотности ГОСТ 32763-2014
Определение средней плотности и пористости ГОСТ 32764-2014
Определение водостойкости асфальтового вяжущего (смеси минерального порошка с битумом) ГОСТ 32765-2014
Определение показателя битумоемкости ГОСТ 32766-2014
Определение гидрофобности ГОСТ 32704-2014
Определение активности ГОСТ 32706-2014
Отбор проб ГОСТ 32761-2014 п.8
Определение набухания образцов из смеси порошка с битумом ГОСТ 32707-2014
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Щебень и песок шлаковые для дорожного строительства
Отбор проб ГОСТ 8269.0-97 п.4.2
ГОСТ 8735-88 п.2
Определение зернового состава ГОСТ 8269.0-97 п.4.3
Определение активности шлаков ГОСТ 8269.0-97 п.4.26
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц методом мокрого просеивания ГОСТ 8269.0-97 п.4.5
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой форм ГОСТ 8269.0-97 п.4.7
Определение дробимости ГОСТ 8269.0-97 п.4.8
Определение истираемости в полочном барабане ГОСТ 8269.0-97 п.4.10
Определение морозостойкости методом замораживания ГОСТ 8269.0-97 п.4.12.1
Ускоренное определение морозостойкости ГОСТ 8269.0-97 п.4.12.2
Определение истинной плотности горной породы и зерен щебня (гравия) пикнометрическим методом ГОСТ 8269.0-97 п.4.15.1
Ускоренное определение истинной плотности ГОСТ 8269.0-97 п.4.15.2
Определение средней плотности и пористости горной породы и зерен щебня (гравия) ГОСТ 8269.0-97 п.4.16
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 8269.0-97 п.4.17
Определение водопоглощения горной породы и щебня (гравия) ГОСТ 8269.0-97 п.4.18
Определение влажности ГОСТ 8269.0-97 п.4.19
Определение содержания слабых зерен и примесей металла в щебне из шлаков черной и цветной металлургии ГОСТ 8269.0-97 п.4.25
Определение зернового состава и модуля крупности ГОСТ 8735-88 п. 3
Определение истинной плотности пикнометрическим методом ГОСТ 8735-88 п. 8.1
Ускоренное определение истинной плотности ГОСТ 8735-88 п. 8.2
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 8735-88 п. 8.9
Определение влажности ГОСТ 8735-88 п. 8.10
Определение содержания глинистых частиц методом набухания в песке для дорожного строительства ГОСТ 8735-88 п. 8.14
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Щебень и песок шлаковые
Определение сопротивления дроблению и износу ГОСТ 32819-2014
Отбор проб ГОСТ 32862-2014
Определение гранулометрического состава ГОСТ 32860-2014
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой формы ГОСТ 32864-2014
Определение дробимости ГОСТ 32817-2014
Определение влажности ГОСТ 32818-2014
Определение содержания слабых зерен и примесей металла ГОСТ 32861-2014
Определение морозостойкости ГОСТ 32863-2014
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц ГОСТ 32859-2014
Определение содержания глинистых частиц (метод набухания) ГОСТ 32823-2014
Определение активности шлаков ГОСТ 32820-2014
Определение сопротивления истираемости по показателю микро-Деваль ГОСТ 32816-2014
Определение средней плотности и водопоглощения ГОСТ 32815-2014
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ 32822-2014
Определение истинной плотности и пористости ГОСТ 32821-2014
Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов ГОСТ 30108-94
Материалы минеральные для приготовления асфальтобетонных смесей
Определение плотности и абсорбции ГОСТ Р 58402.1-2019
Определение максимальной плотности минерального порошка ГОСТ Р 58402.8-2019
Определение содержания дробленых зерен ГОСТ Р 58402.3-2019
Определение объема пустот ГОСТ Р 58402.4-2019
Определение плотности и абсорбции ГОСТ Р 58402.6-2019
Определение насыпной плотности и пустотности ГОСТ Р 58402.5-2019
Определение потери массы под действием сульфата натрия или сульфата магния ГОСТ Р 58402.2-2019
Определение пустот Ригдена в минеральном порошке ГОСТ Р 58402.7-2019
Смеси щебеночно-гравийно-песчаные для покрытий и оснований автомобильных дорог и аэродромов
Определение зернового состава ГОСТ 8269.0-97 п.3
ГОСТ 8735-88 п.3
ГОСТ 25607-2009
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц методом мокрого просеивания ГОСТ 8269.0-97 п.5.3
Определение водостойкости щебня (гравия) ГОСТ 25607-2009 п.5.10
Определение содержания дробленых зерен в щебне из гравия ГОСТ 8269.0-97 п.4.4
Определение коэффициента фильтрации готовых смесей ГОСТ 25607-2009 п.5.11
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой форм ГОСТ 8269.0-97 п.4.7
Определение дробимости ГОСТ 8269.0-97 п.4.8
Определение содержания зерен слабых пород в щебне (гравии) и слабых разностей в горной породе ГОСТ 8269.0-97 п.4.9
Определение морозостойкости ГОСТ 8269.0-97 п.4.12
Смеси песчано-гравийные для строительных работ
Определение зернового состава ГОСТ 23735-2014 п.6.1
Определение содержания пылевидных и глинистых частиц ГОСТ 23735-2014 п.6.2
Определение содержания глины в комках ГОСТ 23735-2014 п.6.3
Определение насыпной плотности ГОСТ 23735-2014 п.6.4
Определение коэффициента фильтрации готовых смесей ГОСТ 25607-2009 п.5.11
Определение зернового состава гравия расчетным путем ГОСТ 23735-2014 п.6.5
Определение содержания зерен пластинчатой (лещадной) и игловатой форм ГОСТ 8269.0-97 п.4.7
Определение зернового состава песка расчетным путем ГОСТ 23735-2014 п.6.7
Определение  показателей смесей щебеночно-гравийно-песчаных в соответствии с  ПНСТ 327-2019

Про затвердження Зміни N 1 та Зм…

                                                          
ДЕРЖАВНИЙ КОМІТЕТ УКРАЇНИ З БУДІВНИЦТВА ТА АРХІТЕКТУРИ
Про затвердження Зміни N 1 та Зміни N 2 ГОСТ 10832-91
«Песок и щебень перлитовые вспученные.
Технические условия»
З метою вдосконалення нормативно-технічної бази України у
галузі будівництва та створення умов для розширення міжнародного
економічного співробітництва Н А К А З У Ю:
1. Затвердити та ввести в дію з 1 січня 2004 року Зміну N 1
та Зміну N 2 ГОСТ 10832-91 «Песок и щебень перлитовые вспученные.
Технические условия», які підготовлені на основі змін, прийнятих
рішеннями Міждержавної науково-технічної комісії зі
стандартизації, технічного нормування та сертифікації у
будівництві (17 травня 2000 р. та 17 жовтня 2002 р. відповідно),
та схвалені рішенням науково-технічної ради Держбуду України від
10 жовтня 2003 р. N 75 ( v0075509-03 ).
2. З введенням в дію зазначених змін згідно з додатком
вважати такою, що втратила чинність, Зміну N 1 ГОСТ 10832-91
«Песок и щебень перлитовые вспученные. Технические условия», що
діє на території України.
3. Управлінню організаційно-аналітичного забезпечення апарату
(А.Григор) забезпечити опублікування текстів зазначених змін в
Інформаційному бюлетені Держбуду України.
4. Контроль за виконанням цього наказу покласти на заступника
Голови Комітету В.Гречка.
Голова комітету В.Череп
ЗАТВЕРДЖЕНО
Наказ Держбуду України
22.10.2003 N 176 ЗМІНА N 1
(міждержавна) ГОСТ 10832-91 «Песок и щебень
перлитовые вспученные. Технические условия»
строк введення в дію з 1 січня 2004 р. Пункт 1.3.7 изложить в новой редакции: «1.3.7 Щебень и песок в зависимости от величины суммарной
удельной эффективной активности естественных радионуклидов Аэф
применяют: во вновь строящихся и реконструируемых жилых и общественных
зданиях при Аэф до 370 Бк/кг включительно; при возведении производственных зданий и сооружений при Аэф
до 740 Бк/кг включительно. При необходимости в национальных нормах, действующих на
территории государства, величина удельной эффективной активности
естественных радионуклидов может быть изменена в пределах норм,
указанных выше».
Пункт 2.4, четвертый абзац. Заменить слова: «при постановке
на производство» на «один раз в год».
Раздел 3. Заменить слова: «в соответствии с методическими
указаниями, утвержденными Минздравом СССР» на
«гамма-спектрометрическим методом по ГОСТ 30108″*.
_______________
* Для Украины вместо ссылки «гамма-спектрометрическим методом
по ГОСТ 30108″ применяют ссылку «в соответствии с разделом 6
ДБН В.1.4-2.01″ ЗМІНА N 2
(міждержавна) ГОСТ 10832-91 «Песок и щебень
перлитовые вспученные. Технические условия»
строк введення в дію з 1 січня 2004 р. Пункт 1.2.1. Заменить слово «пудру» на «порошковый».
Пункт 1.3.1. Таблицу 2 изложить в новой редакции:
—————————————————————— |Марка по насыпной плотности| Насыпная плотность, кг/м. куб. | |—————————+————————————| | 75 | До 75 вкл. | |—————————+————————————| | 100 | Св. 75 до 100>> | |—————————+————————————| | 150 | >>100>>150>> | |—————————+————————————| | 200 | >>150>>200>> | |—————————+————————————| | 250 | >>200>>250>> | |—————————+————————————| | 300 | >>250>>300>> | |—————————+————————————| | 350 | >>300>>350>> | |—————————+————————————| | 400 | >>350>>400>> | |—————————+————————————| | 450 | >>400>>450>> | |—————————————————————-| |Примечание. Допускается по согласованию с потребителем при | |соответствующем технико-экономическом обосновании выпуск песка | |марок по насыпной плотности 600, щебня — марок по насыпной | |плотности 600, 700 для конструкционных легких бетонов | ——————————————————————
Пункт 1.3.2. Таблицу 3 после графы 300 дополнить маркой 350:
—————————————————————— |Наименование показателя | Марка песка по насыпной плотности | | |————————————| | | 350 | |—————————-+————————————| |Теплопроводность при | 0,079 | |температуре (25+-5) град. С,| | |(Вт/м)хград С, не более | | |—————————-+————————————| |Прочность, МПа, не менее | 0,35 | ——————————————————————
Пункт 1.3.3, таблица 4, вторая строка. Заменить марку М25 на
П25.
Пункт 1.4, первый абзац. Заменить слова: «или полиэтиленовые
мешки по ГОСТ 17811″ на «мешки из полимерных материалов по ГОСТ
17811 и ГОСТ 30090 (1)»; после слова «горловины» дополнить словами: «или другими
способами герметизации упаковки, установленными между
изготовителем и потребителем в договоре на поставку»; второй абзац изложить в новой редакции: «Допускается для упаковки использовать специализированные
контейнеры, изготовленные по технической документации изготовителя
и согласованные в установленном порядке».
Пункт 2.8. Заменить слова: «из мешков — по две пробы методом
случайного отбора, но не менее чем из пяти мешков, с помощью совка
или пробоотборника с глубины 0,20 м» на «из мешков — с помощью
совка или пробоотборника с глубины 0,20 м, но не менее чем из пяти
мешков, выбранных методом случайного отбора»; дополнить абзацем: «из специализированных контейнеров — с помощью совка или
пробоотборника с глубины 0,5 м, но не менее чем из трех
контейнеров, выбранных методом случайного отбора».
Пункт 2.10. Второй абзац дополнить словами: «Допускается в
зависимости от дальности транспортирования и высоты загрузки
транспортного средства, а также для специализированных контейнеров
высотой выше 1 м устанавливать коэффициенты уплотнения по
согласованию с потребителем более 1,15″; дополнить абзацем: «Допускается отгрузка песка и щебня по массе».
Информационные данные. Пункт 5, таблица. Заменить ссылки:
«ГОСТ 7076-87» на «ГОСТ 7076-99 (2)», «ГОСТ 25820-83» на «ГОСТ
25820-2000 (3)»; исключить ссылку «ОСП 72/87»; дополнить ссылками:
—————————————————————— |Обозначение НТД, на который дана ссылка | Номер пункта | |—————————————-+————————| |ГОСТ 30090-93 (4) | 1.4 | |—————————————-+————————| |ГОСТ 30108-94 (5) | Раздел 3 | ——————————————————————
_______________
(1) Для Украины вместо ссылки «ГОСТ 30090» применяют ссылку
«ГОСТ 18225, ГОСТ 19298, ГОСТ 19317, ДСТУ 3748». (2) Для Украины вместо ссылки «ГОСТ 7076-99» применяют ссылку
«ДСТУ Б В.2.7-105-2000 (ГОСТ 7076-99)».
(3) Для Украины вместо ссылки «ГОСТ 25820-2000» применяют
ссылку «ДСТУ Б В.2.7-18-95».
(4) Для Украины вместо ссылки «ГОСТ 30090-93» применяют
ссылку «ГОСТ 18225-72, ГОСТ 19298-73, ГОСТ 19317-73, ДСТУ
3748-98″.
(5) Для Украины вместо ссылки «ГОСТ 30108-94» применяют
ссылку «ДБН В.1.4-2.01-97».

