admin23.01.2010
27.02.2012

Радиоактивные изотопы

Содержание: Хочу уточнить: Скорее всего в вопросе подразумевается, что в трубе на глубине 2 метров (кстати где? в грунте или в воде?) содержится некий радиактивный изотоп.

Можно ли зарегистрировать его наличие? Видимо, предполагается, что регистрируют с поверхности, в противном случае не важно на какой глубине находится труба. Возможность регистрации зависит от изотопа. Альфаили бетаизлучатель практически невозможно, т.к. длина пробега альфа-частиц даже в воздухе составляет около 5 см при энергии 5 Мэв, а в 2-х метрах грунта альфа-частицы надежно "застрянут". У бета-частиц (электронов Мэвных энергий) пробег чуть больше, но 2-х метров и им не одолеть. Гаммакванты также сильно поглощаются, но, если активность источника велика, то на поверхности можно зарегистрировать ослабленный, но превышающий фон поток гамма-квантов. Остаются еще нейтроны. С ними ситуация более сложная из-за сложного характера взаимодействия нейтронов с ядрами различных изотопов, составляющих слой, через который проходят нейтроны. Их тоже достаточно реально зарегистрировать. Хотя в любом случае надо более детально знать геометрию распространения излучения, его состав и основые условия, а также чувствительность соответствующей аппаратуры.

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

Отвечает к.х.н. О. В. Мосин

Если источник радиоактивного излучения находится в поверхностных слоях почвы, то достаточно использовать самый простой детектор радиоактивного излучения. Для того, чтобы точно определить радиоактивный изотоп, нужно взять пробы грунта. Затем решать, с помощью какого метода определять его дальнейшее количественное и качественное содержание.

Метод детекции зависит от типа излучения:

Альфа-излучение представляет собой поток альфа-частиц, распространяющихся с начальной скоростью около 20 тыс. км/с. Их ионизирующая способность огромна, а так как на каждый акт ионизации тратится определенная энергия, то их проникающая способность незначительна: длина пробега в воздухе составляет 3—11 см, а в жидких и твердых средах — сотые доли миллиметра. Лист плотной бумаги полностью задерживает их. Надежной защитой от альфа-частиц является также одежда человека.

Поскольку альфа-излучение имеет наибольшую ионизирующую, но наименьшую проникающую способность, внешнее облучение альфа-частицами практически безвредно, но попадание их внутрь организма весьма опасно.

Бета-излучение — поток бета-частиц, которые в зависимости от энергии излучения могут распространяться со скоростью, близкой к скорости света (300 тыс. км/с). Заряд бета-частиц меньше, а скорость больше, чем у альфа-частиц, поэтому они имеют меньшую ионизирующую, но большую проникающую способность. Длина пробега бета-частиц с высокой энергией составляет в воздухе до 20 м, воде и живых тканях — до 3 см, металле — до 1 см. На практике бета-частицы почти полностью поглощают оконные или автомобильные стекла и металлические экраны толщиной в несколько миллиметров. Одежда поглощает до 50 % бета-частиц.

При внешнем облучении организма на глубину около 1 мм проникает 20—25 % бета-частиц. Поэтому внешнее бета-облучение представляет серьезную опасность лишь при попадании радиоактивных веществ непосредственно на кожу (особенно на глаза) или же внутрь организма. Так, после Чернобыльской аварии наблюдались бета-ожоги ног за 50—100 км от АЭС (например, в г. Народичи Житомирской области). Поэтому местному населению не рекомендовалось ходить по земле босиком.

Нейтронное излучение представляет собой поток нейтронов, скорость распространения которых достигает 20 тыс. км/с. Так как нейтроны не имеют электрического заряда, они легко проникают в ядра атомов и захватываются ими. При ядерном взрыве большая часть нейтронов выделяется за короткий промежуток времени. Они легко проникают в живую ткань и захватываются ядрами ее атомов. Поэтому нейтронное излучение оказывает сильное поражающее действие при внешнем облучении. Лучшими; защитными материалами от них являются; легкие водородсодержащие материалы: полиэтилен, парафин, вода и др.

