Главная страница Случайная страница
КАТЕГОРИИ:
АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника
Цезий-137
|
|
Цезий ( лат. caesium – Cs, химический элемент I группы Периодической системы Менделеева, атомный номер 55, атомная масса 132, 9054. Назван от латинского caesius – голубой (открыт по ярко-синим спектральным линиям). Серебристо-белый металл из группы щелочных; легкоплавкий, мягкий, как воск; плотность 1, 904 г/см3 и имеет уд. вес 1, 88 (при 15º С), Тпл - 28, 4º С. На воздухе воспламеняется, с водой реагирует со взрывом. Основной минерал – поллуцит.
Известно 34 изотопа цезия с массовыми числами 114-148, из них только один (133Cs) стабильный, остальные – радиоактивны. Изотопная распространенность цезия-133 в природе составляет приблизительно 100%. 133Cs относится к рассеянным элементам. В незначительных количествах он содержится практически во всех объектах внешней среды. Кларковое (среднее) содержание нуклида в земной коре - 3, 7∙ 10-4 %, в почве – 5∙ 10-5 %. Цезий – постоянный микроэлемент растительных и животных организмов: в живой фитомассе содержится в количестве 6∙ 10-6 %, в организме человека – примерно 4 г. При равномерном распределении цезия-137 в организме человека с удельной активностью 1 Бк/кг мощность поглащенной дозы, по данным различных авторов, варьирует от 2, 14 до 3, 16 мкГр/год [2-5].
В природе этот серебристо-белый щелочной металл встречается в виде стабильного изотопа Cs-133. Это редкий элемент со средним содержанием в земной коре 3, 7∙ 10-4 %. Обычный, природный цезий и его соединения не радиоактивны. Радиоактивен только искусственно получаемый изотоп 137Cs. Долгоживущий радиоактивный изотоп цезия 137Cs образуется при делении ядер 235U и 239Pu с выходом около 7%. При радиоактивном распаде 137Cs испускает электроны с максимальной энергией 1173 кэВ и превращается в короткоживущий γ -излучающий нуклид 137mBa (табл. 18). Обладает наивысшей среди щелочных металлов химической активностью, хранить его можно только в запаянных вакуумированных ампулах.
Таблица 18
Основные характеристики цезия-137
| Изотоп | Основной вид излучения | Период полураспада, T1/2 | Значение УВвода, Бк/дм3 | Природные вариации ОА в водах (min-max), Бк/дм3 |
| 137Cs (+ 137mBa) | β (Eβ max= 1173 кэВ); γ (Eγ = 661 кэВ) | 30 лет | 11, 0 (НРБ-99) 8, 0 (СанПиН 2.3.2.560-96) | n∙ 10-3- n∙ 10-2 |
Металлический цезий применяют в фотоэлементах и фотоумножителях при изготовлении фотокатодов и как геттер в люминесцентных трубках. Пары цезия – рабочее тело в МГД-генераторах, газовых лазерах. Соединения цезия используют в оптике и приборах ночного видения.
В продуктах ядерной реакции деления имеются значительные количества разложенных радионуклидов цезия, среди которых наиболее опасен 137Cs [24, 55]. Источником загрязнения могут быть и радиохимические заводы. Выброс цезия–137 в окружающую среду происходит в основном в результате ядерных испытаний и аварий на предприятиях атомной энергетики. К началу 1981 г. суммарная активность поступившего в окружающую среду 137Cs достигла 960 ПБк. Плотность загрязнения в Северном и Южном полушариях и в среднем на земном шаре составляла соответственно 3.42; 0.86 и 3.14 кБк/м2, а на территории бывшего СССР в среднем – 3, 4 кБк/м2.
При аварии на Южном Урале в 1957 г. произошёл тепловой взрыв хранилища радиоактивных отходов, и в атмосферу поступили радионуклиды с суммарной активностью 74 ПБк, в том числе 0, 2 ПБк 137Cs. При пожаре на РХЗ в Уиндскейле в Великобритании в 1957 г. произошёл выброс 12 ПБк радионуклидов, из них 46 ТБк 137Cs. Технологический сброс радиоактивных отходов предприятия «Маяк» на Южном Урале в р. Течу в 1950 г. составил 102 ПБк, в том числе 137Cs 12, 4 ПБк. Ветровой вынос радионуклидов из поймы оз. Карачай на Южном Урале в 1967 г. составил 30 ТБк. На долю 137Cs пришлось 0, 4 ТБк.
Настоящей катастрофой стала в 1986 г. авария на Чернобыльской атомной электростанции (ЧАЭС): из разрушенного реактора было выброшено 1850 ПБк радионуклидов, при этом на долю радиоактивного цезия пришлось 270 ПБк. Распространение радионуклидов приняло планетарные масштабы. На Украине, в Белоруссии и Центральном районе Российской Федерации выпало более половины от общего количества радионуклидов, осевших на территории СНГ. Известны случаи загрязнения внешней среды в результате небрежного хранения источников радиоактивного цезия для медицинских и технологических целей.