Выполнение работ по строительству объекта «Детский сад-ясли на 50 мест по адресу: Мичуринский район, с.Старое Хмелевое, ул.Белаховой»: процедура 0164200003018003089

Ответ

<a href=’http://zakupki.gov.ru/epz/order/notice/ea44/view/documents.html?regNumber=0164200003018003089′ target=’_blank’> Уважаемый Заказчик, заполнение Требований к материалам в соответствии с нормативной документацией на товар и Инструкцией вызывает затруднения, а именно: 1. Согласно Инструкции по заполнению первой части заявки: «При установлении Заказчиком диапазона возможных значений характеристик используемого товара (материала) (знаки «-», «–», «÷», «±», слова «от», «до», «меньше/менее/не менее», «больше/более/не более», «ниже/не ниже», «выше/свыше/не выше», «не хуже», «лучше») участнику закупки необходимо представить конкретное значение характеристики из установленного диапазона.», а также «По показателям, сопровождаемым указанием знака «*», участник закупки представляет в заявке сведения о конкретных показателях товаров либо в форме конкретных значений, либо описывая значение диапазоном возможных значений (по своему выбору). По показателям, сопровождаемым указанием знаков «**», участник закупки указывает диапазон возможных значений.» В рамках позиций 13, 14, 21, 22, 23, 24, 25, 26, 27, 28, 31, 73, 91, 92, 93, 94 Требований к материалам установлено требование к представлению предельных отклонений по размерам товара с использованием знака «±», при этом знаки «*» или «**» — отсутствуют, из чего подразумевается, что участник должен указать предельное отклонение размера в виде конкретного значения. Однако согласно ГОСТ на товар (по всем перечисленным позициям) предельные отклонения указываются в виде диапазона значений – участник не может провести замеры, например, каждого бруска, чтобы предоставить величину отклонений в виде конкретного значения. В рамках ГОСТ на товар предельные отклонения указываются в форме «± число». Согласно ч.1 ст. 33 и п.2 ч.1 ст.33 44-ФЗ: «Заказчик при описании в документации о закупке объекта закупки должен руководствоваться следующими правилами.. .. </a>

Отвод 219х6 стальной 90 градусов ГОСТ 17375

  • Внешний диаметр по торцам: 219 мм.
  • Внутренний диаметр по торцам: 207 мм.
  • Температура: от минус 70°С до плюс 450°С
  • Номинальное (условное) давление: до 25 кгс/см2 (2,5 МПа)
  • Радиус изгиба: R = 1,5DN
  • Тип отвода: крутоизогнутый 3D
  • Тип конструкции: бесшовный приварной
  • Стандарт: ГОСТ 17375-2001 (ИСО 3419-81)

DN, мм D, мм Т, мм F, мм R, мм B, мм Масса, кг
200 219 6 300 300 410 15

В ГОСТ 17375-2201 применяют следующие обозначения:

PN(Pу) — номинальное (условное) давление по ГОСТ 356 и ГОСТ 26349;
DN — условный проход (номинальный размер) по ГОСТ 28338;
D — наружный диаметр торцов отводов;
T — толщина стенки деталей на торцах диаметра D;
F — размер между плоскостью одного торца и центром другого торца отводов;
R — радиус кривизны осевой линии (радиус изгиба) отводов;
B — размер между плоскостью торцов и наиболее удаленной от нее точкой наружной поверхности отводов;

Отвод 219х6 стальной (ст20) 90 градусов крутоизогнутый (к/з) приварной бесшовный ГОСТ 17375-2001 по низкой цене и с бесплатной доставкой по Москве и МО. Доставка по России Деловыми Линиями или любой другой транспортной компанией по желанию заказчика. Данные отводы производятся в России и отвечают высоким стандартам качества московской объединённой энергетической компании (МОЭК) и Мосводоканала.

Чтобы оформить заказ пришлите заявку с контактами и реквизитами на [email protected] или воспользуйтесь формой заказа на сайте. В ответ вышлем счет на оплату и уточним адрес доставки. В случае, если на данный момент товара нет на складе, в комментарии к счету указывается срок комплектации в рабочих днях для каждой отсутствующей позиции.

Код ОКВЭД — 72.19 — Научные исследования и разработки в области естественных и технических наук прочие

Это действующая редакция справочника кодов ОКВЭД 2020 г.


Код ОКВЭД:

★72.19 — Научные исследования и разработки в области естественных и технических наук прочие

Нажмите на «звездочку» чтобы добавить данный код в свой список.


Код ОКВЭД 72.19: Научные исследования и разработки в области естественных и технических наук прочие

Эта группировка включает:
— исследования и экспериментальные разработки в области естественных и технических наук, кроме биотехнологических исследований и экспериментальных разработок: исследования и экспериментальные разработки в области естественных наук; исследования и экспериментальные разработки в области технических наук; исследования и экспериментальные разработки в области медицинских наук; исследования и экспериментальные разработки в области сельскохозяйственных наук; междисциплинарные исследования и разработки, преимущественно в области естественных и технических наук;
— научные исследования и разработки в области нанотехнологий


Задать вопрос


В данный код ОКВЭД входят:

Код — Наименование

72.19.1 — Научные исследования и разработки в области естественных наук

72.19.2 — Научные исследования и разработки в области технических наук

72.19.3 — Научные исследования и разработки в области нанотехнологий

Эта группировка включает:
— научные исследования и разработки, направленные на развитие приемов и методов, применяемых при изучении, проектировании и производстве наноструктур, устройств и систем, включающих целенаправленный контроль и модификацию формы, размера, взаимодействия и интеграции составляющих их наномасштабных элементов (около 1-100 нм), наличие которых приводит к улучшению либо к появлению дополнительных эксплуатационных и/или потребительских характеристик и свойств получаемых продуктов
Эта группировка не включает:
— исследования и разработки в области нанобиотехнологии, см. 72.11


При выборе основного вида деятельности учитывайте:

Для правильного выбора основного вида деятельности необходимо учесть некоторые моменты:

Подлежит или нет выбранный вид деятельности лицензированию. Если основной вид деятельности подлежит обязательному лицензированию, то осуществлять такую деятельность без наличия соответствующей лицензии запрещено. Смотрите список лицензируемых видов деятельности.

Организационно-правовая форма юридического лица. Некоторые виды деятельности не подходят под определенные организационно-правовые формы. Например, аудиторская организация не может быть создана в форме открытого акционерного общества.


Удельная активность природных радионуклидов и годовая эффективная доза, связанная с потреблением некоторых типов детского сухого молока, доступного на рынках Багдада

Багдадский научный журнал, том 14 (3) 2017



Таблица 5: Годовая эффективная доза

40К, накопленная в органах из

различных образцов.

Заключение:

Удельная активность 226Ra, 232Th

и 40K в различных образцах сухого молока для детей

составила

, измеренная детектором NaI (TI).Среднее значение удельной активности

для

радионуклида 40K было самым высоким из всех

проб. Все значения удельной активности

для всех радиоактивных изотопов во всех образцах сухого молока

находились в диапазоне

глобально допустимых значений.

Оцененная годовая эффективная доза для ребенка

за счет попадания радионуклидов в орган тела

в этих образцах.

Ссылки:

[1] Gaso, M. I .; Сеговия, Северная Каролина; Cervantes,

M. L .; Эррера, Т. и Перес-Сильва, E.

2000. Доза внутреннего излучения от

137Cs в результате потребления

грибов

из мексиканских смешанных лесов умеренного пояса

. Radiat.

Прот. Дозиметрия »87, 213-216.

[2] Avadhani, D. N .; Махеш, Х. М.;

Karunakara, N .; Нараяна, К .;

Somashekarappa, H.М. и

Сиддаппа К. 2001. Потребление с пищей

210Po и 210Pb в окружающей среде

Гоа на юго-западном побережье Индии.

Health Phys., 81, 438-445

[3] Rejah, B. Kh. 2011. Измерение

фоновой радиоактивности в сточных водах

Осадок для очистки в Багдаде

Станции

, Научный журнал Багдада,

8 (2): 439-443.

[4] Oatway, WB and Mobbs, SF

2003 г.Методология оценки

дозы для населения

от будущего использования земель

, ранее загрязненных радиоактивностью

. Национальный комитет радиологической безопасности

, (NRPB-W36) 

[5] Центр безопасности пищевых продуктов — ядерная

Безопасность пищевых продуктов и происшествий. 2013.

Правительство Гонконга

Специальный административный район

[6] Ewers, L.W .; Хэм, Г.J. и

Wilkins, B. T. 2003. Обзор переноса

естественных радионуклидов

наземным растениям

и домашним животным. Национальный совет по радиологической защите

,

(NRPB-W49) 

[7] Международное агентство по атомной энергии

. 1989. Измерение

радионуклидов в продуктах питания и

окружающей среде. Справочное руководство,

Серия технических отчетов

, №295,

МАГАТЭ, Вена,

[8] Научный комитет Организации Объединенных Наций

по действию атомной радиации

(НКДАР ООН) 2012 г. НКДАР ООН 2006 г.

Отчет. Приложение E «Источники воздействия»

Оценка

для радона в домах и

рабочих местах Нью-Йорк: США

Наций.

[9] Lederer, C.M .; Ширли, В. С .;

Browne, E .; Дайрики, Дж. М. и

Доблер, Р. Э .; 1978. Таблица

изотопов, 7-е издание, Inc.Джон

Wiley.

[10] Rejah, B. Kh. 2015. Природные

Происходящие радиоактивные материалы

(NORM) и Технологически

Enhanced NORM (TENORM)

Измерения на нефтяном месторождении в Северном регионе Ирака

. Кандидат наук. Диссертация,

Багдадский университет.

[11] Международный базовый стандарт безопасности

для защиты от ионизирующего излучения

и безопасности источников излучения

.2011. Безопасность

Серия № 115, Международное атомное агентство

Энергетическое агентство (МАГАТЭ), Вена.

[12] Международная комиссия по радиологической защите

(ICRP) 2013.

Дозы, зависящие от возраста, для членов

населения от поступления

радионуклидов: Часть 5 Сборник

дозы при проглатывании и вдыхании

Коэффициент (Публикация 72 МКРЗ),

Pergamon Press; Оксфорд.

Распределение естественных радионуклидов в почвах и оценка радиационной опасности в кристаллическом массиве Храми Поздневарискан (Грузия)

Гелион.2019 Март; 5 (3): e01377.

Кахабер Капанадзе

a Школа естественных наук и инженерии, Государственный университет Илии, Грузия

Арчил Магалашвили

a Школа естественных наук и инженерии, Государственный университет Илии, Грузия

Платон Имнадзе

99 b Центр прикладных исследований Лаборатория радиологических исследований, Элевтер Андроникашвили Институт физики Тбилисского государственного университета им. Иване Джавахишвили, Грузия

a Школа естественных и инженерных наук, Государственный университет Илии, Грузия

b Центр прикладных исследований Лаборатория радиологии Исследования, Институт физики им. Элевтера Андроникашвили Тбилисского государственного университета им. Иване Джавахишвили, Грузия

Поступила в редакцию 17 октября 2018 г .; Пересмотрено 16 января 2019 г .; Принят в печать 13 марта 2019 г.