Гамма-излучение — это электромагнитное излучение, испускаемое ядрами атомов при радиоактивных превращениях. Оно, как правило, сопровождает бета-распад, реже альфа-распад. По своей природе гамма-излучение представляет собой электромагнитное поле с длиной волны 10~8—10~и см. Оно испускается отдельными порциями (квантами) и распространяется со скоростью света. Ионизирующая способность его значительно меньше, чем у бета-частиц и тем более у альфа-частиц.

Зато гамма-излучение имеет наибольшую проникающую способность и в воздухе может распространяться на сотни метров. Для ослабления его энергии в два раза необходим слой вещества (слой половинного ослабления) толщиной: воды — 23 см, стали — около 3, бетона — 10, дерева — 30 см.

Из-за наибольшей проникающей способности гамма-излучение является важнейшим фактором поражающего действия радиоактивных излучений при внешнем облучении.

Хорошей защитой от гамма-излучений являются тяжелые металлы, например свинец, который для этих целей используется наиболее часто.

Радиоактивное излучение можно определять с помощью различных приборов – детекторов. В настоящее время наиболее распространены три типа детекторов радиоактивного излучения: газо-ионизационные датчики, сцинтилляционные счетчики и полупроводниковые датчики.

Газо-ионизационные датчики

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

Одним из первых в истории приборов для регистрации следов (треков) заряженных частиц является камера Вильсона. Она была изобретена шотландским физиком Чарльзом Вильянсом в 1910 году. Принцип действия камеры использует явление конденсации перенасыщенного пара: при появлении в среде перенасыщенного пара каких-либо центров конденсации (в частности, ионов, сопровождающих след быстрой заряженной частицы) на них образуются мелкие капли жидкости, которые фотографируются. Конструктивно камера Вильсона представляет собой ёмкость со стеклянной крышкой и поршнем в нижней части, заполненная насыщенными парами воды, спирта или эфира. Когда поршень опускается, то за счет адиабатического расширения пары охлаждаются и становятся перенасыщенными. Заряженная частица, проходя сквозь камеру, оставляет на своем пути цепочку ионов. Пар конденсируется на ионах, делая видимым след частицы. Источник исследуемых частиц может располагаться либо внутри камеры, либо вне ее (в этом случае частицы залетают через прозрачное для них окно). Для исследования количественных характеристик частиц (например, массы и скорости) камеру помещают в магнитное поле, искривляющее треки.

Камера Вильсона сыграла огромную роль в изучении строения вещества. На протяжении нескольких десятилетий она оставалась практически единственным инструментом для визуального исследования ядерных излучений и исследования космических лучей.

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

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

Широкое применение счётчика Гейгера объясняется высокой чувствительностью, возможностью регистрировать разного рода излучения, сравнительной простотой и дешевизной установки.

Цилиндрический счётчик Гейгера—Мюллера состоит из металлической трубки или металлизированной изнутри стеклянной трубки, и тонкой металлической нити, натянутой по оси цилиндра. Нить служит анодом, трубка — катодом. Трубка заполняется разреженным газом, в большинстве случаев используют благородные газы — аргон и неон. Между катодом и анодом создается напряжение порядка 1500 В.

Счётчики Гейгера разделяются на несамогасящиеся и самогасящиеся (не требующие внешней схемы прекращения разряда).

Чувствительность счётчика определяется составом газа, его объёмом, а также материалом и толщиной его стенок.

В бытовых дозиметрах и радиометрах производства СССР и России обычно применяются 400-вольтовые счётчики:

«СБМ-20» (по размерам — чуть толще карандаша), СБМ-21 (как сигаретный фильтр, оба со стальным корпусом, пригодный для жёсткого β- и -излучений)
«СИ-8Б» (со слюдяным окном в корпусе, пригоден для измерения мягкого β-излучения).