Цезий-137 используется в гамма-дефектоскопии, измерительной технике, для радиационной стерилизации пищевых продуктов, медицинских препаратов и лекарств, в радиотерапии для лечения злокачественных опухолей. Также цезий-137 используется в производстве радиоизотопных источников тока, где он применяется в виде хлорида цезия (плотность 3, 9 г/см 3, энерговыделение около 1, 27 Вт/ см 3).
Цезий-137 используется в датчиках предельных уровней сыпучих веществ в непрозрачных бункерах. Цезий-137 имеет определенные преимущества перед радиоактивным кобальтом-60: более длительный период полураспада и менее жесткое гамма-излучение. В связи с этим приборы на основе 137Cs долговечнее, а защита от излучения менее громоздка. Однако, эти преимущества становятся реальными лишь при отсутствии примеси 137Cs с более коротким периодом полураспада и более жестким гамма-излучением [24, 55].
Широкое распространение получил в качестве источника γ -излучения. В медицине цезиевые источники, наряду с радиевыми, применяются в терапевтических γ -аппаратах и устройствах для внутритканевой и полостной гамма-терапии. С 1967 г. явление перехода между двумя сверхтонкими уровнями основного состояния атома цезия-137 используется для определения одной из основных единиц измерения времени – секунды.
Радиоцезий 137Cs исключительно техногенный радионуклид, его наличие в изучаемой среде связано с испытаниями ядерного оружия или с использованием ядерных технологий. 137Cs – β -γ -излучающий радиоизотоп цезия, один из главных компонентов техногенного радиоактивного загрязнения биосферы. Образуется в результате ядерных реакций деления. Содержится в радиоактивных выпадениях, сбросах, отходах радиохимических заводов. ОА 137Cs в питьевой воде ограничивается уровнями 11Бк/дм3 или 8 Бк/дм3.
Геохимической особенностью 137Cs является его способность очень прочно задерживаться природными сорбентами. Вследствие этого при поступлении в ОПС его активность быстро уменьшается по мере удаления от источника загрязнения. Природные воды сравнительно быстро самоочищаются за счет поглощения 137Cs взвесями и донными осадками [24, 55].
Цезий может в значительных количествах накапливаться в сельскохозяйственных растениях, и, в частности, в семенах. Наиболее интенсивно поступает из водной среды и с высокой скоростью передвигается по растению. Внесение в почву калийных удобрений и известкование значительно снижают поглощение цезия растениями, и тем сильнее, чем выше доля калия [26].
Коэффициент накопления особенно высок у пресноводных водорослей и арктических наземных растений (особенно, лишайников), из животного мира – у северных оленей через ягель, которым они питаются. Внутрь живых организмов цезий-137 в основном проникает через органы дыхания и пищеварения. Этот нуклид поступает в основном с пищей в количестве 10 мкг/сут. Выводится из организма преимущественно с мочой (в среднем 9 мкг/сут). Цезий – постоянный химический микрокомпонент организма растений и животных. Главный накопитель цезия в организме млекопитающих – мышцы, сердце, печень. Около 80 % попавшего в организм цезия накапливается в мышцах, 8 % - в скелете, оставшиеся 12 % распределяются равномерно по другим тканям.
Цезий-137 выводится в основном через почки и кишечник. Биологический период полувыведения накопленного цезия-137 для человека принято считать равным 70 суткам (согласно данным Международной комиссии по радиологической защите). В процессе выведения значительные количества цезия повторно всасываются в кровь в нижних отделах кишечника. Эффективным средством для уменьшения всасывания цезия в кишечнике является сорбент ферроцианид, который связывает нуклид в неусваиваемую форму. Кроме того, для ускорения выведения нуклида стимулируют естественные выделительные процессы, используют различные комплексообразователи.
Развитие радиационных поражений у человека можно ожидать при поглощении дозы примерно в 2 Гр и более. Дозам в 148, 170 и 740 МБк соответствуют лёгкая, средняя и тяжёлая степени поражения, однако лучевая реакция отмечается уже при единицах МБк.
137Cs принадлежит к группе радиоактивных веществ, равномерно распределяющихся по органам и тканям, по этой причине относится к среднеопасным по радиотоксичности нуклидам. Он обладает хорошей способностью проникать в организм вместе с калием посредством пищевых цепочек.
Основной источник поступления цезия в организм человека – загрязнённые нуклидом продукты питания животного происхождения. Содержание радиоактивного цезия в литре коровьего молока достигает 0, 8-1, 1 % от суточного поступления нуклида, козьего и овечьего – 10-20 %. Однако в основном он накапливается в мышечной ткани животных: в 1 кг мяса коров, овец, свиней и кур содержится 4, 8, 20 и 26 % (соответственно) от суточного поступления цезия. В белок куриных яиц попадает меньше – 1, 8-2, 1 %. Ещё в больших количествах цезий накапливается в мышечных тканях гидробионтов: активность 1 кг пресноводных рыб может превышать активность 1 л воды более чем в 1000 раз (у морских – ниже) [24, 55].
Основной источник цезия для населения России – молочные и зерновые продукты (после аварии на ЧАЭС – молочные и мясные), в странах Европы и США цезий поступает в основном с молочными и мясными продуктами и меньше – с зерновыми и овощными [20, 26]. Создаваемое таким образом постоянное внутреннее облучение наносит существенно больший вред, чем внешнее облучение этим изотопом [23].