Авторские права © 2019 Авторы. Опубликовано Elsevier Ltd.

Это статья в открытом доступе по лицензии CC BY-NC-ND (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/).

Abstract

Это исследование было выполнено для определения распределения радионуклидов ( 238 U, 232 Th и 40 K, встречающихся в природе в кристаллическом массиве Храми позднего Варискана и почв, перекрывающих прилегающую территорию, созданную неогеновой и четвертичной лавой. с помощью гамма-спектрометрии с детектором HPGe.Путем определения концентрации искусственного радионуклида 137 Cs выявлен характер радиоактивного загрязнения исследуемой территории. На основании полученных результатов произведена оценка радиологических параметров (мощность поглощенной гамма-дозы вне помещений, годовая эффективная доза; активность в эквиваленте радия) для оценки радиационной опасности, вызванной использованием промышленных материалов. Установлено различие между концентрациями радионуклидов, возникших за счет кристаллической подложки позднего варискана, и недавно извергнутых лав.Результаты сравнивались с аналогичными исследованиями, проведенными в разных странах, а также с данными и рекомендациями, опубликованными международными организациями (НКДАР ООН, ICRP).

Ключевые слова: Геология, Геофизика, Экология, Экология, Геохимия

1. Введение

Как известно, естественные радиоактивные вещества в почве являются постоянными источниками облучения человека (земной радиации). Согласно периодическим отчетам, публикуемым Научным комитетом Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации (НКДАР ООН), средняя доля излучения от естественных источников равна 2.4 мЗв / год, тогда как доля излучения от искусственных источников составляет 0,8 мЗв / год (UNSCEAR, 2000; Dhawal et al., 2013). Таким образом, 75% общей радиации, влияющей на здоровье человека, приходится на естественные источники радиации. Следовательно, очевидна огромная важность изучения существующего естественного излучения радиоактивных источников и оценки радиационной опасности. Основное воздействие радиации, вызванной почвенной радиацией, происходит из верхнего слоя почвы (Dhawal et al., 2013; Hussain and Hussain, 2011), в котором источниками радиоактивности являются 238 U, 232 Th, их продукты распада и радионуклид 40 К.Радиологическое воздействие природных радионуклидов на человека в основном выражается гамма-излучением, воздействующим на организм, а также радоном и процессами, вызванными вдыханием продуктов его распада (Hussain and Hussain, 2011).

Естественная радиоактивность почвы и ионизирующее гамма-излучение, исходящее из почвы, зависит от концентрации природных радионуклидов, которые она содержит, в то время как последняя зависит от почвообразующей материнской породы и других формирующих факторов (UNSCEAR, 2000; Dhawal et al., 2013; Alaamer , 2008).В целом относительно повышенная радиоактивность связана с магматическими породами, а пониженная — с осадочными породами. Однако есть некоторые исключения: например, некоторые сланцы и фосфаты показывают относительно высокое содержание радионуклидов. Магматические породы, а именно сиалические породы (особенно гранитоиды), содержат относительно более высокую концентрацию естественных радионуклидов, чем ультраосновные и основные породы (UNSCEAR, 2000; Dhawal et al., 2013).

В Грузии гранитоиды встречаются в осевой части Главного Кавказского хребта, а также в кристаллических массивах Дзирула, Храми и Локи.На данном этапе для наших исследований был выбран массив Храми в качестве исследуемой территории. Во время отбора были учтены некоторые другие важные факторы, помимо распространения гранитоидов, такие как: наличие населенных пунктов, сельскохозяйственная и горнодобывающая деятельность (природные промышленные материалы) и т. Д.

2. Материал и методы

2.1 . Исследуемая территория

Территория, выбранная для данного исследования, охватывает 20 км 2 муниципалитета Цалка в регионе Квемо Картли ().По имеющимся геологическим данным (Геологическая карта, 1995 г.) наиболее распространенными здесь являются: поздневарисканские гранитоиды, образующие кристаллический массив Храми, гранодиориты, гнейсы, прилегающие и частично перекрывающиеся континентальные базальтовые лавы неогена и четвертичного периода известково-щелочной серии, континентальные и континентальные. мелководные морские вулканокластические породы и др. (). Что касается почв, то наиболее распространенными на исследуемой территории являются черноземы (Почвенная карта, 1999).

Район исследования и места отбора проб.

Геологическая карта района исследований.

2.2. Отбор и обработка проб

Схема отбора проб была выбрана в соответствии с распространением горных пород, что позволяет определить корреляцию между параметрами исследования и геолого-географическими особенностями местности.

Всего с территории отобрано 19 проб. Все пробы были взяты на удалении от населенных пунктов и зданий или других инфраструктурных построек, чтобы в максимальной степени исключить присутствие эндемичных почв или любых других материалов в пробах.

Для получения обобщенной картины распределения радионуклидов и формирования радиационного фона с помощью существующей методики отбора проб на территории исследований был выбран так называемый метод «конверта» (Постановление №35, 2014 г.), согласно которому пять проб (30 –40 метров друг от друга) в каждом месте отбора проб были взяты () и усреднены путем смешивания (т. Е. Всего было отобрано 95 проб).

Метод отбора проб «конверт».

показывает географические координаты, записанные в центральной точке места отбора проб, и показывает сельскохозяйственное назначение почв и материнского материала почвы.

Таблица 1

Характеристики участков отбора проб.

15 Базальт
Участок № Координаты GPS Высота (м) Сельскохозяйственные цели Литология
1 41 ° 36,503’N 44 ° 11,643’30 Гранит
2 41 ° 36,244’N 44 ° 12,014’E 1681 Пастбище Гранит
3 41 ° 36.344’N 44 ° 12,465’E 1799 Пастбище Гранит
4 41 ° 36,500’N 44 ° 12,914’E 1779 Пастбище Гранит 41 ° 36,645’N 44 ° 13,437’E 1771 Пастбище Вулканокластик
6 41 ° 36,447’N 44 ° 13,531’E 1839 Вулканокластик 41 ° 36.350’N 44 ° 13,953’E 1870 Пастбище Вулканокластик
8 41 ° 36,090’N 44 ° 14,136’E 1873 Гранит 41 ° 36,248’N 44 ° 13,828’E 1912 Пастбище Вулканокластик
10 41 ° 36,187’N 44 ° 12,914’E 1813 Гранит 41 ° 35.636’N 44 ° 12,011’E 1687 Обработанный гранит
12 41 ° 35,833’N 44 ° 11,458’E 1655 Обработанный 41 ° 35,703’N 44 ° 11.000’E 1624 Обработанный гранит
14 41 ° 36,375’N 44 ° 11,329’E 1614 Старый обработанный гранит 41 ° 36.746’N 44 ° 10.701’E 1594 Старый обработанный Базальт / гранит
16 41 ° 36.724’N 44 ° 10.091’E 1597 Старый обработанный
17 41 ° 36,225’N 44 ° 10,056’E 1579 Старый обработанный Гранит
18 41 ° 36,070’N 44 ° 9,216’E 15683 Старый обработанный Базальт
19 41 ° 36.106’N 44 ° 7,870’E 1573 Пастбище Базальт

Расстояние между точками отбора проб в среднем составляло 600–800 метров. Отбор проб производился на глубине 15–20 см от поверхности почвы. Первичная обработка образцов проводилась на месте (удаление камней и корней из образцов почвы), в результате было получено 200–250 граммов фракций почвы.

Для лабораторных измерений образцы были дополнительно подготовлены с использованием хорошо апробированных методов (Dhawal et al., 2013; Хуссейн и Хуссейн, 2011; Алаамер, 2008; Kessaratikoon and Awaekechi, 2008): сначала полученные образцы сушили на воздухе при комнатной температуре; После этого образцы просеивали сначала в сито с ячейками 1,5 мм, а затем с ячейками 1 мм; Наконец, образцы помещали в герметично закрытые двойные полиэтиленовые контейнеры и хранили в течение 3 месяцев для достижения равновесия 214 Pb и 214 Bi с 222 Rn.

2.3. Лабораторные исследования

Для определения концентраций активности радионуклидов в пробах почвы использовался хорошо апробированный метод гамма-спектроскопии.Измерения проводились в Лаборатории радиологических исследований Центра прикладных исследований при Тбилисском государственном университете имени Элефтера Андроникашвили им. Иване Джавахишвили.

Для измерений использовался полупроводник (детектор) на основе кристалла германия высокой чистоты (HPGe) (производитель CANBERRA; модель детектора: GC3018; модель кристалла: CP-5SL; S / N: 07079313). Спектрометр был откалиброван по энергии путем получения спектра от стандартных радиоактивных источников известных энергий, таких как 60 Co (1332 кэВ, 1773 кэВ) и 137 Cs (662 кэВ).Детектор HPGe был соединен с многоканальным анализатором Canberra (MCA). Разрешение (FWHM) спектрометрической системы составляло 1,8 кэВ на линии гамма-излучения 1332 кэВ 60 Co. Спектр каждого образца собирали в течение 25000 секунд (7 ч). Спектральный анализ выполняли с использованием программного обеспечения компьютерного гамма-анализа Genie-2000 (модель: S501) и калибровочного программного обеспечения LabBOCS (модель: S574) и ISOCS (модель: S573).

Как упоминалось выше, перед гамма-спектрометрическим анализом образцы почвы были запечатаны в течение 3 месяцев для достижения равновесия 214 Pb и 214 Bi с 222 Rn.Предполагалось, что 226 Ra и 228 U находятся в равновесии.

Концентрация активности 238 U была определена путем измерения пика 609,20 кэВ от 214 Bi (интенсивность 48,0%) и пика 351,96 кэВ от 214 Pb (интенсивность 39,3%). Концентрация активности 232 Th определялась путем измерения пика 911,20 кэВ от 228 Ac (интенсивность 25,80%) и пика 583,19 кэВ от 208 Tl (интенсивность 84,50%).Концентрации активности 40 K и 137 Cs были определены с использованием одиночных пиков 1461,0 кэВ (интенсивность 10,72%) и 661,7 кэВ (интенсивность 90,11%) для 40 K и 137 Cs соответственно.

Для измерения концентраций активности радионуклида i в Бк / кг для пиковой энергии E использовалось следующее уравнение (Dhawal et al., 2013; Hussain and Hussain, 2011; Alaamer, 2008):

, где C Ei — общее количество пиков при энергии E , C eff — эффективность обнаружения при энергии E , γ — процент гамма-излучения вероятность радионуклида i для перехода при энергии E , m — масса измеряемого образца в кг, а t — время счета.

3. Результаты

3.1. Концентрации радионуклидов

В результате гамма-спектрометрического анализа для 19 проб определены концентрации активности 238 U, 232 Th и 40 K в Бк / кг и рассчитано их содержание в г / кг. Результаты представлены в статье, где помимо естественных источников показано 137 Cs одного из наиболее важных искусственных концентраций загрязняющих веществ в почве.

Таблица 2

Концентрации радионуклидов в пробах почвы.