Работа счетчика Гейгера основана на ударной ионизации. γ-кванты, испускаемые радиоактивным изотопом, попадая на стенки счетчика, выбивают из него электроны. Электроны, двигаясь в газе и сталкиваясь с атомами газа, выбивают из атомов электроны и создают положительные ионы и свободные электроны. Электрическое поле между катодом и анодом ускоряет электроны до энергий, при которых начинается ударная ионизация. Возникает лавина ионов, и ток через счетчик резко возрастает. При этом на сопротивлении R образуется импульс напряжения, который подается в регистрирующее устройство. Чтобы счётчик смог регистрировать следующую попавшую в него частицу, лавинный разряд нужно погасить. Это происходит автоматически. В момент появления импульса тока на сопротивлении R возникает большое падение напряжения, поэтому напряжение между анодом и катодом резко уменьшается — настолько, что разряд прекращается, и счетчик снова готов к работе.

Из-за универсальности и надежности счетчик Гейгера-Мюллера наиболее широко используется как портативный исследовательский прибор. Он особенно чувствителен к гамма-частицам средней и высокой энергии (например ³²P) давая эффективность счета 20 процентов. Счетчик Гейгера-Мюллера также полезен в определении уровней излучения вблизи сравнительно больших (порядка мкКи) источников гаммаили рентгеновских лучей средней и высокой энергии.

Важной характеристикой счётчика Гейгера-Мюллера является его эффективность. Но не все γ-фотоны, попавшие на счетчик, дадут вторичные электроны и будут зарегистрированы, так как акты взаимодействия γ-лучей с веществом сравнительно редки, и часть вторичных электронов поглощается в стенках прибора, не достигнув газового объема. Эффективность счётчика зависит от толщины стенок счётчика, их материала и энергии γ-излучения. Наибольшей эффективностью обладают счётчики, стенки которых сделаны из материала с большим атомным номером Z, так как при этом увеличивается образование вторичных электронов. Кроме того, стенки счётчика должны быть достаточно толстыми. Толщина стенки счётчика выбирается из условия её равенства длине свободного пробега вторичных электронов в материале стенки. При большой толщине стенки вторичные электроны не пройдут в рабочий объем счётчика, и возникновения импульса тока не произойдет. Так как γ-излучение слабо взаимодействует с веществом, то обычно эффективность γ-счётчиков также мала и составляет всего 1-2 %. Кроме того, ни счётчик Гейгера-Мюллера, ни какой-либо другой портативный дозиметр не способен обнаружить низкоэнергетические -частицы от ³H.

Также счётчик Гейгера-Мюллера не особенно чувствителен к низкоэнергетическим гаммачастицам (например, от ³⁵S и ¹⁴C), давая эффективность не более 5 процентов, и при этом не очень чувствителен к низкоэнергетическим гамма - и рентгеновским лучам (например, от ¹²⁵I).

Другим недостатком счётчика Гейгера—Мюллера является то, что он не даёт возможность идентифицировать частицы и определять их энергию. Эти недостатки отсутствуют в разработанных позднее сцинтилляционных счётчиках.

Сцинтилляционные счетчики

Действие сцинтилляционных счетчиков основано на том, что заряженная частица, пролетающая через вещество, вызывает не только ионизацию, но и возбуждение атомов. Возвращаясь в нормальное состояние, атомы испускают видимый свет. Вещества, в которых заряженные частицы возбуждают заметную световую вспышку (сцинтилляцию), называют сцинтилляторами.

Сцинтилляторы — вещества, обладающие способностью излучать свет при поглощении ионизирующего излучения (гамма-квантов, электронов, альфа-частиц и т. д.). Как правило, излучаемое количество фотонов для данного типа излучения приближённо пропорционально поглощённой энергии, что позволяет получать энергетические спектры излучения. Сцинтилляционные детекторы ядерных излучений — основное применение сцинтилляторов. В сцинтилляционном детекторе свет, излученный при сцинтилляции, собирается на фотоприёмнике (как правило, это фотокатод фотоэлектронного умножителя, значительно реже используются фотодиоды и другие фотоприёмники), преобразуется в импульс тока, усиливается и записывается той или иной регистрирующей системой.