Опубликованные методики измерения активности 137Cs по его β -излучению предполагают радиохимическую подготовку пробы и выделение цезия с высокой степенью чистоты для исключения мешающего влияния других β -излучателей. Современные методы определения 137Cs основаны, как правило, на регистрации гамма-излучения с энергией 661, 6 кэВ. Они подразделяются на инструментальные, нижний предел определения (НПО) которых составляет 1-10 Бк/кг (или Бк/дм3), и методы с предварительным химическим обогащением (НПО до 10-2 Бк/кг). Для концентрирования 137Cs из разбавленных растворов чаще всего используют его соосаждение с ферроцианидами никеля, меди, цинка, железа, кобальта, кальция, магния или сорбенты-коллекторы на их основе.
12. Плутоний
Плутоний (plutonium) Pu – искусственный радиоактивный химический элемент III группы Периодической системы элементов Менделеева, атомный номер 94, трансурановый элемент, относится к актиноидам. Первый нуклид 238Pu открыт в 1940 г. Г.Т.Сиборгом (G.Th.Seaborg), Э.М.Мак-Милланом (E.M. McMillan), Дж.Э.Кеннеди (J.E.Kennedy) и А.Ч.Валом (A.Ch.Wahl). Весной 1941 г. Сиборг с сотрудниками обнаружили и впервые выделили четверть микрограмма 239Pu после распада 239Np, образовавшегося при облучении 238U ядрами тяжелого водорода (дейтонами). Вслед за ураном и нептунием новый элемент получил свое имя в честь открытой в 1930 г. планеты Плутон. С 24 августа 2006 г. по решению Международного астрономического союза Плутон более не является планетой Солнечной системы. В греческой мифологии Плутон (он же Аид) – бог царства мертвых [2-5].
Плутоний Pu – опаснейший тяжелый металл. Имеет 15 радиоактивных изотопов с массовыми числами от 232 до 246, в основном α -излучателей. На Земле имеются лишь следы этого элемента и только в урановых рудах. Величины Т½ всех изотопов плутония много меньше возраста Земли, и поэтому весь первичный плутоний (существовавший на нашей планете при её формировании) полностью распался. Однако ничтожные количества 239Pu постоянно образуются при β -распаде 239Np, который, в свою очередь, возникает при ядерной реакции урана с нейтронами (например, нейтронами космического излучения).
Поэтому следы плутония обнаружены в урановых рудах в таких микроскопических количествах (0, 4-15 частей Pu на 1012 частей U), что о его добыче из урановых руд не может быть и речи. Около 5000 кг его выделилось в атмосферу в результате ядерных испытаний. По некоторым оценкам, почва в США содержит в среднем 2 миллиКюри (28 мг) плутония на км2 от выпадения радиоактивных осадков. Это типичный продукт творения человеческих рук; его получают в ядерных реакторах из урана-238, который последовательно превращается в уран-239, нептуний-239 и плутоний-239.
Чётные изотопы плутоний-238, -240, -242 не являются делящимися материалами, но могут делиться под действием нейтронов высокой энергии (являются делимыми). Они не способны поддерживать цепную реакцию (за исключением плутония-240). Получены изотопы 232Pu – 246Pu; среди продуктов взрыва термоядерных бомб обнаружены также 247Pu и 255Pu. Наиболее устойчив малодоступный 244Pu (α -распад и спонтанное деление, Т1/2 = 8, 2·107 лет, атомная масса 244, 0642). В свободном виде хрупкий серебристо-белый металл. Следы изотопов 247Pu и 255Pu обнаружены в пыли, собранной после взрывов термоядерных бомб.
На ядерные исследования и создание атомной промышленности в США, как позднее и в СССР, были брошены огромные силы и средства. В короткий срок были изучены ядерные и физико-химические свойства плутония (табл. 19) [2-5]. Первый ядерный заряд на основе плутония был взорван 16 июля 1945 г. на полигоне Аламогордо (испытание под кодовым названием «Тринити»). В СССР первые опыты по получения 239Pu были начаты в 1943-1944 гг. под руководством академиков И.В. Курчатова и В.Г. Хлопина. Впервые плутоний в СССР был выделен из облучённого нейтронами урана. В 1945 г. и в 1949 г. в СССР начал работать первый завод по радиохимическому выделению.
Таблица 19
Ядерные свойства важнейших изотопов плутония
| Ядерные свойства | Плутоний-238 | Плутоний-239 | Плутоний-240 | Плутоний-241 | Плутоний-242 |
| Период полураспада, годы | 87, 74 | 24 110 | 6 537 | 14, 4 | 376 000 |
| Активность, Ки/г | 17, 3 | 0, 063 | 0, 23 | 0, 004 | |
| Тип радиоактив-ного распада | альфа-распад | альфа-распад | альфа-распад | бета-распад | альфа-распад |
| Энергия радиоактив-ного распада, МэВ | 5, 593 | 5, 244 | 5, 255 | 0, 021 | 4, 983 |
Примечание. Все изотопы плутония – слабые гамма-излучатели. Плутоний-241 превращается в америций-241 (мощный гамма-излучатель)
Лишь два изотопа плутония имеют практическое применение в промышленных и военных целях. Плутоний-238, получаемый в ядерных реакторах из нептуния-237, используется для производства компактных термоэлектрических генераторов. Шесть миллионов электрон-вольт освобождается при распаде одного атомного ядра плутония-238. В химической реакции та же энергия выделяется при окислении нескольких миллионов атомов. В источнике электричества, содержащем один килограмм плутония-238, развивается тепловая мощность 560 МВт. Максимальная мощность такого же по массе химического источника тока – 5 Вт.