9308 00 0,00307 0,01280 14288 0,01560 19307 19307 80
Участок № Бк / кг
г / кг
238 U 232 Th 40 137202 K U 232 Th 40 K 137 Cs
1 42,50 44,40 690,60 0,00304 9034 1030701100 0,00267 33 * 10 −13
2 39,40 53,80 745,80 9,60 0,00320 9,60 0,00320 10302
3 38,70 50,70 936,00 4,50 0,00314 0,01250 0,00362 14 * 10 −13
430 51,40 933,00 11,50 0,00311 0,01266 0,00361 35,9 * 10 -13
5 0,01232 0,00336 17,2 * 10 −13
6 40,67 50,50 933,00 3,75 0,00330 0.01240 0,00361 11,71 * 10 -13
7 43,44 56,50 1008,00 12,26 0,00352
8 40,45 54,40 944,00 11,30 0,00328 0,01340 0,00365 35,3 * 10 −13
60.20 1004.80 33.00 0.00308 0.01483 0.00389 1.0 * 10 −11
10 337 0,01205 0,00370 27 * 10 −13
11 41,20 59,90 768,50 10,00 0,00334 0.01475 0,00297 32 * 10 −13
12 35.70 52.00 784.20 10.20 0.00290 0,01280
13 29,30 50,70 778.60 13,00 0,00238 0,01250 0,00301 41 * 10 −13
00 54,50 957,50 10,00 0,00292 0,01340 0,00371 32 * 10 −13
15 48.307 48.307 0,00369 27 * 10 −13
16 44,30 53,90 837,50 10,70 0,00360 0.01330 0,00324 34 * 10 −13
17 42,80 64,90 975,00 8,30 0,00343
0,00343 0,01600
18 34,90 51,00 918,40 13,30 0,00283 0,01260 0,00355 42 * 10 −13
39,60 722,80 7,90 0,00210 0,00980 0,00280 25 * 10 −13
Мин. 25,80 39,60 690,60 3,75 0,00210 0,0098 0,00267 11,71 * 10 −13
Макс. 48,80 64,90 1008,00 33,00 0,00396 0.01600 0,00390 1,0 * 10 −11
Среднее значение 38,57 53,18 879,76 10,65 0,00313
0,013
Среднее в мире (UNSCEAR 2000) 35 30 400 0,00284 0,00739 0,00155

Как это может быть в нашем случае концентраций активности: 38.57 Бк / кг, 53,18 Бк / кг и 879,76 Бк / кг для 238 U, 232 Th и 40 K соответственно, что превышает среднемировые значения (также указанные в) для урана 35 Бк / кг на 3,57 Бк / кг, для тория 30 Бк / кг на 18,18 Бк / кг, для калия 400 Бк / кг на 479,76 Бк / кг (НКДАР ООН, 2000; Hussain and Hussain, 2011).

Что касается 137 Cs, как видно из, концентрации активности 137 Cs колеблются между 3,75 Бк / кг и 33 Бк / кг со средним значением 10.53 Бк / кг.

3.2. Мощность поглощенной дозы в воздухе (D)

Если концентрации активности радионуклидов в почве известны, предполагая, что радионуклиды равномерно распределены в почве, то можно определить мощность экспозиционной дозы в воздухе, вызывающую эти радионуклиды (UNSCEAR, 2000; Dhawal et al. ., 2013; Хуссейн, Хуссейн, 2011). Мощность поглощенной дозы в воздухе рассчитывается по следующей формуле (UNSCEAR, 2000):

D = 0,462A U + 0,604A Th + 0,0417A K

(2)

где D означает мощность дозы в воздухе на высоте 1 м над поверхностью земли; A U , A Th и A K — концентрации активности 238 U, 232 Th и 40 K соответственно в образце почвы; 0.462, 0,604 и 0,0417 — коэффициенты преобразования дозы для 238 U, 232 Th и 40 K соответственно.

показывает результаты, рассчитанные для мощности поглощенной дозы в воздухе. Среднее значение наших результатов равно 86,63 нГр / ч. Это значительно превышает среднемировое значение, которое составляет 57 нГр / ч (Dhawal et al., 2013; Kessaratikoon, Awaekechi, 2008).

Таблица 3

Мощность поглощенной дозы, годовая эффективная мощность дозы, активность в эквиваленте радия, индекс внешней опасности.

3
Участок № Мощность поглощенной гамма-дозы в воздухе (нГр / ч) Мощность годовой эффективной дозы (мЗв / год) Радиевый эквивалент активности (Бк / кг) Индекс внешней опасности
1 77,24 0,47 159,17 0,43
2 84,51 0,52 173,76 0,47 55 183,27 0,49
4 90,5 0,55 183,64 0,5
5 87,3 0,54
0,56 184,73 0,5
7 99,3 0,61 201,85 0,55
8 93,88 58 190,93 0,52
9 99,28 0,61 201,46 0,54
10 87,57 0,55 186,03 0,5
12 83,39 0,51 170,44 0,46
13 79.55 0,49 161,75 0,44
14 92,62 0,57 187,66 0,51
15
90,61 0,56 185,86 0,5
17 103,16 0,63 210,68 0,57
18 88.16 0,54 178,55 0,48
19 68,31 0,42 138,08 0,37
Мин. 68,31 0,42 138,08 0,37
Макс. 103,72 0,64 212,67 0,57
Среднее 89,51 0,55 182,37 0,49
3. Годовая эффективная мощность дозы (E)

При расчете годовой эффективной мощности дозы облучения населения следует принимать во внимание следующие факторы (НКДАР ООН, 2000; Hussain and Hussain, 2011): a) Коэффициент перехода от поглощенной дозы эффективной дозе (0,7 Зв / Гр) и б) так называемый «фактор занятости», то есть как долго человек остается на улице и в помещении. По данным UNSCEAR 2000, эти коэффициенты равны 0,2 и 0,8 (человек проводит 20% времени на открытом воздухе и 80% — в помещении). Суммарная эффективная мощность дозы рассчитывается по следующей формуле (Dhawal et al., 2013; Alaamer, 2008):

E = T × Q × D × 10 −6

(3)

где D — мощность поглощенной дозы в воздухе; Q — коэффициент преобразования 0,7 Зв / Гр, который переводит мощность поглощенной дозы в воздухе в эффективную дозу, полученную человеком; и T — время в течение 1 года, т.е. 8760 часов.

Согласно результатам, приведенным в нашем случае, средняя годовая эффективная мощность дозы составляет 0,55 мЗв / год, что немного выше среднего мирового значения, т.е. 0,48 мЗв / год (UNSCEAR, 2000; Hussain and Hussain, 2011) , но все же выше.

3.4. Активность в эквиваленте радия (Ra

экв. )

Активность в эквиваленте радия рассчитывается с учетом опасностей, связанных с использованием строительных и других типов промышленных материалов, содержащих 238 U, 232 Th и 40 K. Если предположить, что 10 Бк / кг 238 U, 7 Бк / кг 232 Th и 130 Бк / кг 40 K генерируют примерно одинаковое количество гамма-излучения, общая концентрация активности составит 238 U , 232 Th и 40 K.Во время расчета мы используем следующее уравнение (Hussain and Hussain, 2011):

Ra eq = A U + 1.43A Th + 0,077A K

(4)

где A U , A Th и A K обозначают концентрации активности для 238 U, 232 Th и 40 K соответственно. Чтобы избежать ожидаемых рисков облучения, материал, который содержит более 370 Бк / кг эквивалента радия, не следует использовать в промышленных целях (Dhawal et al., 2013; Алаамер, 2008). Можно заметить, что среднее значение эквивалентной активности радия по нашим результатам составляет 182,37 Бк / кг, что меньше указанного выше рекомендованного максимального значения.

3.5. Индекс внешней опасности (H

ex )

Одной из характеристик риска облучения населения считается так называемый индекс внешней опасности, который рассчитывается следующим образом (Hussain and Hussain, 2011):

Hex = AU370 + ATh359 + AK4810≤1

(5)

где A U , A Th и A K — концентрации активности 238 U, 232 Th и 40 K, соответственно.Чтобы избежать ожидаемых рисков, индекс внешней опасности должен быть меньше 1, что соответствует максимально допустимой активности радиевого эквивалента 370 Бк / кг (Hussain and Hussain, 2011; Kessaratikoon and Awaekechi, 2008). Согласно результатам, приведенным в, в нашем случае среднее значение индекса внешней опасности составляет 0,49, что меньше рекомендованного выше предела.

3.6. Корреляции

Рис. и графически представляет корреляции концентраций (содержания) радионуклидов 232 Th / 238 U и 232 Th / 40 K.

Корреляция — 232 Th / 238 U.

Корреляция — 232 Th / 40 K.

показывает корреляцию годовых эффективных мощностей доз с материнскими породами в соответствии с местами отбора проб. В представленных результатах можно наблюдать повышенные концентрации. Например, повышенная концентрация изотопа 238 U наблюдается на участке 15, который является одним из основных водосборных бассейнов.

Корреляция между годовой эффективной дозой и литологией территории.

показывает корреляцию концентраций естественных радионуклидов 238 U, 232 Th и 40 K с мощностью поглощенной дозы в воздухе в соответствии с местами отбора проб.

Корреляция между активными концентрациями и мощностью поглощенной дозы.

С целью учета геохимического фактора в процессе почвообразования разработана цифровая модель рельефа (ЦМР) рельефа в геоинформационной системе ArcGIS 10.4.1, смоделированы водотоки и комбинированная схема естественного распределения радионуклидов в почве и геологической структуре ().

Взаимосвязь деятельности в радиевом эквиваленте, основных материалов почвы и водных потоков.

4. Обсуждения

Как видно из, повышенные концентрации естественных радионуклидов находятся в определенной корреляции с направлением водных потоков. Повышенные концентрации можно наблюдать в местах их скопления. Кроме того, как показывает комбинированная схема, распределение естественных радионуклидов явно связано с типом материнской породы. А именно, почвы, возникшие за счет поздневарисканских гранитоидов Храмиского массива, более очевидно обнаруживают более высокую естественную радиоактивность по сравнению с лавами неогена и четвертичного периода.

Среднее значение мощности поглощенной дозы в воздухе , рассчитанное по естественным концентрациям радионуклидов в почве, в нашем случае равно 89,51 нГр / ч. Полученный результат значительно выше (на 32,5 нГр / ч) среднемирового значения (), которое составляет 57 нГр / ч (UNSCEAR, 2000; Dhawal et al., 2013). Но, как уже было сказано выше, наши исследования охватывают массив Храми, где в связи с распространением гранитоидов, должно быть, увеличились естественные радиоактивные факторы.

Сравнение полученных значений мощности поглощенной дозы со средними мировыми значениями.

Среднее значение годовой эффективной мощности дозы 0,55 мЗв / ч немного выше среднемирового значения (), которое составляет 0,48 мЗв / ч (UNSCEAR, 2000; Hussain and Hussain, 2011). Но полученное значение меньше рекомендованного предела, установленного МКРЗ, который составляет 1 мЗв / ч (Dhawal et al., 2013; Hussain and Hussain, 2011). Однако, как известно, при формировании общей радиационной опасности к части гамма-излучения, генерируемой естественными радионуклидами, добавляются некоторые другие значимые компоненты, такие как: часть, вызванная распространением искусственных загрязнителей, космической радиацией, ингаляцией радона, распространением радионуклидов. естественные и искусственные загрязнители и их концентрация в питьевой воде и продуктах питания, а также профессиональная деятельность, радиационное воздействие в медицинской сфере и т. д. (UNSCEAR, 2000).

Сравнение полученных значений годовой эффективной мощности дозы со средними мировыми значениями.

Среднее значение активности в эквиваленте радия по нашим результатам составляет 182,37 Бк / кг, что меньше максимально допустимого предела, установленного НКДАР ООН, который составляет 370 Бк / кг (UNSCEAR, 2000). Это указывает на то, что территория, на которой проводится данное исследование, свободна от угроз, вызываемых радием и продуктом его распада радоном, особенно, что на территории нет региональных глубинных разломов (Геологическая карта, 1995).

Для индекс внешней радиации все средние значения ниже 1, что означает, что населенные пункты на территории не подвержены радиационной опасности, превышающей лимит.

Максимальная концентрация 137 Cs (33 Бк / кг) была зафиксирована на 9-м участке (,) с максимальным значением возвышения (AMSL) (). сравнивает результаты для 137 Cs с исследованиями, проведенными в различных странах. Как показано в ряде случаев, концентрация 137 Cs относительно высока, что, по нашему мнению, указывает на след, оставшийся после аварии на Чернобыльской АЭС 1986 года и ядерных испытаний в период «холодной войны».В целом распространение и осаждение искусственных загрязнителей (радиоизотопов) во время выпадения осадков на Чернобыльской АЭС зависело от силы атмосферных движений и их направлений. Однако из-за относительно высокой интенсивности осадков загрязнение в горных районах было выше, чем на равнинах, что подтверждается соответствующими исследованиями, проведенными, например, во Франции и Польше (Chareyron, 2002; Kubica et al., 2002).