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

Пропорциональный счётчик — газовый детектор ионизирующего излучения, в основе принципа работы которого лежит процесс лавинного усиления заряда в электрическом поле. Режим пропорционального усиления в таком счётчике позволяет, в отличие от счётчика Гейгера, помимо самого факта прохождения частицы, измерить величину ионизации, оставленной заряженной частицей.

Ионизайционная камера — газонаполненный датчик, предназначенный для измерения уровня ионизирующего излучения. Измерение уровня излучения происходит путём измерения уровня ионизации газа в рабочем объёме камеры, который находится между двумя электродами. Между электродами создаётся разность потенциалов. При наличии ионов в газе между электродами возникает ионный ток, который может быть измерен. Ток при прочих равных условиях пропорционален скорости возникновения ионов и, соответственно, мощности дозы облучения.

Сцинтилляционные датчики особенно полезны в качественном и количественном определении радионуклидов, испускающих гаммаи рентгеновские лучи. Обычный твёрдый гамма-счетчик использует кристалл йодида натрия (NaI) в пределах хорошо защищенного свинца. Пузырек с образцом опускается непосредственно в пустую камеру в пределах кристалла для счета. Такие системы чрезвычайно чувствительны, но не имеют разрешающей способности большей, чем у недавно разработанных полупроводниковых счетчиков. Портативные твердые сцинтилляционные датчики также широко используются для проведения различных типов исследований излучения. В частности исследователи, работающие с радиойодом ¹²⁵I, используют тонкокристаллический (NaI) датчик, который способен определять эмиссии от ¹²⁵I с эффективностью, близкой к 20 процентам (счётчик Гейгера-Мюллера - менее одного процента эффективности для ¹²⁵I).

Для количественного определения частиц, испускаемых радионуклидами, служит жидкий сцинтилляционный счетчик. В этих системах образец с фосфор объединяются в растворителе в пределах считающей камеры. Затем камера опускается в отверстие между двумя фотоумножающими трубками для счета. Жидкий сцинтилляционный счетчик стал существенным инструментом исследований, включающих такие радионуклиды, как ³H и ¹⁴C.

Полупроводниковые датчики

Полупроводниковый датчик представляет собой полупроводниковый диод, на который подается напряжение такого знака, что основные носители тока оттягиваются от переходного слоя. В нормальном состоянии диод закрыт. При прохождении через переходный слой быстрая заряженная частица порождает электроны, которые направляются к электродам. В результате возникает электрический импульс, пропорциональный количеству порожденных частицей носителей тока. Однако, полупроводниковый датчик не может детектировать 100% распадов, происходящих в данном радиоактивном образце. Это связано с многочисленными факторами, среди которых и конкретная система счета, и специфичные радионуклиды в образце. Количество единичных импульсов в минуту, отображаемых счетчиком должно отличаться от скорости распада образца. Отношение скорости единичных импульсов к скорости распадов, выражаемое в процентах – важная величина, характеризующая эффективность датчика. Её можно определить через калибровку системы со стандартами этих радионуклидов.

Прямой анализ

Концентрация долгоживущего радиоактивного изотопа является по существу постоянной во время периода анализа. Активность образца может быть использована для вычисления число присутствующих радиоактивных частиц.

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

Радиохимическое титрование

Открытие искусственной радиоактивности и пуск ядерных реакторов, позволивших получить радиоактивные изотопы почти всех элементов периодической системы с удобными для исследований периодами полураспада, привели к широкому применению лучистой энергии атома в науке и технике вообще, в аналитической химии в частности. Возникла довольно обширная группа радиоаналитических методов, в которых свойство радиоактивности атомов используется как средство информации об их качественном характере и количественном содержании. Среди этих методов одно из важнейших мест занимает метод радиометрического титрования – новое и перспективное направление инструментального анализа.