Существует немало излучателей с подобными энергетическими характеристиками, но одна особенность плутония-238 делает этот изотоп незаменимым. Обычно альфа-распад сопровождается сильным гамма-излучением, проникающим через большие толщи вещества. 238Pu – исключение. Энергия гамма-квантов, сопровождающих распад его ядер, невелика, защититься от неё несложно: излучение поглощается тонкостенным контейнером. Мала и вероятность самопроизвольного деления ядер этого изотопа. Поэтому он нашёл применение не только в источниках тока, но и в медицине. Батарейки с плутонием-238 служат источником энергии в специальных стимуляторах сердечной деятельности, срок службы которых достигает 5 лет и более.
Плутониево-бериллиевый сплав работает как лабораторный источник нейтронов. Изотоп Pu-238 находится в ряде атомных термоэлектрических генераторов энергии на борту космических исследовательских аппаратов. Благодаря долгому времени жизни и высокой тепловой мощности, этот изотоп используется почти исключительно в РИТЭГ космического назначения, например, на всех аппаратах, улетавших дальше орбиты Марса.
Из всех изотопов наиболее интересным представляется Pu-239, его период полураспада 24110 лет. Как делящийся материал, 239Pu широко используют в качестве ядерного топлива в атомных реакторах (энергия, освобождающаяся при расщеплении 1 г 239Pu, эквивалентна теплоте, выделяющейся при сгорании 4000 кг угля), в производстве ядерного оружия (т.н. «оружейный плутоний») и в атомных и термоядерных бомбах, а также для ядерных реакторов на быстрых нейтронах и атомных реакторов гражданского и исследовательского назначения. Как источник α -излучения плутоний, наряду с 210Po, нашел широкое применение в промышленности, в частности, в устройствах элиминации электростатических зарядов. Этот изотоп находит применение и в составе контрольно-измерительной аппаратуры [2-6].
Плутоний имеет множество специфических свойств. Он обладает самой низкой теплопроводностью изо всех металлов, самой низкой электропроводностью, за исключением марганца. В своей жидкой фазе это самый вязкий металл. Температура плавления -641°C; температура кипения -3232°C; плотность - 19, 84 (в альфа-фазе). Это крайне электроотрицательный, химически активный элемент, гораздо в большей степени, чем уран. Он быстро тускнеет, образуя радужную плёнку (подобно радужной масляной плёнки), вначале светло-жёлтую, со временем переходящую в тёмно-пурпурную. Если окисление довольно велико, на его поверхности появляется оливково-зелёный порошок оксида (PuO2). Плутоний охотно окисляется, и быстро коррозирует даже в присутствии незначительной влажности [2-5].
При изменении температуры плутоний подвергается самым сильным и неестественным изменениям плотности. Плутоний обладает шестью различными фазами (кристаллическими структурами) в твёрдой форме, больше чем любой другой элемент.
Соединения плутония с кислородом, углеродом и фтором используются в ядерной промышленности (непосредственно или в качестве промежуточных материалов). Металлический плутоний не растворяется в азотной кислоте, но диоксид плутония растворяется в горячей концентрированной азотной кислоте. Однако в твердой смеси с диоксидом урана (например, в отработавшем топливе ядерных реакторов) растворимость диоксида плутония в азотной кислоте увеличивается, поскольку диоксид урана растворяется в ней. Эта особенность используется при переработке ядерного топлива (табл. 20).
Таблица 20
Соединения плутония и их применение
| Соединения плутония | Применение |
| Диоксид плутония PuO2 | В смеси с диоксидом урана (UO2) используется в качестве топлива для ядерных реакторов |
| Карбид плутония (PuC) Дикарбид плутония (PuС2) Трикарбид плутония (PuC3) | Потенциально могут использоваться в качестве топлива для реакторов-бридеров (размножителей) |
| Трифторид плутония (PuF3) Тетрафторид плутония (PuF4) | Являются промежуточными соединениями при производстве металлического плутония |
| Нитраты плутония – Pu(NO3)4 и Pu(NO3)3 | Не используются. Являются продуктами переработки (при извлечении плутония из отработавшего ядерного топлива) |
Важнейшие соединения плутония: PuF6 (легкокипящая жидкость; термически значительно менее стабилен, чем UF6), твердые оксид PuO2, карбид PuC и нитрид PuN, которые в смесях с соответствующими соединениями урана могут использоваться как ядерное горючее.
Наибольшее распространение получили такие радиоизотопные устройства, как ионизационные сигнализаторы пожара или радиоизотопные индикаторы дыма. При механической обработке плутоний легко образует аэрозоли.