9 участок отбора проб.

Таблица 4

Сравнение текущих результатов для концентраций 137 Cs с данными, доступными в литературе.

Результаты исследования показали, что концентрации естественного радионуклида в почвах исследуемой территории существенно различаются. На наш взгляд, это должно быть обусловлено спецификой почв и их формирования, в которых важную роль играет формирующая материнская порода, а фактор геохимической миграции веществ менее важен. Результаты исследований косвенно показали, что сиалические магматические породы Храмиского массива, а именно почвы, возникшие в результате выветривания гранитоидов, действительно характеризуются относительно высокими концентрациями естественных радионуклидов.

На основании исследований впервые в Грузии был изучен земной радиационный фон определенного региона с учетом его геолого-географических особенностей. Несмотря на то, что исследования показали относительно высокие характеристики радиоактивности почв, облучение населения радиационной опасности в результате оценки ниже международно допустимых пределов и рекомендаций.

Исследование и методология могут быть использованы в других аналогичных исследованиях, которые будут проводиться в Грузии, а также в других регионах Южного Кавказа, что будет способствовать дальнейшему созданию и развитию единой аналитической и информационной базы данных о текущей ситуации на юге. Кавказ в части наземной радиоактивности и радиационной безопасности в целом.

Декларации

Заявление об участии автора

Кахабер Капанадзе: задумал и спроектировал эксперименты; Проанализировал и интерпретировал данные; Предоставленные реагенты, материалы, инструменты анализа или данные; Написал газету.

Арчил Магалашвили: задумал и спроектировал эксперименты; Проанализировал и интерпретировал данные; Написал газету.

Платон Имнадзе: задумал и спланировал эксперименты; Проведены эксперименты; Предоставленные реагенты, материалы, инструменты анализа или данные.

Отчет о финансировании

Это исследование не получало какого-либо специального гранта от финансирующих агентств в государственном, коммерческом или некоммерческом секторах.

Заявление о конкурирующих интересах

Авторы заявляют об отсутствии конфликта интересов.

Дополнительная информация

Дополнительная информация для этого документа недоступна.

Благодарности

Авторы выражают благодарность Институту физики Андроникашвили Тбилисского государственного университета им. Джавахишвили и коллегам из государственного университета Ильи за оказанную помощь и поддержку в процессе проведения представленного исследования.

Ссылки

  • Аль-Кахтани С.А., Фарук М.А., Ай-Захрани А.А. Уровни радиоактивности в почве трех выбранных участков в городе Эр-Рияд и его окрестностях. J. Radioanal. Nucl. Chem. 2001; 250: 93–95. [Google Scholar]
  • Alaamer A.S. Оценка воздействия на человека естественных источников радиации на почве Эр-Рияда, Саудовская Аравия. Турок. J. Eng. Environ. Sci. 2008. 32 (4): 229–234. [Google Scholar]
  • Челик Некати, Дамла Невзат, Чевик Угур. Концентрации гамма-излучения в почве и строительных материалах в Орду, Турция.Radiat. Эффекты Дефекты Твердые тела. 2010; 165: 1–10. [Google Scholar]
  • Chareyron B. Выпадение осадков в результате Чернобыльской аварии над Францией / особая ситуация в альпийской среде. Publ. .Int. J. Radiat. Med. 2002; 4 (1-4): 163–172. [Google Scholar]
  • Дхавал С.Дж., Кулкарни Г.С., Павар С.Х. Исследования земного радиационного фона в Южном Конкане, Махараштра, Индия. Int. J. Radiat. Res.h. 2013. 11 (4): 263–270. [Google Scholar]
  • Fatima I., Zaidi J.H., Arif M., Daud M., Ahmad S.A., Tahir S.Н.А. Измерение естественной радиоактивности и оценка мощности дозы земного гамма-излучения в почве южного Пенджаба. Radiat. Prot. Досим. 2008; 128: 206-212. [PubMed] [Google Scholar]
  • Пруидзе М.П., ​​Гамкрелидзе М.И. 1995. Геологическая карта района Болнисского рудника (К-38-89-А, б) Геологические основы Грузии, №18933. [Google Scholar]
  • Гомес Э., Гарсиас Ф., Касас М., Серда В. Определение 137 Cs и 90 Sr в известковых почвах: географическое распространение на острове Майорка.Прил. Radiat. Изот. 1997; 48: 699–704. [Google Scholar]
  • Хигги Р.Х., Пимпл М. Естественная и искусственная радиоактивность в почвах и растениях вокруг исследовательского реактора Inshass. Прил. Radiat. Изот. 1998. 49: 1709–1712. [PubMed] [Google Scholar]
  • Хуссейн Р.О., Хуссейн Х.Х. В: Природные радионуклидные материалы, радиоизотопы — применение в физических науках. Сингх Нирмал, редактор. InTech; 2011. [Google Scholar]
  • Джаббар А., Аршед В., Бхатти А.С. Измерение уровня радиоактивности почвы и оценка радиационной опасности в межречье Средней Речны, Пакистан.J. Radioanal. Nucl. Chem. 2010; 283: 371. [Google Scholar]
  • Karakelle B., Öztürk N., Köse A. Естественная радиоактивность в образцах почвы в бассейне Коджаэли. Турок. J. Radioanal. Nucl. Chem. 2002; 254: 649. [Google Scholar]
  • Кессаратикун П., Аваекечи С. Измерение естественной радиоактивности в образцах почвы, собранных в муниципальном районе района Хатъяй в провинции Сонгкхла, Таиланд. KMITL Sci. J. Sect. А. 2008; 8: 52–58. [Google Scholar]
  • Хан Хасан М., Исмаил М., Хан К., Ахтер П.Уровни радиоактивности и мощность дозы гамма-излучения в образцах почвы из Кохистана (Пакистан) с использованием гамма-спектрометрии. Подбородок. Phys. Lett. 2011; 28 (1): 019301. [Google Scholar]
  • Кубица Б., Мительски Ю.В., Голаш Ю., Скиба С., Томанкевич Э., Гача П., Ясиньска М., Тутея-крыса М. Концентрация 137 Cs, 40 K, 238 Pu и 239 + 240 Радионуклиды Pu и некоторые тяжелые металлы в пробах почвы из двух основных долин Татранского национального парка. Pol. J. Environ.Stud. 2002; 11 (№ 5): 537–545. [Google Scholar]
  • LaBrecque J.J. Распределение 137 Cs, 40 K, 238 U и 232 Th в почвах Северной Венесуэлы. J. Radioanal. Nucl. Chem. 1994; 178: 327. [Google Scholar]
  • Миа Ф.К., Рой С., Тухидуззаман М., Алам Б. Распределение радионуклидов в образцах почвы в городе Дакка и его окрестностях. Прил. Radiat. Изот. 1998. 49: 133–137. [Google Scholar]
  • Noureddine A., Baggoura Benaissa, Larosa J.Дж., Вайда Н. Гамма- и альфа-излучающие радионуклиды в некоторых образцах почвы Алжира. Прил. Radiat. Изот. 1997; 48: 1145–1148. [Google Scholar]
  • Рафик Мир Хаваджа. Концентрации активности цезия-137 в образцах почвы и кирпича в Мирпуре, Азад Кашмир; Пакистан. Иран. J. Radiat. Res. 2014; 12: 39–46. [Google Scholar]
  • Постановление правительства Грузии №35 Правила отбора проб для контроля отходов пестицидов и агрохимикатов в продуктах питания, кормах для животных и объектах окружающей среды. Тбилиси.3 января 2014 г. [Google Scholar]
  • Sam K., Ahmed M.M.O., El Khangi F.A., El Nigumi Y.O., Holm Eldar. Оценка земного гамма-излучения в Судане. Radiat. Защищать. Досим. 1997. 71: 141–145. [Google Scholar]
  • Шенбер М. Fallout 137 Cs в почвах северо-западной Ливии. J. Radioanal. Nucl. Chem. 2001; 250: 193–194. [Google Scholar]
  • Шекелашвили Э., Размадзе М., редакторы. Почвенная карта Грузии. ОАО «Картография»; Тбилиси: 1999. [Google Scholar]
  • Тахир С.Н.А., Джамил К., Заиди Дж.Х., Ариф М., Ахмед Н., Ахмад С.А. Измерения концентраций активности естественных радионуклидов в образцах почвы из провинции Пенджаб в Пакистане и оценка радиологической опасности. Radiat. Защищать. Досим. 2005; 113: 421-427. [PubMed] [Google Scholar]
  • Туфаил М., Ахтар Н., Вакас В. Измерение земной радиации для оценки дозы гамма-излучения от возделываемых и бесплодных засоленных почв Фейсалабада в Пакистане. Radiat. Измер. 2006; 41: 443–451. [Google Scholar]
  • НКДАР ООН.2000. Научный комитет Организации Объединенных Наций по действию атомной радиации. (2000) Приложение B. Облучение от естественных источников радиации (Нью-Йорк: США) [Google Scholar]
  • Ур-Рахман Саид, Матюлл Матиуллах, Малик Фариха, Мир Рафик, Анвар Хаваджа, Джавид, Зиафат М., Джаббар Абдул. Измерение естественных / выпадающих радиоактивных элементов и оценка годовой эффективной дозы в пробах почвы, собранных в четырех районах провинции Пенджаб, Пакистан. J. Radioanal. Nucl. Chem.2011. 287: 647–655. [Google Scholar]
  • Вукотич П., Борисов И., Кузьмич В., Антович Н., Дапчевич С., Уваров В., Кулаков В. Радиоактивность на побережье Черногории, Югославия. J. Radioanal. Nucl. Chem. 1998. 235: 151–157. [Google Scholar]
  • Wang C.J., Lai S.Y., Wang J.J., Lin Y.M. Перенос радионуклидов из почвы в траву в Северном Тайване. Прил. Radiat. Изот. 1997. 48: 301–303. [Google Scholar]

Радиологическое исследование зон с высоким радиационным фоном

Около 30 проб были собраны к северу от дельты Нила, недалеко от пляжа Розетта, параллельного побережью Средиземного моря.Это открытая область, плоская и почти горизонтальная 15 . Образцы сушили при 105 ° C в течение 12 часов для полного удаления остаточной влаги. Около 500 г каждого образца тщательно перемешали, взвесили и поместили в полиэтиленовый сосуд с завинчивающейся крышкой и полностью заклеили липкими лентами, чтобы сделать их герметичными. Эти контейнеры хранили в течение одного месяца при комнатной температуре, чтобы обеспечить постоянное равновесие между 226 Ra и его потомками перед гамма-спектроскопией.Для гамма-спектрометрии используется коаксиальный детектор HPGe P-типа, модель Canberra №, CPVD 30–3020, экранированный толщиной 10 см Pb, 1 мм Cd и 1 мм Cu, с относительной эффективностью 30% и разрешением по всей ширине вдвое. максимум (FWHM) 1,9 кэВ при 1,33 МэВ (с соответствующей электроникой), подключенный к многоканальному анализатору (MCA) и связанный с программой Genie 2000. Этот детектор имеет высокую эффективность, высокое разрешение и очень низкий фон, поэтому важно получить оценку пределов обнаружения и минимально обнаруживаемой активности.