При радиометрическом титровании за ходом аналитической реакции наблюдают по изменению радиоактивности какого-либо компонента исследуемой системы, исчезающего (появляющегося) в ходе реакции или после ее завершения. Таким компонентом может быть определяемый ион, действующий ион реактива, продукт реакции, а также один из продуктов взаимодействия специального вещества, вводимого в анализируемый раствор, с избытком реактива. Ввиду идентичности химических свойств активной и неактивной форм элемента измеряемая радиоактивность пропорциональна количеству фиксируемого компонента на различных этапах титрования. Кривые радиометрического титрования аналогичны кривым амперометрического, спектрофотометрического, кондуктометрического и некоторых других титрований. Измеряемая степень ослабления потока радиоактивных частиц, прошедших через анализируемый раствор, находится в экспоненциальной зависимости от концентрации поглощающих ионов. Точка эквивалентности при радиометрическом титровании определяется, как и в случае других физикохимических титрований, на основе оценки кривых титрования, построенных в координатах измеренное свойство – расход реагента.

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой

Масс-спектрометрия с индуктивно-связанной плазмой (ICP/MS, ИСП/МС) развилась в один из наиболее успешных методов в атомной спектроскопии благодаря высокой чувствительности и возможности выполнения многоэлементного анализа.

Масс-спектрометрия - это физический метод измерения отношения массы заряженных частиц (ионов) к их заряду. Существенное отличие массспектрометрии от других аналитических физико-химических методов состоит в том, что оптические, рентгеновские и некоторые другие методы детектируют излучение или поглощение энергии молекулами или атомами, а массспектрометрия имеет дело с самими частицами вещества. Масс-спектрометрия измеряет их массы, вернее соотношение массы к заряду. Для этого используются законы движения заряженных частиц материи в магнитном или электрическом поле. Масс-спектр - это просто рассортировка заряженных частиц по их массам (точнее отношениям массы к заряду). Первое, что надо сделать для того, чтобы получить масс-спектр, превратить нейтральные молекулы и атомы, составляющие любое органическое или неорганическое вещество, в заряженные частицы - ионы. Этот процесс называется ионизацией.

Наиболее распространенный способ ионизации в так называемой индуктивносвязанной плазме. Индуктивно-связанная плазма (ИСП, ICP) образуется внутри горелки, в которой горит, обычно, аргон. Аргон - инертный негорючий газ, поэтому, чтобы заставить его гореть, в него закачивают энергию, помещая горелку в индукционную катушку. Когда в плазму аргоновой горелки попадают атомы и молекулы, они моментально превращаются в ионы. Для того чтобы ввести атомы и молекулы интересующего материала в плазму их обычно растворяют в воде и распыляют в плазму в виде мельчайшей взвеси.

В индуктивно-связанной плазме ионы генерируются при атмосферном давлении, в то время как масс-спектрометр работает при давлении меньше чем 10-5 мБар. Между ИСП и МС используется интерфейс в виде “узкого горла”, с помощью которого вытягиваются ионы из плазмы и осуществляется перепад давлений. Поскольку существует большой перепад давлений между источником индуктивно-связанной плазмы и первой стадией откачки, ионы засасываются в в пространство интерфейса и ускоряются до сверхзвуковых скоростей. Предел обнаружения метода составляет 16 фг/г. Данный метод позволяет определять не только количественный, но и качественный состав изотопов.

Таблица

Период полураспада и характер излучения некоторых наиболее часто используемых радиоактивных изотопов