В природе образуется при β -распаде Np-239, который, в свою очередь, возникает при ядерной реакции урана-238 с нейтронами (например, нейтронами космического излучения). Промышленное производство Pu-239 также основано на этой реакции и происходит в атомных реакторах. Плутоний-239 первым образуется в ядерном реакторе при облучении урана-238, чем длительнее этот процесс, тем больше возникает более тяжелых изотопов плутония. Плутоний-239 должен быть химически отделен от продуктов деления и оставшегося в ОЯТ урана. Этот процесс называется репроцессингом. Поскольку все изотопы имеют одинаковое число протонов и разное – нейтронов, их химические свойства (химические свойства зависят от числа протонов в ядре) тождественны, поэтому очень трудно разделить изотопы с помощью химических методов.
Последующее отделение Pu-239 от урана, нептуния и высокорадиоактивных продуктов деления осуществляют на радиохимических заводах радиохимическими методами (соосаждением, экстракцией, ионными обменами др.) Металлический плутоний обычно получают востановлением PuF3, PuF4 или PuO2 парами бария, кальция или лития.
Затем используют его способность к расщеплению под действием нейтронов в атомных реакторах, а способность к самоподдерживающейся цепной реакции деления при наличии критической массы (7 кг) – в атомных и термоядерных бомбах, где он является основным компонентом. Критическая масса его α -модификации 5, 6 кг (шар диаметром 4, 1 см). 238Pu используется в «атомных» электрических батарейках, обладающих длительным сроком службы. Изотопы плутония служат сырьем для синтеза трансплутониевых элементов (Am и др.).
Облучая Pu-239 нейтронами, можно получать смесь изотопов, из которых изотоп Pu-241, также как и Pu-239, является делящимся и мог бы быть использован для получения энергии. Однако, его период полураспада 14, 4 года, что не позволяет его длительно сохранять, к тому же, распадаясь, он образует неделящийся Am-241 (α -, γ -радиоактивный) с периодом полураспада 432, 8 года. Получается, что примерно через каждые 14 лет количество Am-241 в окружающей среде удваивается. Обнаружить его, как и другие трансурановые элементы, обычной γ -спектрометрической аппаратурой сложно и требуются весьма специфичные и дорогостоящие методы обнаружения. Изотоп Pu- 242 по ядерным свойствам наиболее похож на уран-238, Am-241, получавшийся при распаде изотопа Pu-241, использовался в детекторах дыма.
Америций-241, также как и другие трансурановые элементы (нептуний, калифорний и другие), является экологически опасным радионуклидом, являясь преимущественно α -излучающим элементом, обуславливающим внутреннее облучение организма.
Накопленного на Земле плутония более чем достаточно [35, 56]. Его производства абсолютно не требуется как для обороны, так и энергетики. Тем не менее, из 13 существовавших в СССР реакторов, производивших оружейный плутоний, продолжают работать 3: два из них в г. Северске. Последний такой реактор в США был остановлен в 1988 г. [10].
Качество плутония определяется по процентному содержанию в нем изотопов (кроме плутония-239) (табл. 21).
На сентябрь 1998 г. цены на плутоний, установленные изотопным отделением Ок-риджской Национальной лаборатории (ORNL) были таковы: $8, 25/мг за плутоний-238 (97% чистоты); $4, 65/мг за плутоний-239 (> 99, 99%); $5, 45/мг за плутоний-240 (> 95%); $14, 70/мг за плутоний-241 (> 93%) и $19, 75/мг за плутоний-242.
Таблица 21
Качество плутония
| Плутоний | Содержание изотопов (кроме плутония-239), % |
| Сверхчистый | 2-3 |
| Оружейный | менее 7 |
| Топливный | 7-19 |
| Реакторный | 19 и выше |
Эта классификация плутония по качеству, разработанная Департаментом энергетики США, достаточно произвольна. Например, из топливного и реакторного плутония, менее пригодных для военных целей, чем оружейный, также можно сделать ядерную бомбу. Плутоний любого качества может быть применен для создания радиологического оружия (когда радиоактивные вещества распыляются без осуществления ядерного взрыва).
Всего 60 лет назад зеленые растения и животные не содержали в своем составе плутоний, сейчас до 10 т его распылено в атмосфере. Около 650 т наработано атомной энергетикой и свыше 300 т военным производством. Значительная часть всего производства плутония находится в России [10, 35, 56].
Попадая в биосферу, плутоний мигрирует по земной поверхности, включаясь в биохимические циклы. Плутоний концентрируется морскими организмами: его коэффициент накопления (т.е. отношение концентраций в организме и во внешней среде) для водорослей составляет 1000-9000, для планктона (смешанного) – около 2300, для моллюсков – до 380, для морских звёзд – около 1000, для мышц, костей, печени и желудка рыб – 5, 570, 200 и 1060 соответственно. Наземные растения усваивают плутоний главным образом через корневую систему и накапливают его до 0, 01% от своей массы. С 70-х гг. 20 века доля плутония в радиоактивном загрязнении биосферы возрастает (облучённость морских беспозвоночных за счёт плутония становится больше, чем за счёт 90Sr и 137Cs). ПДК для239Pu в открытых водоёмах и воздухе рабочих помещений составляет соответственно 81, 4 и 3, 3ּ 10-5 Бк/л [2-5, 20, 34, 35].