Калибровка КПД

Калибровка КПД должна выполняться в той же геометрии, что и при реальных измерениях. Калибровочная кривая эффективности была построена с использованием стандартных калибровочных источников (порошка) производства МАГАТЭ 238 U (RGU-1) с концентрацией 400 ppm, плотностью 1,78 и активностью 4,9 Бк / г и 232 Th (RGTh-1). , с 800 ppm, плотностью 1,71 и активностью 3,26 Бк / г наливали в аналогичную пластиковую банку до той же высоты, что и образец. Чистый диоксид кремния также выливали в подобный сосуд до той же высоты, что и образец.Энергетическая калибровка в диапазоне 63.9–2614 кэВ проводилась с использованием тех же стандартных источников. Определение NORM было измерено с использованием различных дочерей, которые излучают четкие гамма-пики высокой интенсивности, чтобы подтвердить достижение радиоактивного векового равновесия в образцах между 226 Ra и его дочерними элементами. Это было выполнено путем измерения 226 Ra непосредственно через 186,2 кэВ и косвенно путем измерения 214 Bi (609,3, 1120,2 и 1764,5 кэВ) и 214 Pb (351.9 кэВ) фотопиков. 232 Th был определен с помощью фотопиков 228 Ac (911,2 кэВ) 212 Pb (238,6 кэВ после вычитания значения 241,2) и 208 Tl (2614 кэВ), а также оценка 40 K через фотопик 1460,8 кэВ . Образцы и фон измеряли в течение примерно 6 часов для каждого.

Вариация изотопного отношения урана

235 U / 238 U

Идентификация концентрации 235 U затруднена, поскольку его естественная распространенность низкая (только 0.72%) природного урана. Энергия 185,7 кэВ является наиболее интенсивной гамма-линией, связанной с присутствием 235 U (57%). Это очень близко к энергии 186,2 кэВ, связанной с распадом 226 Ra на 222 Rn в цепи 238 U. Во время измерения может произойти перекрытие. Из-за относительно более низких коэффициентов ветвления 143,76 кэВ (10,96%), 163,33 кэВ (5,08%) и 205,31 кэВ (5,01%) энергетических переходов по сравнению с энергетическим переходом 185,7 кэВ, они обычно не используются для определения 235 U в образцах черного песка.{235} U)}) $$

(1)

, где CR 187 — скорость счета пика с центром при 187 кэВ, ε Пик — эффективность детектора при этой энергии, M — масса образца (кг), I γ ( 226 Ra) — доля гамма-излучения для 226 Ra, I γ (235 U) — доля гамма-излучения для 235 U, AC (226 Ra) — концентрация активности 226 Ra в образце (Бк.кг −1 ) на основе среднего анализа 214 Bi и 214 Pb, а 235 U — концентрация 235 U в пробе (Бк. кг −1 ) 21 .

Расчеты внешних и внутренних опасностей

Индекс внешней опасности (H
ex )

Он получается из выражения Ra eq , которое указывает, что максимально допустимое значение (равное единице) соответствует верхнему пределу Ra eq (370 Бк.кг −1 ). Это значение должно быть меньше единицы, чтобы минимизировать радиационную опасность, т. Е. Радиационное воздействие должно быть ограничено до 1,0 мЗв.год -1 , тогда индекс внешней опасности (H ex ) определяется следующим уравнением :

$$ {H} _ {ex} = \ frac {{C} _ {Ra}} {370} + \ frac {{C} _ {Th}} {259} + \ frac {{C} _ {K}} {4810} $$

(2)

Где C Ra , C Th и C K — концентрации в (Бк.кг -1 ) из ​​226 Ra 232 , Th и 40 K соответственно 22,23 .

Активность эквивалента радия (R
eq )

Индекс внешней опасности (H ex ) может быть рассчитан другим методом в виде выражения, называемого активностью эквивалента радия Ra eq для сравнения удельной активности материалов, содержащих различные количества 226 Ra 232 , Th и 40 K. Это основано на том факте, что 370 (Бккг −1 ) из ​​ 226 Ra, 259 (Бккг −1 ) из ​​ 232 Th и 4810 (Бккг −1 ) от 40 K, производят тот же эквивалент дозы γ-излучения.Он определяется следующим выражением 17,24 :

$$ R {a} _ {eq} = {C} _ {Ra} +1,43 {C} _ {Th} +0,077 {C} _ {K } $$

(3)

Индекс концентрации активности (I)

Индекс концентрации активности следует использовать для идентификации материалов, которые могут вызывать озабоченность. Он используется для представления уровней расследования в форме индекса концентрации активности (I) или, кратко, гамма-индекса (I), и определяется следующим образом: 25 :

$$ I = \ frac {{C } _ {Ra}} {300} + \ frac {{C} _ {Th}} {200} + \ frac {{C} _ {K}} {3000} $$

(4)

Максимальное значение индекса концентрации активности равно 2 (I ≤ 2), чтобы соответствовать 0.Критерий дозы 3 мЗвир -1 и I ≤ 6 для соответствия 1 мЗвир -1 26,27 .

Альфа-индекс (I α ):

Альфа-индекс используется для оценки избыточного внутреннего облучения альфа-излучением, вызванного вдыханием естественных радионуклидов. Когда концентрация активности 226 Ra превышает значение 200 Бккг −1 , возможно, что выдыхаемый из этого материала радон достиг концентрации 200 Бкм −3 .Многие страны мира предложили уровень освобождения и верхний уровень активности Ra 226 , равный 100 Бккг −1 и 200 Бккг −1 соответственно 28 .

Мощность дозы поглощенного гамма-излучения вне помещений (D из ):

Мощность поглощенной гамма-дозы вне помещения (D out ) на высоте 1 метра над поверхностью земли из-за равномерно распределенных естественных радионуклидов может быть рассчитана следующим образом: 29,30 :

$$ {D} _ {out} = 0.{-1}) $$

(5)

Годовая эффективная доза вне помещений (E из ):

Годовая эффективная доза вне помещения (E из ) может быть рассчитана по мощности дозы (D из ), около 20% из 8760 часов в году можно рассматривать как время пребывания на открытом воздухе и для преобразования поглощенной дозы в воздухе до эффективной дозы с коэффициентом 0.{-6} $$

(6)

Чрезмерный риск рака в течение жизни (ELCR):

Наружный избыточный риск рака в течение жизни (ELCR из ) рассчитывается на основе годовой эффективной дозы вне помещений в соответствии со следующим уравнением 18 :

$$ ELC {R} _ {out} = {E} _ {out} \ раз LE \ раз RF \, $$

(7)

Где LE представляет собой ожидаемую продолжительность жизни (70 лет), а RF представляет собой фактор риска смертельного исхода на сиверт (Sv -1 ).ICRP-60 32 использует значения RF 0,05 для общественности в случае стохастических эффектов.

Внешний эквивалент и эффективная доза для органов или тканей:

Дозы для органов от внешнего облучения были определены Экерманом и Райманом (DFEXT-код) 33 . Коэффициенты в этом программном обеспечении представляют дозу на единицу интегрированного воздействия или мощность дозы на единицу концентрации (Зв м 3 / сек Бк). Таким образом, концентрации активности были преобразованы из -1 Бккг в -3 Бкм.

Если суммирование распространяется на органы / ткани с явным W t , W rem — это весовые коэффициенты для остатка (0,2), а h rem — эквивалент ожидаемой дозы на единицу интегрированного облучения для остатка. ткани. h rem задается как: h rem = 1/5 ∑ h t .

Из этих коэффициентов эквивалентная доза (H t ) для любого органа от любого радионуклида может быть рассчитана следующим образом:

$$ {{\ rm {H}}} _ {{\ rm {T}}} = {\ rm {C}} \ times {\ rm {T}} \ times 3600 (\ sec \, / \ mathrm {hr}) \ times {{\ rm {h}}} _ {{\ rm {t} }} ({\ rm {Sv}}) $$

(8)

В то время как эффективная доза (E) может быть рассчитана следующим образом:

$$ {\ rm {E}} = {\ rm {C}} \ times {\ rm {T}} \ times 3600 \ times {\ rm {e}} ({\ rm {Sv}}) $$

(9)

Где:

  1. 1.

    -h t — эквивалентная доза в ткани (т) на единицу интегрированного воздействия (Зв · м 3 / сек Бк),

  2. 2.

    -e — эффективная доза на единицу интегрированного воздействия = ∑W t ч t , используя W t из ICRP-60,

  3. 3.

    -C — концентрация активности в черном песке (Бк / м 3 ),

  4. 4.

    -T — время экспозиции (8766 × 0,2 ч / год).

Оценка радионуклидов и моделирование распада в земной среде для оценки риска для здоровья

Область исследования

Область исследования включает основные сообщества от Аксима до Ньютауна, которые расположены вдоль побережья, граничащего с бассейном Тано.Скважины находятся на глубине от 1100 до 1300 метров и общей глубине от 3400 до 4200 метров. Поле покрывает 110 км 2 , что составляет примерно 155 футбольных полей 31 . Географически месторождение Юбилейное представляет собой ловушку непрерывного действия с комбинированными колоннами углеводородов, превышающими 600 метров 32 . Прибрежные общины, граничащие с бассейном Тано в Гане, были выбраны для этого исследования из-за морских нефтегазовых работ. Район исследования, как и любая другая часть Ганы, расположенная на экваторе, переживает только два сезона: дождливый (влажный) и харматтан (сухой), и не испытывает сезонов весны, лета, осени и зимы.Основное сообщество — Аксим. Натуральное хозяйство — основное занятие народа. Аксим — единственный прибрежный город с многолетними климатическими данными в районе бассейна Тано и района исследований. В Аксиме круглый год идут дожди. Наблюдается бимодальная картина с пиками в мае-июне и октябре. Среднее пиковое значение для Axim составляет около 460 мм, обычно в июне. В январе в Аксиме меньше всего осадков — 51 мм. Осадки над морем аналогичны осадкам на суше с месяцами наибольшего наблюдаемого количества осадков в мае — июне и сентябре — октябре 33 .Годовые температуры обычно колеблются от 26 ° C до 29 ° C, с относительной влажностью 60–90% и годовым количеством осадков порядка 3200 мм. В исследуемых участках есть схожие геологические образования, состоящие из сланцев, филлитов и пород грейвакса 34 . Это исследование является компонентом более широкого исследования по установлению фоновой радиоактивности для сообществ от Аксима до Ньютауна, которые расположены вдоль побережья, граничащего с бассейном Тано.

Выборка

Каждое сообщество было разделено на четыре (4) геологических зоны после первоначальной съемки с использованием GPS.Места отбора проб были выбраны с учетом доступности для населения, особенно для детей. Образцы почвы собирали с помощью пластикового шпателя, который каждый раз перед взятием образцов протирали салфетками и деионизированной водой. Перед тем, как начать отбор проб, шпатель пропустили через почву, непосредственно прилегающую к месту отбора проб, чтобы устранить любые возможные эффекты, связанные с предыдущим участком отбора проб 35,36 . Десять (10) образцов почвы были взяты на глубину 0–2 см из каждой геологической зоны в неокрашенных пластиковых пакетах с застежкой-молнией и доставлены в лабораторию, высушены, просеяны и гомогенизированы в составной образец.Образцы сушили на воздухе в лотках в течение 2 недель, а затем сушили в печи при температуре 105 ° C в течение 3-4 минут до полного высыхания образцов. Образцы измельчали ​​до мелкого порошка с использованием лабораторного измельчителя ступки (Pulverisette-2) в химической лаборатории А. Чатта Комиссии по атомной энергии Ганы. Измельченные образцы просеивали через сито с размером пор 2 мм, гомогенизировали и 1 кг каждого композитного образца взвешивали в стаканах Маринелли на 1 л. Стаканы закрывали и заклеивали бумажной лентой, чтобы предотвратить утечку газообразных радионуклидов в образце.Образцы хранились не менее 30 дней, чтобы обеспечить постоянное равновесие между долгоживущими родительскими радионуклидами и их короткоживущими дочерними радионуклидами в сериях распада 238 U и 232 Th. Подсчет проб производился на германиевом детекторе высокой чистоты (HPGe) в течение 36000 с.

Гамма-спектрометрия

Для этого исследования был принят метод гамма-анализа, описанный в опубликованных исследовательских работах 37,38 . Гамма-спектрометр, используемый для анализа, состоит из коаксиального детектора гамма-излучения HPGe n-типа ORTEC GEM с многоканальным анализатором ORTEC (MCA) и оценочным программным обеспечением MAESTRO-32 для сбора и обработки спектра.Относительная эффективность детектора составила 28,5% с энергетическим разрешением 1,8 кэВ при энергии гамма-излучения 1332 кэВ для 60 Co. кэВ пик 214 Bi. Гамма-линии 583,19 кэВ и 2614,53 кэВ 208 Tl были использованы для определения 232 Th, а линия 40 K была определена по гамма-линии 1460,83 кэВ.