Изотоп; Период полураспада; Тип излучения или распада
3н; 12,46 лет; 
14C; 5,73 • 10s лет; 
24Na; 15,05 ч; , Y
32P; 14,3 дня; 
35S; 89,0 дней; ;
36Cl; 3,08-1 05 лет; ;
42K; 12,46 ч; ; . Y
45Ca; 165 дней; ;
54Mn; 310 дней; Y, К-захват
.55Fe; 2,94 года; Рентгеновские лучи, К-захватзахват
59Fe; 44,3 дня;  Y; ,
58Co; 71,3 дня;  Y; . К-захват
60Co; 5,24 лет;  Y; Y
63Ni; 125 лет; ;
64Cu; 12,9 ч;  Y К-захват; , р+, Y. К-захват
65Zn; 246,4 дня;  Y К-захват; , y> К-захват
76As; 26,8 ч;  Y; , Y
75Se; 119,9 дня; Y, К-захват
82Br; 35,55 ч;  Y; . Y
89Sr; 50,5 дня; ;
99Mo; 67 ч;  Y;
111Ag; 7,5 дня;  Y;
109Cd; 1,3 года; Y, К-захват
113Sn; 119 дней; Y, К-захват
124Sb; 60,9 дня;  Y
131J; 8,05 дня;  Y
133Ba; 10,7 лет; Y, К-захват
203Hg; 45,4 дня;  Y
210Bi; 5,00 дней; 

Определение отдельных радионуклидов

Тритий

Радиоактивный изотоп водорода, получаемый искусственно облучением лития тепловыми нейтронами. Тритий - бесцветный газ, мягкий бета-излучатель, ядро состоит из одного протона и двух нейтронов. Максимальный пробег бета частиц трития в воздухе 0,7 мг/см2. Максимальная энергия частиц - 18 кэВ. Период полураспада – 12,33 года, удельная активность - 96,20 Ки/г.

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

Методы определения содержания трития. Определения трития в объектах внешней среды основано на выделении водной фазы почвы, растительности и биосубстратов. Водную фазу, обогащенную тритием, очищают от продуктов деления с последующим определением активности трития на жидкостном сцинтилляционном счетчике.

Калий

Природный калий состоит из трех изотопов, двух стабильных ³⁹К (93,08%) и ⁴¹К (6,91%) и одного радиоактивного (⁴⁰К (0,01%). Период полураспада – 1,32 (109 лет со средней энергией излучения частиц 523 кэВ. Известно 9 радиоактивных искусственных изотопов калия с массовыми числами 37, 42-44.

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

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

Цезий

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

Получение. Образуется при делении ядер атомов тяжелых элементов при ядерных реакциях на АЭС и при взрывах, а также при помощи ускорителей заряженных частиц. Промышленное получение цезия осуществляют выделением из смеси осколочных продуктов различными методами. В растворе продуктов деления урана двухгодичной давности содержание цезия 137 составляет 4,85% , в растворе пятилетней давности 15,2% суммарной активности. В свежих продуктах деления урана содержится до 6% изотопов цезия.

Применяется в химических и радиобиологических исследованиях, в дефектоскопии, в радиационной технологии ¹³⁷Сs используют в качестве источника альфа-излучения.

Методы определения содержания. В объектах внешней среды определение цезия 137 проводят путем альфа-спектрометрии или радиохимическими методами путем предварительного концентрирования с последующим осаждением на носителях.

Стронций

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

Содержание в природе. ⁹⁰Sr как аналог кальция активно участвует в обмене веществ растений и животных. Из стратосферы стронций в виде глобальных выпадений попадает на почву, в растения стронций может поступать непосредственно при прямом загрязнении листьев из почвы через корни. Относительно большое количество радионуклидов накапливают бобовые и злаки.

Образуется ⁹⁰Sr при делении ²³⁵U в ядерно-энергетических установках и при взрывах. Благодаря медленному распаду относительное содержание ⁹⁰Sr в смеси продуктов деления урана постепенно увеличивается: через 3 месяца на долю стронция приходится около 13% суммарной активности, через 15-20 лет 25%.

Антропогенные источники поступления в окружающую среду. Стронций, образующийся в ядерных реакторах, может поступать в теплоноситель. При очистке теплоносителя - в газообразные и жидкие отходы. В результате крупных ядерных испытаний и аварий на АЭС.

Методы определения содержания. Радиоактивный стронций определяют по дочернему иттрию, который осаждается в виде оксалатов (при загрязнении радионуклидом менее одного года) и другими методами с последующим определением активности на низкофоновых установках.