Поведение плутония в воздушной среде определяет условия для безопасного хранения и обращения с ним в процессе выработки (табл. 22). Окисление плутония создает риск для здоровья людей, так как диоксид плутония, будучи устойчивым соединением, легко попадает в легкие при дыхании. Его удельная активность в 200 тыс. раз выше, чем у урана, к тому же освобождения организма от попавшего в него плутония практически не происходит в течение всей жизни человека.
Период биологического полувыведения плутония 80-100 лет при нахождении в костной ткани, концентрация его там практически постоянна. Период полувыведения из печени – 40 лет. Хелатные добавки могут ускорить выведение плутония [17, 23].
Таблица 22
Изменение свойств плутония в воздушной среде
| Форма и условия среды | Реакция плутония |
| Металлические слитки при комнатной температуре | Относительно инертен, медленно окисляется |
| Металлический порошок при комнатной температуре | Быстро реагирует с образованием диоксида плутония (PuO2) |
| Порошок мелкого измельчения: с частицами d< 1 мм и d> 1 мм сс частицами d> 1 мм | Произвольно возгорается: при температуре 150°С и 500°С соответственно |
| При повышенных температуре и влажности | Реагирует с образованием диоксида плутония (PuO2) |
Плутоний называют «ядерным ядом», его допустимое содержание в организме человека оценивается нанограммами. Международная комиссия по радиологической защите (МКРЗ) установила норму ежегодного поглощения на уровне 280 нанограмм. Это значит, что для профессионального облучения концентрация плутония в воздухе не должна превышать 7 пикоКюри/м3. Максимально допустимая концентрация Pu-239 (для профессионального персонала) 40 наноКюри (0.56 микрограмма) и 16 наноКюри (0.23 микрограмма) для лёгочной ткани.
Поглощение 500 мг плутония как мелкораздробленного или растворённого материала может привести к смерти от острого облучения пищеварительной системы за несколько дней или недель. Вдыхание 100 мг плутония в виде частиц оптимального для удержания в лёгких размера 1-3 микрона ведёт к смерти от отёка лёгких за 1-10 дней. Вдыхание дозы в 20 мг приводит к смерти от фиброза примерно за месяц. Для доз много меньших этих величин проявляется хронический канцерогенный эффект.
На протяжении всей жизни риск развития рака лёгких для взрослого человека зависит от количества попавшего в тело плутония. Приём внутрь 1 микрограмма плутония представляет риск в 1 % развития рака (нормальная вероятность рака 20 %). Соответственно 10 микрограмм увеличивают риск рака с 20 % до 30 %. Попадание 100 микрограмм или более гарантирует развитие рака лёгких (обычно через несколько десятилетий), хотя свидетельства повреждения лёгких могут появиться в течении нескольких месяцев. Если он проникает в систему кровообращения, то с большой вероятностью начнёт концентрироваться в тканях, содержащих железо: костном мозге, печени, селезёнке. Если 1, 4 микрограмма разместятся в костях взрослого человека, в результате ухудшится иммунитет и через несколько лет может развиться рак.
Дело в том, что Pu-239 является α -излучателем, и каждая его α -частица в биологической ткани образует вдоль своего короткого пробега 150 тыс. пар ионов, повреждая клетки, производя различные химические превращения. 239Pu принадлежит к веществам со смешенным типом распределения, поскольку накапливается не только в костном скелете, но и в печени. Очень хорошо удерживается в костях и практически не удаляется из организма благодаря замедленности обменных процессов в костной ткани. По этой причине данный нуклид принадлежит к разряду наиболее токсичных [17, 20, 21, 23].
Находясь в организме, плутоний становится постоянным источником α -излучения для человека, вызывая костные опухоли, рак печени и лейкемию, нарушения кроветворения, остеосаркомы, рак лёгких, являясь, таким образом, одним из самых опасных канцерогенов (табл. 23).
Список литературы
1. Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Изотопы и радиационные технологии: постижение реальности и взгляд в будущее // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2006, №6, с. 38-99. – М., ВИНИТИ РАН.
Тихонов М.Н., Муратов О.Э., Петров Э.Л. Изотопы и радиационные технологии: постижение реальности и взгляд в будущее // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2006, №6, с. 38-99. – М., ВИНИТИ РАН.2. Баженов В.А., Булдаков Л.А., Василенко И.Я. и др. Вредные химические вещества. Радиоактивные вещества: Справочное издание //Под ред. В.А. Филова и др.–Л.: Химия, 1990. – 464 с.
3. Химическая энциклопедия: в 5 т. // Гл. ред. Зефиров Н.С. – М.: Большая Российская энциклопедия, 1995. – Т. 4, с. 153-154 (радий), с. 282 (рубидий), с. 283 (рутений), с. 300 (свинец), с. 560 (технеций), с. 613 (торий); 1999. - Т. 5, с. 41 (уран), с. 384 (цирконий).
