MINISTERUL SĂNĂTĂȚII AL REPUBLICII MOLDOVA

CENTRUL NAȚIONAL DE SĂNĂTATE PUBLICĂ

Laboratorul Științific Igiena Radiațiilor și Radiobiologie

Monitorizarea surselor de radiații ionizante

GHID

Chișinău, 2017

2

Ghidul a fost elaborat de către colaboratorii Laboratorului Științific

Igiena Radiațiilor și Radiobiologie al Centrului Național de Sănătate Publică

al Ministerului Sănătății al Republicii Moldova.

Autori:

Corețchi Liuba, doctor habilitat, conferențiar cercetător

Bahnarel Ion, doctor habilitat, profesor universitar

Ursulean Ion, medic igienist

Cojocari Alexandra, cercetător științific, master în radiobiologie

Plăvan Irina, cercetător științific, master în radiobiologie

Vîrlan Serghei, cercetător științific

Referenți:

Grigore Friptuleac, dr. hab. med., prof. univ. USMF;

Vasile Stegărescu, dr. biol., conf. cercet. Institutul Ecologie și Geografie,

Academia de Științe a Moldovei.

Ghidul se referă la investigații radiologice și cuprinde: caracteristica scurtă

surselor de radiații ionizante din principalele componente ale mediului ambiant;

tehnici și echipament de detectare a radiațiilor ionizante; metodologia de

determinare a concentrațiilor radionuclizilor naturali: 226

Ra, 90

Th, 238U și

40K;

igienic semnificativi, indicatori de poluare a mediului: 90

Y, 134

Cs, 137

Cs, 90

Sr, 210

Po, 210

Pb etc. prin metode spectrometrice, radiochimice și radiometrice.

Lucrarea este destinată instituțiilor Serviciului de Supraveghere de Stat al

Sănătății Publice, inclusiv specialiștilor, care efectuează investigații

radioecologice: medicilor igienişti, studenţilor și rezidenților facultăţii de Sănătate

Publică a USMF, care studiază Igiena radiaţiilor la etapa pregătirii

universitare/postuniversitare. Totodată, Ghidul poate fi util atât la pregătirea

universitară/postuniversitară în domeniile conexe (specialitățile

radioecologie/ecologie/protecția mediului), cât şi la pregătirea utilizatorilor de

surse cu radiaţii ionizante.

3

CUPRINS

1. INTRODUCERE. ACTUALITATEA MONITORIZĂRII SURSELOR DE

RADIAȚII IONIZANTE......................................................................................

4

2. CARACTERISTICA SURSELOR NATURALE DE RADIAȚII

IONIZANTE..........................................................................................................

5

2.1. Radiația cosmică........................................................................................... 6

2.2.

2.3.

Radiația terestră............................................................................................

Căile de pătrundere a radionuclizilor în organismul uman și

caracteristica lor …………………………………………………………

7

11

3. CARACTERISTICA SURSELOR ARTIFICIALE ACCIDENTALE DE

RADIAȚII IONIZANTE…………………….......……………………………...

16

4. TEHNICI ȘI ECHIPAMENT DE DETECTARE A RADIAȚIILOR

NATURALE…………………………………………….......................................

21

4.1.

Detecția radiațiilor ionizante. Caracteristicile specifice ale detectoarelor

de radiații nucleare........................................................................................

21

4.2. Analiza radioactivității în principalele componente ale mediului și

materiale de construcție prin spectrometrie gama………………………...

22

5. BAZELE ANALIZELOR RADIOCHIMICE. METODE RADIOCHIMICE

DE DETECTARE A SURSELOR NATURALE DE RADIAȚII.....................

28

4.1. Metodologia efectuării controlului radiologic.............................................. 29

4.2. Determinarea activității specifice alfa/beta sumară...................................... 30

4.3. Determinarea stronţiului radioactiv (90Sr) în produse alimentare……… 32

4.4. Determinarea cesiului radioactiv (137

Cs, 134

Cs) în produse alimentar…….. 34

4.5. Determinarea Cs137

din apa marină............................................................... 35

4.6. Determinarea thoriului (90Th)…………………………………................... 35

4.7. Determinarea Ra226

………………………………………………............... 35

4.8. Determinarea Po210

și Pb210

………………………………………………... 36

4.9.

4.10

Determinarea activității specifice a Uraniului…………………….……….