Активные концентрации 238 U, 232 Th и 40 K были определены в пробах почвы и воды, рассчитаны с использованием следующего аналитического выражения, как показано в уравнении 37,39,40 .{{{\ boldsymbol {\ lambda}}} _ {{\ boldsymbol {p}} {{\ boldsymbol {T}}} _ {{\ boldsymbol {d}}}}}} {{\ boldsymbol {p}} . {{\ boldsymbol {T}}} _ {{\ boldsymbol {c}}}. {\ boldsymbol {\ eta}}. {\ boldsymbol {m}}} $$

(2)

где;

N — чистое количество радионуклидов в пробах (имп / с),

Td — время задержки между отбором проб и подсчетом (с),

P — вероятность гамма-излучения (гамма-выход),

η — абсолютная эффективность счета детекторной системы,

Tc — время счета образца (с),

м — масса образца (кг),

и λpTd — коэффициент поправки на распад для задержки между временем отбора проб и подсчетом, а λp — константа распада родительского радионуклида.

Расчет мощности поглощенной дозы и годовой эффективной дозы из-за радиоактивности в образцах почвы

Концентрации активности 238 U в образцах почвы были рассчитаны на основе средних значений энергии 295,21 и 351,92 для 214 Pb и 609,31, 1764,49 кэВ из 214 Би. Было принято, что концентрации активности 214 Pb и 214 Bi в вековом равновесии с их родителями представляют концентрацию активности 238 U.Концентрации активности 232 Th были определены из средних энергий 238,63 кэВ для 212 Pb, 583,19 и 2614,53 кэВ для 208 Tl и 911,21 кэВ для 228 Ac соответственно. Предполагалось, что концентрации активности 208 Tl и 228 Ac в равновесии с их родителями также представляют концентрацию активности 232 Th. Концентрация активности 40 К определялась по энергии 1460.{-1}) = 0,0417 {C} _ {K} +0,462 {C} _ {U} +0,604 {C} _ {Th} $$

(3)

, где

C K , C U и C Th — концентрации активности 40 K, 238 U и 232 Th соответственно. В таблице 4 показаны коэффициенты преобразования дозы для 40 K, 238 U и 232 Th.

Таблица 4 Коэффициенты преобразования активности в мощность дозы 9 .

Годовая эффективная доза в единицах мЗв / год была получена путем преобразования общей поглощенной дозы в нГр / ч и умножения на время T одного года с использованием уравнения

$$ E = D (нГр {ч} ^ {- 1 }) \ times T (h {y} ^ {- 1}) \ times F (\ mu Sv {y} ^ {- 1}) $$

(4)

, где

D — расчетная мощность дозы,

T — время в часах за год, заданное для коэффициента облучения 0.{-1} $$

(5)

F — коэффициент преобразования, равный 0,7 × 10 −3 мкЗв / год 9,41,42 .

Определение радиационной опасности и оценка радиологического риска

Индекс радиевого эквивалента

Концепция радиевого эквивалента Ra eq позволяет одним индексом или числом описывать гамма-выход различных смесей 238 U ( 226). Ra), 232 Th и 40 K в материале 43 . Ra экв. , наиболее часто используемые показатели для оценки опасности гамма-излучения для человека от проб окружающей среды в Бк / кг, определяется формулой, предложенной НКДАР ООН 44 .

$$ R {a} _ {eq} = {C} _ {U} + \ frac {10} {7} {C} _ {Th} + \ frac {10} {130} {C} _ { K} $$

(6)

, где C Ra , C Th и C K — концентрации активности 238 U, 232 Th, 40 K соответственно.В определении Ra eq предполагается, что 370 Бк / кг 226 Ra, 259 Бк / кг 232 Th и 4810 Бк / кг 40 K производят одинаковую мощность дозы гамма-излучения. . Вышеупомянутый критерий учитывает только внешнюю опасность из-за гамма-излучения в строительных материалах. Максимальное рекомендуемое значение Ra или для сырья и строительных материалов должно быть менее 370 Бк / кг для безопасного использования. Это означает, что доза внешнего гамма-излучения должна быть менее 1,5 мЗв / год.

Индекс внешней опасности (H
ex )

Уравнения с 3 по 5 были реализованы в электронной таблице EXCEL с концентрациями, указанными в таблице 2, для расчета поглощенных и годовых эффективных доз (таблица 3).

Индекс внешней опасности H ex также был рассчитан по формуле

$$ {H} _ {ex} = \ frac {1} {370} {C} _ {U} + \ frac {1} {259 } {C} _ {Th} + \ frac {1} {4810} {C} _ {K} $$

(7)

Индекс внутренней опасности

Индекс внутренней опасности был рассчитан с использованием следующего уравнения:

$$ {H} _ {in} = \ frac {1} {185} {C} _ {U} + \ frac {1} { 259} {C} _ {Th} + \ frac {1} {4810} {C} _ {K} $$

(8)

, где C U , C Th и C K — концентрации радиоактивности в Бккг −1 из 238 U, 232 Th и 40 K соответственно.

Избыточный риск рака в течение жизни (ELCR)

Избыточный риск рака в течение жизни (ELCR) был рассчитан с использованием уравнения

$$ ELCR = AEDE \ times DL \ times RF $$

(9)

, где

AEDE — годовой эквивалент эффективной дозы

DL — средняя продолжительность жизни (ориентировочно до 70 лет)

RF — фактор риска (Sv -1 ), т. Е. Смертельный риск рака на сиверт. Для стохастических эффектов ICRP использует RF как 0.05 для населения 26,27,43,45 .

Моделирование вычислительной активности

Уравнение прямой интерполяции Ньютона — это формула, предназначенная для восстановления функций, значение которых будет увеличиваться или оставаться постоянным с независимой переменной (Ripa 46 ). Поэтому он полезен для реконструкции активности и дозы по независимой переменной времени. Обратитесь к (Ripa 46 ) для получения дополнительной информации о теории формулы прямой интерполяции Ньютона. {2} + dz + e $$

И

$$ b = {a} _ {3} — {a} _ {4} ({z} _ {0} + {z} _ {1} + {z} _ {2} + {z} _ { 3} $$

$$ c = {a} _ {2} — {a} _ {3} ({z} _ {0} + {z} _ {1} + {z} _ {2}) + {a} _ {4} ({z} _ {0} {z} _ {1} + {z} _ {0} {z} _ {2} + {z} _ {0} {z} _ {3} + { z} _ {1} {z} _ {2} + {z} _ {1} {z} _ {3} + {z} _ {2} {z} _ {3}) $$

$$ d = {a} _ {1} — {a} _ {2} ({z} _ {0} + {z} _ {1}) + {a} _ {3} ({z} _ {0} {z} _ {1} + {z} _ {0} {z} _ {2} + {z} _ {0} {z} _ {3}) + {a} _ {4} ( {z} _ {0} {z} _ {1} {z} _ {2} + {z} _ {0} {z} _ {1} {z} _ {3} + {z} _ {0 } {z} _ {2} {z} _ {3} + {z} _ {1} {z} _ {2} {z} _ {3}) $$

$$ e = {a} _ {0} — {a} _ {1} ({z} _ {0}) + {a} _ {2} ({z} _ {0} {z} _ { 1}) — {a} _ {3} ({z} _ {0} {z} _ {1} {z} _ {2}) + {a} _ {4} ({z} _ {0} {z} _ {1} {z} _ {2} {z} _ {3}) $$

Версия Microsoft Excel 2013 года использовалась для оценки вышеуказанных соотношений для получения коэффициентов a, b, c, d и e. {- z} \).{2} -0.9560 + 1 \, $$

(11)

Исходя из предположения, что концентрации активности радионуклидов в почвах однородны, был написан сценарий MATLAB R2013 для моделирования распада радионуклидов 238 U, 232 Th и 40 K с использованием их соответствующих периодов полураспада 47 .

Доступность данных и материалов

Все наборы данных, созданные в ходе этого исследования, включены в эту опубликованную статью.

Жизнь | Бесплатный полнотекстовый | Радиологический риск для человеческой и нечеловеческой биоты из-за радиоактивности в прибрежных песках и морских отложениях, Оманский залив

3.1. Содержание радиоактивности в морских отложениях
Это исследование представляет собой попытку оценить величину экологических и искусственных радионуклидов в морской среде. Удельная активность (Бккг −1 ) природных радионуклидов 226 Ra, 232 Th, 40 K и 210 Pb в прибрежных морских песках и отложениях в Оманском заливе представлена ​​в таблице 1.Как показано, диапазоны радиоактивности (Бккг −1 ) 226 Ra, 232 Th, 40 K и 210 Pb составили 9,324,8 (среднее: 16,3), 10,4–54,9 (среднее: 27,8). ), 29,0–78,7 (среднее: 45,6) и 24,7–67,4 (среднее: 44,9) Бккг −1 , соответственно, в прибрежных песках и от 11,0–21,0 (среднее: 16,2), 22,0–50,4 (среднее: 34,5 ), 30,8–93,4 (среднее 54,7) и 28,1–65,1 Бккг –1 (среднее 46,8) соответственно в морских отложениях. На рисунках 2 и 3 показаны диаграммы распределения радиоактивности радионуклидов 226 Ra, 232 Th, 40 K и 210 Pb в песке и отложениях соответственно.Между радионуклидами показана большая изменчивость концентраций активности, отражающая геологические и морфологические характеристики собранных отложений, а также их соответствующее содержание радионуклидов. В исследованных образцах была показана высокая степень изменчивости измеренной радиоактивности, поскольку эти образцы отражают геологические характеристики мест их происхождения. Обычно радиоактивность 238 U и 232 Th связана с тяжелыми минералами, а 40 K — с глинистыми минералами.

Радиоизотоп 210 Pb показал относительно высокую концентрацию активности (особенно в местах отбора проб S05 и S07), учитывая возможное другое происхождение, чем местная минералогия, что могло быть связано с подводными источниками сброса подземных вод в этих районах.

В таблице 2 приводится сравнение средних (диапазонов) концентраций радиоактивности ( –1 Бккг), полученных в этой работе, с данными из литературы. По данным МАГАТЭ, когда активность серии распада 238 U или 232 Th составляет ≤1000 Бккг −1 , а активность 40 K составляет ≤10 000 Бккг −1 , радиоактивный материал не может рассматриваться как встречающееся в природе и, таким образом, освобождено от правил [14].Измеренные 210 Pb в морских отложениях произошли от их родителей 222 Rn и 226 Ra, которые зависят от нескольких природных и экологических процессов [17]. Радиоактивность 210 Pb в настоящей работе сопоставима со значениями, указанными в литературе [9,10,11,12,13,17,18,19]. На рисунке 4 представлена ​​гистограмма, иллюстрирующая распределение концентраций активности 137 Cs среди разных образцов. Как показано, концентрация радиоактивности искусственного радионуклида 137 Cs варьировалась от 0.04–0,19 Бккг –1 (в среднем 0,09). Уровни радиоактивности 137 Cs в текущем исследовании были очень низкими в большинстве проб, что свидетельствует о низком уровне загрязнения. 137 Cs в морской и других средах может оказывать радиологическое воздействие, учитывая его долгую половину жизни, высокий выход и высокое поглощение и удержание в биологических системах. Результаты нашего исследования сравнивались с результатами аналогичных исследований, проведенных в разных странах мира (таблица 2). Как показано, уровни радиоактивности в нашем исследовании сопоставимы с уровнями, зарегистрированными в Кувейте, Катаре, Саудовской Аравии и Греции, и могут быть объяснены тем фактом, что эти исследования проводились в прилегающих морских средах, в которых эти радионуклиды могли легко переноситься. .Корреляции между концентрациями активности радионуклидов представлены в Таблице 3. Результаты графически изображены на Рисунке 5, где показаны корреляции между концентрациями активности 226 Ra и 232 Th. На рисунке 6 показаны корреляции между концентрациями активности естественных радионуклидов 226 Ra и 40 K, которые проиллюстрированы соответствующими цветовыми кодами.