4. Химическая энциклопедия: в 5 т. // Гл. ред. Кнунянц И.Л. – М.: Советская энциклопедия, 1990.– Т.1, с. 78 (актиний), с. 125 (эмериций), с. 241 (барий); Т. 2, с. 284 (калий), с. 286 (калифорний), с.414 (кобальт), с. 577 (лантан); 1992. Т. 3, с. 580 (плутоний).
5. Несмеянов А. Н. Радиохимия. – М.: Химия, 1978. - 560 с.
6. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. – М., Наука, 1980.
7. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – 5-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1999. – 520 с.
8. Моисеев А.А., Иванов В.И. Справочник по дозиметрии и радиационной гигиене. – М.: Энергоатомиздат, 1992. – 252 с.
9. Кириллов В.Ф., Книжников В.А., Коренков И.П. Радиационная гигиена // Под ред. Л.А. Ильина. – М.: Медицина, 1988. - 336 с.
10. Рихванов Л.П. Общие и региональные проблемы радиоэкологии. – Томск: ТПУ, 1997. – 384 с.
11. Бэгнал К. Химия редких радиоактивных элементов. Полоний – актиний: Пер. с англ. // Под ред. Ю.В. Гагаринского. – М.: Изд-во иностр. лит-ры. – 256 с.
12. Гусев Н.Г., Рубцов П.М., Коваленко В.В., Колобашкин В.В. Радиационные характеристики продуктов деления: Справочник. – М.: Атомиздат, 1974. – 224 с.
13. Трансурановые элементы в окружающей среде // Под ред. У.С. Хэнсона: Пер. с англ. – М.: Мир, 1985. – 344 с.
14. Смыслов А.А. Уран и торий в земной коре. – Л.: Недра, 1974. – 232 с.
15. Ионизирующие излучения: источники и биологические эффекты. Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР). Доклад за 1982 г. в Генеральной Ассамблее. Т.1. – Нью-Йорк, ООН, 1982. – 882 с.
16. Источники, эффекты и опасность ионизирующей радиации // Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной Ассамблее за 1988 год. – М.: Мир, 1992. – 1232 с.
17. Василенко И.Я. Токсикология продуктов ядерного деления. – М.: Медицина, 1999. – 200 с.
18. Израэль Ю.А., Стукин Е.Д. Гамма – излучение радиоактивных выпадений. – М.: Атомиздат, 1967. – 224 с.
19. Алексахин Р.М., Архипов Н.П., Василенко И.Я. Тяжелые естественные радионуклиды в биосфере. – М.: Наука, 1990. – 368 с.
20. Криволуцкий Д.А. и др. Действие ионизирующей радиации на биогеоценоз. – М.: Гидрометеоиздат, 1977. – 320 с.
21. Булдаков Л.А. Радиоактивные вещества и человек.–М.: Энергоатомиздат, 1990 – 160 с.
22. Рузер Л.С. Радиоактивные аэрозоли //Под ред. А.Н. Мартынюка. – М.: Энергоатомиздат, 2001. – 230 с.
23. Журавлев В.Ф. Токсикология радиоактивных веществ. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 336 с.
24. Моисеев А.А. Цезий-137. Окружающая среда – человек. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 121 с.
25. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Альтернативный ядерно-топливный цикл: необходимость и актуальность // Экология промышленного производства, 2009, вып. 4, с. 40-48.
26. Алексахин Р.М., Васильев А.В., Дикарев В.Г. и др. Сельскохозяйственная радиоэкология. – М., Экология, 1991.
27. Чалов П.И. Изотопное фракционирование природного урана. – Фрунзе: Илим, 1975.
28. Пилипенко А.Т. Натрий и калий // Справочник по элементарной химии. – 2-е изд. – Киев: Наукова думка, 1978, с. 316-319.
29. Тихонов М.Н. Радоновая опасность: источники, дозы и нерешенные вопросы // Экологическая экспертиза. Обз.инф., 2009, вып. 5, с. 2-108. – М., ВИНИТИ РАН.
30. Гудзенко В.В., Дубинчук В.Т. Изотопы радия и радона в природных водах. – М.: Наука, 1987. – 157 с.
31. Мартынюк Ю.Н. К вопросу о качестве питьевой воды по радиационному признаку // АНРИ, 1996, №1, с. 64-66.
32. Борисов Н.Б., Ильин Л.А., Маргулис У.Я. и др. Радиационная безопасность при работе с полонием-210 // Под ред. И.В. Петрянова и Л.А. Ильина. – М.: Атомиздат, 1980. – 264 с.
33. Методика выполнения измерений объемной активности полония-210 и свинца-210 в природных водах альфа-бета-радиометрическим методом с радиохимической подготовкой. – М., 2001.
34. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 255 с.
35. Болсуновский А.Я. Производство ядерных материалов в России и загрязнение окружающей среды. – В кн.: Атом без грифа «Секретно»: точки зрения. – Москва-Берлин, 1992, с. 9-29.
36. Федорова Е.А., Пономарева Р.П., Милакина Л.А. Закономерности поведения 14С в системе атмосфера-растение в условиях непостоянной концетрации СО2 в воздухе // Экология, 1985, №5, с. 24-29.