Determinarea concentrațiilor de radon……………………………………

36

37

5. DEBITUL DOZEI GAMA ABSORBITE ÎN AER............................................ 40

BIBLIOGRAFIA………………………...………………………………............ 44

4

1. INTRODUCERE. ACTUALITATEA MONITORIZĂRII SURSELOR

NATURALE DE RADIAȚII

În jurul anului 1896, Henri Becquerel, ocupându-se cu studiul acțiunii

luminii asupra unor substanțe, precum și fosforescența sărurilor de uraniu, a

împachetat un fragment de rocă ce conținea uraniu (o sare de uraniu) într-

o hârtie neagră și a plasat-o într-un dulap în care se aflau și câteva plăci

fotografice. Ulterior, developând plăcile, a observat că pe acestea se imprimase

foarte exact conturul pietrei respective. După mai multe experimente, a decis că

este vorba de un fenomen nou, care a primit numele de radioactivitate naturală și

care constă în proprietatea unor substanțe: uraniu, radiu, poloniu de a emite, fără

vre-un motiv, radiații. Proprietăți similare posedă și razele Röntgen, descoperite

anterior.

Din moment ce a apărut viața pe Terra, populația a fost expusă mereu la

sursele naturale de radiații din mediul ambiant. Concomitent, radiațiile ionizante

naturale au contribuit considerabil în evoluția formelor de viață de pe Pământ.

Comitetul Științific al Organizației Națiunilor Unite a propus și a elaborat metode

de estimare a riscului expunerii populației la sursele naturale de radiații ionizante

globale prin calcularea dozei efective medii anuale individuale, care constituie

circa 2,4 mSv.

Suplimentar, omul a fost supus şi altor expuneri de radiaţii. Astfel,

investigaţiile medicale (radioscopii, radiografii, tratamente radiologice) contribuie

la expunerea omului la radiaţii mult mai puternice decât cele naturale.

Sursele naturale de radiații ionizante acționează permanent asupra

populației. Circa 82% din dozele de radiații absorbite de către om, provin din

radioactivitatea naturală, cum ar fi cea cosmică, terestră, radiații de emisie. În

ultimii ani, au fost efectuate mai multe studii internaționale, care au raportat

diverse valori, în ceea ce privește efectul radiațiilor de fond asupra sănătății umane.

5

În mod natural, materialele radioactive, în general, conțin radionuclizi de origine

terestră, rămase de la crearea pământului [1].

Pentru a evalua efectele radiațiilor ionizante asupra substanței și

organismelor vii, se folosește termenul de "doză". Doza absorbită reprezintă

raportul dintre energia transmisă de substanța radioactivă și greutatea substanței.

Unitatea de măsură a dozei absorbite se consideră – Gray (1 Gy = 1 J/kg).

Pentru a evalua impactul radiațiilor asupra organismelor vii, utilizând o doză

echivalentă, calcularea căruia ia în considerare faptul că radiațiile ionizante posedă

diferite tipuri de energie și ulterior influența asupra organismului este diferită.

Unitatea de doză echivalentă în sistemul SI este Sievert (Sv) [2].

2. CARACTERISTICA SURSELOR NATURALE DE RADIAȚII

IONIZANTE

Cele mai importante componente ale expunerii la radiații sunt: radiația

cosmică, terestră și radonul din interior. Fiecare dintre aceste componente prezintă

o variabilitate geografică și temporară de expunere, în special, la radonul din

interior fiind cele mai variabile și, de asemenea, acționează asupra sănătății

populației. În cazul radiației cosmice, acțiunea dozelor radiațiilor ionizante

influențează asupra schimbărilor climaterice ale mediului. În cazul radiației

naturale terestre, aceasta este mai mult orientată spre acțiune asupra sănătății

populației [3].

Radiațiile sunt mereu prezente în tot ce ne înconjoară, în mod natural în aer,

sol, apă și hrană. Viața a evoluat într-o atmosferă cu conținut semnificativ de

radiații ionizante, în urma căreia, corpurile omenești s-au adaptat la radiațiile

ionizante. Mai mult de șaizeci de radionuclizi pot fi găsiți în mediul înconjurător și

pot fi împărțiți în trei categorii generale: primordiali, care s-au format înainte de

crearea pământului; cosmogeni, care s-au format ca urmare a interacțiunilor cu

razele cosmice și antropogeni, care se formează datorită acțiunilor umane, ultimii

sunt întâlniți în cantități mici, în comparație cu cei naturali.

6

Nu există nici un loc pe pământ, în care ar fi lipsit radioactivitatea naturală [4].

2.1. Radiația cosmică

Radiația cosmică, numită și „radiație cosmică de fond”, este radiația de

natură corpusculară provenită direct din spațiul cosmic („radiație cosmică

primară”) sau din interacțiunile acesteia cu particulele din atmosferă („radiație

cosmică secundară”). Deci, radiația cosmică nu reprezintă un câmp

electromagnetic, fascicule sau raze de particule elementare, ci de particule

individuale. Radiația cosmică străbate atmosfera și ajunge la suprafața Pământului.