Церий

Природные изотопы ¹³⁶Се (0,195%), ¹³⁸Се (0,265%), ¹⁴⁰Се (88,45%), ¹⁴²Се (11,10%). Известны искусственные радиоактивные изотопы с массовыми числами 129-135, 137, 139, 141, 134-148. Радиоактивные изотопы церия получают в ядерном реакторе при делении ядер атомов тяжелых элементов или при ядерных взрывах. Содержание изотопов церия в неразделенной смеси продуктов деления составляют 6 %. Интерес представляет ¹⁴⁴Се, применяемый в медицине, период полураспада 284,3 суток, чистый -излучатель. Энергия излучения -частиц 91 кэВ.

Методы определения содержания. Определение содержания ¹⁴⁴Се в объектах окружающей среды проводят по -излучению на  -радиометрах или спектрометре. При радиохимическом определении в объектах внешней среды ¹⁴¹Се и ¹⁴⁴Се основано на групповом осаждении изотопов редкоземельных элементов с носителем лантаном в виде оксалатов и гидрооксидов с последующим разделением.

Плутоний

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

Содержание в природе. ²³⁹Pu в природе образуется в урановых рудах в результате действие нейтронов на ²³⁸U; его содержание в рудах колеблется от 0,4 до 15 частей элемента на 1(1012 частей урана. Изотопы плутония получают в урановых реакторах. Также образуется при испытаниях ядерного оружия. Антропогенными источниками поступления в окружающую среду, являются испытания ядерного оружия, некоторые этапы ядерного топливного цикла, аварии на атомных электростанциях, связанные с разгерметизацией ядерных систем. Производство и переработка ядерного топлива, захоронение радиоактивных отходов также является источником поступления плутония в окружающую среду.

Авария на Чернобыльской АЭС в 1986 году привела к загрязнению плутонием наряду с другими радионуклидами значительных территорий.

Методы определения содержания. В окружающей среде для количественного определения плутония используют кулонометрический(чувствительность 5-10^-9 г/мл), люминесцентный, радиометрические с адсорбцией на сцинтилляторе или после предварительного концентрирования ²³⁹Pu до содержания 1,9 Бк/л и другие методы.

Углерод

Природный углерод состоит из смеси двух стабильных изотопов ¹²C (98,0992%) и ¹³С (1,108%). Известно 6 радиоактивных изотопов с массовыми числами 9-11 и 14-16. Наибольшее значение с точки зрения радиационной опасности представляет долгоживущий изотоп ¹⁴С.

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

При попадании в окружающую среду ¹⁴С участвует в фотосинтезе, накапливается в растениях, хорошо мигрирует по пищевым цепочкам. 10% ¹⁴С из атмосферы поглощается наземными биоценозами. Остальные 90% ¹⁴C фиксируются морскими организмами, в основном фитопланктоном.

Методы определения содержания. Определение содержания ¹⁴С в объектах окружающей среды основано на превращении исходного органического вещества в бензол, являющегося растворителем жидкой сцинтилляционной системы. Измерение активности ¹⁴С проводится на жидкостном сцинтилляционном счетчике.

Йод

Природный изотоп йода ¹²⁷I. Известны радиоактивные изотопы с массовыми числами 115-126, 128-141. С точки зрения радиационной опасности интерес представляет ¹³¹I, ¹³²I, ¹³³I, ¹²⁹I.

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

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

Антропогенными источниками поступления в окружающую среду радиоактивного йода являются ядерные взрывы и атомные электростанции. Йод характеризуется высокой миграционной способностью. Поступая во внешнюю среду, он включается в биологические цепи миграции, становится источником внешнего и внутреннего облучения.

Методы определения содержания. В объектах внешней среды наличие йода определяют по данным радиометрических и спектрометрических исследований. При использовании радиохимических методов, йод переводится в состояние с последующей экстракцией и выделением йодистого серебра.

К.х.н. О. В. Мосин

Литература:

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