37. Пономарева Р.П., Милакина Л.А., Савина В.И. Закономерности поведения углерода-14 в пищевых цепях человека в условиях действия локального источника выбросов // Атомная промышленность: окружающая среда и здоровье населения / Под ред. Л.А. Булдакова, С.Н. Демина. – М., 1988, с. 240-249.
38. Рублевский В.П., Голенецкий С.П., Кирдин Г.С. Радиоактивный углерод в биосфере. – М.: Атомиздат, 1979. – 150 с.
39. Артемова Н.Е., Бондарев А.А., Карпов В.И., Курдюмов Б.С. и др. Допустимые выбросы радиоактивных и вредных химических веществ в приземном слое атмосферы. – М.: Атомиздат, 1980. – 235 с.
40. Демин С.Н. Проблема углерода-14 в районе ПО «Маяк» // Вопросы радиационной безопасности, 2000, №1, с. 61-66.
41. Сахаров А.Д. Радиоактивный углерод ядерных взрывов и непороговые биологические эффекты // Атомная энергия, 1958, Т. 4, №6, с. 576-580.
42. Сахаров А.Д. Радиоактивный углерод ядерных взрывов и непороговые биологические эффекты // Наука и всеобщая безопасность, 1991, Т. 1, №4, с. 3-8.
43. Германский А.М. Атмосферный радиоуглерод и смертность в Дании. Интернет-журнал «Коммерческая биотехнология», 2005.
44. Эванс Э. Тритий и его соединения. – М., Атомиздат, 1970.
45. Ленский Л.А. Физика и химия трития. – М., Атомиздат, 1981.
46. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Тритий. – М., Атомиздат, 1985.
47. Андреев Б.М., Зельвенский Я.Д., Катальников С.Г. Тяжелые изотопы водорода в ядерной технике. – М., Атомиздат, 1987.
48. Леенсон И.А. 100 вопросов и ответов по химии. – М., АСТ-Астрель, 2002.
49. Дубасов Ю.В., Окунев Н.С., Пахомов С.А. Мониторинг радионуклидов ксенона и криптона-85 в Северо-Западном регионе России в 2007-2008 гг. // Сб.докл. III Межд. ядерного форума 22-26 сент. 2008 г. – СПб.: НОУ ДПО «АТОМПРОФ», 2008, с. 57-62.
50. Ксензенко В.И., Стасиневич Д.С. Химия и технология брома, йода и их соединений. 2-е изд. – М.: Ин.лит., 1995. – 562 с.
51. Бэгнал К. Химия селена, теллура и полония. – М., 1971.
52. Методические указания МУ 2.6.1.082-96. Оценка дозы внутреннего облучения щитовидной железы йодом-131 по результатам определения содержания йода-129 в объектах окружающей среды (Утв. Зам. Главного государственного санитарного врача РФ 24 мая 1996 г.).
53. Гаврилин Ю.И., Волков В.Я., Макаренкова И.И. Ретроспективное восстановление интегральных выпадений йода-131 по населенным пунктам Брянской области России на основе результатов определения в 2008 г. содержания йода-129 в почве // Радиационная гигиена, 2009, Т. 2, №3, с. 38-44.
54. Василенко И.Я., Василенко О.И. Стронций радиоактивный // Энергия: экономика, техника, экология, 2002, №4, с. 26-32.
55. Василенко И.Я. Радиоактивный цезий-137 // Природа, 1999, №3, с. 70-76.
56. Плутониевая экономика: выход или тупик. Плутоний в окружающей среде // Сост. Миронова Н.И. – Челябинск, 1998. – 74 с.
57. Блюменталь У.Б. Химия циркония. – М., 1963.
58. Перцов Л.А. Ионизирующее излучение биосферы. – М.: Атомиздат, 1973. – 288 с.
59. Популярная библиотека химических элементов. Кн.2. Серебро-нильсборий и далее. – 3-е изд. – М.: Наука, 1983. – 573 с.
60. Огородников Б.И. Торон и его дочерние продукты в проблеме ингаляционного облучения // Атомная техника за рубежом, 2006, №6, с. 10-15.
61. Ярмоненко С.П. Радиобиология человека и животных.-М.: Высшая школа, 1988.-424 с.
62. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л.А. и др. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда /Под ред. акад. А.П. Александрова. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 312 с.
63. Абрамов Ю.В. и др. Определение доз внешнего облучения органов и тканей в соответствии с требованиями НРБ -99 в производственных условиях //Медицина экстремальных ситуаций, 2000, № 3 (6), с.55-60.
64. Алексахин Р.М., Булдаков Л.А., Губанов В.А. и др. Крупные радиационные аварии: последствия и защитные меры /Под общ. ред. Л.А.Ильина и В.А. Губанова. – М.: ИздАТ, 2001. -752 с.
65. Машкович В.П., Кудрявцева А.В. Защита от ионизирующих излучений: Справочник, 4-е изд. – М.: Энергоатомиздат, 1995.
66. Радиационная медицина. Т.2. Радиационные поражения человека / Под общ. ред. акад. РАМН Л.А.Ильина. –М.: ИздАТ, 2001. -432 с.