Корреляция между 226 Ra и 232 Th не была значимой (r = 0.47, p> 0,05), тогда как между 226 Ra и 40 K (r = 0,77, p <0,001) и между 232 Th и 40 K (r = 0,75, p <0,001). Наблюдаемые корреляции можно объяснить происхождением этих радионуклидов.

3.3. Уровни внешней поглощенной дозы
Естественная радиоактивность в окружающей среде является основным источником внешнего облучения населения мира. Внутренняя (D в ) и наружная (D из ) дозы внешнего гамма-излучения из-за присутствия 226 Ra, 232 Th и 40 K в прибрежном песке на высоте 1 м над поверхностью земли могут быть рассчитывается следующим образом [2,23]:

Dout (nGyh − 1) = 0.427ARa + 0,662ATh + 0,043AK

(7)

Din (нГих-1) = 0,92ARa + 1,1ATh + 0,081AK

(8)

где A Ra , A Th и A k — удельные активности (Бк · кг −1 ) 226 Ra, 232 Th и 40 K соответственно в исследуемых образцы. Как показано в таблице 4, значения Din (нГр.ч -1 ) варьировались от 27,0 до 89,2 (среднее: 49,26), тогда как значения Dout (нГр.ч -1 ) варьировались от 14.От 3 до 50,2 (в среднем 27,4). Текущие значения средней дозы упали ниже глобального среднего значения (55 нГр.ч -1 ) для районов, которые считались имеющими нормальные уровни естественного радиационного фона. Наши результаты ниже, чем дозы, сообщаемые в Пакистане (87,47 нГр.ч -1 ) [24]. Согласно отчетам НКДАР ООН, коэффициент преобразования поглощенной дозы в эффективную дозу, полученную взрослыми, составлял 0,7 Зв / Гр, а коэффициент присутствия вне помещения составлял 0,2 [2]. Таким образом, годовая эффективная доза радиоактивности в прибрежных песках может быть оценена по следующим уравнениям:

AEDout (Svy − 1) = Dout (nGyh − 1) × 8760hy − 1 × 0.2 × 0,7ЗвГр − 1 × 10−3

(9)

AEDin (Svy − 1) = Din (nGyh − 1) × 8760hy − 1 × 0,8 × 0,7SvGy − 1 × 10−3

(10)

AEDtotal (Svy − 1) = AEDout + AEDin

(11)

Общая эффективная доза и AEDTotal (µSvy -1 ) варьировались от 150,2 до 498,9 (среднее: 275,2) (Таблица 4). Глобальная средняя годовая эффективная доза от естественных радионуклидов (т. Е. Сумма эффективных доз от занятий как внутри, так и вне помещений) составляет 0,48 мЗв -1 . Результаты для отдельных стран обычно находятся в диапазоне 0.3–0,6 мЗв. Значение эффективной дозы, полученное в этом исследовании, составляет почти половину значения, зарегистрированного в Пакистане (0,92 мЗв -1 ) [24]. Эффективная доза является важной дозиметрической величиной, которая позволяет сравнивать различные категории воздействия ионизирующего излучения и может использоваться для получения широких оценок случаев рака, связанных с радиацией.
3,6. Радиологический риск для нечеловеческой биоты
Мы использовали программное обеспечение ERICA Tool (Экологический риск от ионизирующих загрязнителей: оценка и управление) для оценки параметров радиологического риска для нечеловеческой биоты в морской среде [25].ERICA Tool — это дозиметрическая модель, которая позволяет рассчитывать мощности внутренней и внешней поглощенной дозы на нечеловеческую биоту, охватывающую широкий диапазон масс тела и местообитаний для всех интересующих радионуклидов. Кроме того, программа оценивает концентрации активности в биоте; общие мощности поглощенной дозы и коэффициенты риска от концентраций активности в среде (отложениях). В таблице 5 показаны концентрации активности в контрольных организмах в морской среде, определенные с помощью ERICA Tool. Общая мощность поглощенной дозы на организм, а также коэффициенты риска для нечеловеческой биоты представлены в таблице 6.Как показано в Таблице 5, самая высокая радиоактивность была очевидна в фитопланктоне, за которым следовали бентосные рыбы. Уровни 210 Pb были значительно выше в фитопланктоне по сравнению с уровнями донных отложений, что свидетельствует о высоком уровне биоаккумуляции 210 Pb в фитопланктоне, как это предлагается в литературе [26,27]. В таблице 6 представлена ​​мощность общей поглощенной дозы для морских организмов и коэффициенты риска из-за радиоактивности в морских отложениях, рассчитанные с использованием инструмента ERICA. Как показано, без учета фитопланктона расчетная мощность общей дозы на организм была ниже мощности фоновой дозы (таблица 6).Однако общая мощность дозы фитопланктона превышает мощность фоновой дозы на 48%, что связано с биоаккумуляцией радиоактивности в фитопланктоне. Таким образом, общая мощность дозы и коэффициенты риска сопоставимы с представленными Botwe et al. [28] в Гане.

Анализ активности радионуклидов в пробах с низкой активностью

Анализ активности для выявления и количественного определения загрязнения радионуклидами в пробах с низкой активностью

Kromek Sample Inspector разработан для анализа активности радионуклидов в пробах с низкой активностью.Идеально подходит для определения радиоактивности продуктов питания, почвы, жидкостей, растений и т. Д.

Он может измерять до одного литра жидкости или твердого вещества с помощью детектора NA (Tl) 75 мм x 75 мм, работающего при комнатной температуре. В Sample Inspector используются самые высокочувствительные системы измерения комнатной температуры, доступные на сегодняшний день, и он обеспечивает высокую производительность для множества приложений.

RadBeaker

В Sample Inspector используется литровый раствор RadBeaker с точной геометрией, позволяющий проводить количественный анализ.Устройство можно использовать для идентификации изотопов без RadBeaker.

Простой в использовании детектор гамма-радионуклидов

Анализатор активности радионуклидов Kromek Sample Inspector работает быстро, активность может быть измерена всего за десять минут. Sample Inspector имеет характерный стиль, с колесиками медицинского класса, которые позволяют легко перемещаться по локации или даже в поле. Сенсорный экран и интерфейс просты в эксплуатации, что означает, что после настройки для использования им может управлять кто-то, кто не обучен анализу радионуклидов — экран может быть настроен на регистрацию простого ПРОЙДЕН или ОТКАЗ и подачу сигнала тревоги ( если хотите).

Reference Mode: установите Sample Inspector на поиск радионуклида, который вы тестируете

Sample Inspector использует сложный алгоритм для разделения пиков энергии гамма-излучения в смешанных образцах радионуклидов для точной количественной оценки отдельных радионуклидов.

Он уже настроен на три нуклида (йод 131 , цезий 134 и цезий 137 ), но может быть откалиброван с вашим эталонным образцом и использован для сканирования и измерения радионуклида, который вас интересует.

Расчетные показатели радиационной опасности и эффективная доза при приеме внутрь в образцах пшеничной муки на рынках Ирака | International Journal of Food Contamination

Сбор и подготовка образцов

Двенадцать образцов наиболее доступных видов муки были собраны на местных рынках Ирака для измерения естественной активности. Типы образцов перечислены в Таблице 1. После сбора каждый образец муки хранился в полиэтиленовом пакете и маркировался в соответствии с его названием. Все образцы пшеничной муки взвешивали, затем сушили в печи при 105 ° C в течение ночи и повторно взвешивали для определения содержания воды.Образцы измельчали ​​и пропускали через сито 0,5 мм. Просеянные образцы взвешивали и по 600 г каждого образца помещали в пластиковый контейнер. Пластиковые контейнеры были герметично заклеены липкой лентой на 30 дней для обеспечения постоянного равновесия (Nasim et al. [2012]).

Таблица 1 Типы и происхождение образцов пшеничной муки в данном исследовании

Измерительная система

Уровни естественной радиоактивности были измерены с помощью гамма-спектрометра, который включает в себя многоканальный гамма-анализатор, оборудованный детектором NaI (Tl) с размером кристаллов (3 ″ × 3 ″), как показано на Рисунке 1.Гамма-спектры анализировали с помощью системы сбора и анализа данных ORTEC Maestro-32. Энергетическая калибровка для этого детектора выполняется с помощью набора стандартных гамма-лучей 37000 Бк, активных 137 Cs, 60 Co, 54 Mn и 22 Na источников от USNRC и государственных лицензионных экспертов по количеству, «Набор источников гамма-излучения. ”, Модель RSS-8. Детектор имел коаксиальную закрытую геометрию со следующими характеристиками: Расчетное разрешение составляет 7,9% для энергии 661.66 кэВ стандартного источника 17 Cs. Относительный КПД при 1,33 МэВ 60 Co составлял 22%, а при 1,274 МэВ 22 Na составлял 24%. Нижний предел обнаружения (LLD) для 238 U, 232 Th и 40 K составил 10,86 Бк / кг, 0,569 Бк / кг и 0,0261 Бк / кг соответственно. Детектор был защищен свинцовым экраном цилиндрической формы для достижения минимального уровня фона. Энергетическая калибровка для этого детектора была выполнена с помощью набора стандартных источников γ-квантов 37000 Бк, активных 137 Cs, 60 Co, 54 Mn и 22 Na.В этом исследовании концентрация активности 40 K была определена непосредственно по площадям пиков при 1460 кэВ. Концентрации активности 238 U и 232 Th были рассчитаны в предположении векового равновесия с продуктами их распада. Линии гамма-перехода 214 Bi (1765 кэВ) были использованы для расчета концентрации активности радиоизотопа в U-серии 238 . Концентрации активности радиоизотопа в серии 232 Th определяли с использованием линий гамма-перехода 208 Tl (2614 кэВ).Время счета для каждого образца составляло 18000 с.

Рисунок 1

Блок-схема оборудования детектора NaI (Tl).

Расчет активности

Поскольку скорость счета пропорциональна количеству радиоактивности в образце, концентрация активности ( Ac ) может быть определена как удельная активность следующим образом (Maduar & Junior [2007]) :

Где Ac — удельная активность в (Бк / кг), C — площадь под фото-пиками, ε%: процент энергоэффективности.I ɤ — процент вероятности гамма-излучения рассматриваемого радионуклида, t — время счета в (сек.), M — масса образца в (кг), а BG — фон.

Эквивалентная активность радия

Эквивалентная активность радия ( Ra экв ) используется для оценки опасностей, связанных с материалами, которые содержат 238 U, 232 Th и 40 K в Бк / кг (Nasim et al. [2012]), что определяется исходя из предположения, что 370 Бк / кг 226 Ra или 260 Бк / кг 232 Th или 4810 Бк / кг 40 K дают такую ​​же мощность дозы γ-излучения. Ra eq единиц пробы в (Бк / кг) может быть получено с использованием следующего соотношения (Nasim et al. [2012]; Singh et al. [2005]; Yu et al. [1992]):

RaeqBq / kg = AU + 1,43xATh + Ak × 0,077

(2)

Индекс внутренней опасности

Эту опасность можно количественно оценить с помощью индекса внутренней опасности (H в ) (Nasim et al. [2012]; El-Arabi [2007]; Quindos et al. [1987]). Это определяется следующим уравнением:

Hin = AU / 185 + ATh / 259 + AK / 4810

(3)

Индекс внутренней опасности также должен быть меньше единицы, чтобы обеспечить безопасные уровни радона и его недолговечных дочерей для органов дыхания людей, проживающих в жилищах.

Эффективная доза при приеме внутрь

Эффективная доза при приеме внутрь, обусловленная приемом 238 U , 233 Th и 40 K в пищевых продуктах, можно оценить с помощью следующего выражения: (ICRP [1995]; Джанет Айобами [2014]).

HT, r = ∑iUi * Ci, r * gT, r

(4)

, где i обозначает группу продуктов питания, коэффициенты Ui и C i, r обозначают скорость потребления (кг / год) и концентрацию активности интересующего радионуклида r (Бк / кг), соответственно, и г T, r — коэффициент преобразования дозы при попадании радионуклида r (Зв / Бк) в ткань T .

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован.

*