Intensitatea ei variază în funcția de altitudine. De pildă la, înălțimea de 3000 m

este aproximativ de trei ori mai mare decât la nivelul mării. Energia inițială a

particulelor încărcate constituie un spectru larg – de la câțiva electron volți (eV) –

până la aproximativ 1.020 eV. Ulterior pătrunzând în atmosferă radiațiile cosmice

pierd din energia sa. Scutul protector al atmosferei și câmpul magnetic al

Pământului împiedică componentele radiației să penetreze atmosfera [5].

Radiațiile de origine cosmică, provenite din galaxia noastră, sau din afara ei,

sunt relativ constante cantitativ. Numărul particulelor cosmice care intră în

atmosfera pământului este afectat de câmpul magnetic al acestuia, dar și de

atmosfera terestră. Radiația cosmică, în interacțiune cu atmosfera, produce o

radiație cosmică secundară, precum și un număr mare de radionuclizi – numiți și

cosmogeni.

Radiația cosmică depinde puțin de latitudine, fiind, totuși, mai crescută la cei

doi poli. Datorită puterii mari de penetrare a radiației cosmice prin clădirile

obișnuite, nu se poate face mare lucru pentru micșorarea contribuției acesteia la

doza de expunere a omului. Personalul navigant și călătorii, care participă la zborul

cu avionul, primesc o doză de expunere suplimentară de peste 10 ori mai mare,

datorită altitudinii [6].

Atmosfera terestră este prima componentă terestră care interacţionează cu

undele electromagnetice, cea mai mare cantitate fiind cele solare. Calitatea aerului

7

pe care îl respirăm, temperaturile pe care le suportăm, fenomenele de ionizare din

corpul nostru sub acţiunea razelor solare – toate ne cer o mai mare atenţie decât de

obicei.

În lista radionuclizilor de origine cosmogenă trebuie menţionaţi: 14

C, 7Be,

3H,

22Na. Tritiul

3H este produs natural de către componenta neutronică a razelor

cosmice în reacţie cu azotul atmosferic, cu o medie în emisfera Nordică de 5 unităţi

de tritiu (TU). Tritiul este în mare măsură dispersat în atmosferă ca vapori de apă,

provenind de la interacţiunile razelor cosmice şi ca produs al activităţii nucleare.

Tritiul devine parte a ciclului biologic şi este prezent în precipitaţii şi în apele de

suprafaţă de unde poate fi regăsit în sistemul apelor subterane. Urmare a testelor

nucleare efectuate în atmosferă până în 1963, conţinutul în precipitaţii a atins

câteva mii de unităţi de tritiu. Între 1963 şi 1966 s-a produs o oprire totală a

testelor. Din 1967 până în 1980 au fost efectuate teste nucleare numai în China şi

Franţa. Începând cu anul 1980, nu au mai avut loc testări nucleare în atmosferă.

Emisiile combinate ale surselor naturale şi antropogene conduc la un inventar

global de 53 × 1018 Bq, ceea ce este cam de 50 de ori mai mare decât nivelul

tritiului datorat numai surselor naturale. S. Okada şi N. Momoshima (1993) au

estimat că nivelurile curente ale tritiului în apa de suprafaţă, de adâncime şi în

precipitaţii sunt cuprinse între 0,1; 8,0 Bq/L. Bazându-se pe aceste concentraţii

autorii estimează că nivelul tritiului în corpul uman poate constitui 1,7 Bq/L.

Totodată, Izotopul radioactiv al carbonului 14

C este prezent în corpul uman în

cantităţi foarte mici, comparativ cu izotopii stabili 12C şi

13C, (1 atom la 1012 atomi

de carbon stabil) [Mărgineanu Romul-Mircea și colab. 2012].

Radiația solară. Radiația solară prezintă atât radiaţia din câmpul vizibil, cât și

radiaţii infraroşii, ultraviolete, Röntghen și gama, în diverse cantități X şi γ.

2.2. Radiația terestră

Radiațiile terestre ale elementelor naturale radioactive, ce se conțin în sol

materiale de construcție, vegetație și în apă (uraniu, toriu) contribuie în medie cu

8

circa 0,28 mSv/an la formarea dozei de expunere a populației. Sursele radiației

terestre variază semnificativ de la o zonă la alta. Produsele lor de dezintegrare sunt

omniprezente. Unele dintre aceste substanțe sunt ingerate cu alimente și apă, iar

altele, cum ar fi radonul, sunt inhalate.

Sursa principală a radiației terestre o constituie uraniu și produșii de

descompunere ai uraniului: toriu, radiu și radon.

Radonul este una dintre sursele principale de radiații naturale, în special din

sol și reprezintă a doua cauza principală a declanșării cancerului pulmonar, prima

fiind fumatul [7].

Materialele din care este constituită scoarța terestră conțin substanțe

radioactive. Se consideră că energia rezultată din această radioactivitate naturală,

din adâncul Pământului, contribuie la mișcările scoarței terestre.

Radiația de origine terestră este dată de radionuclizii prezenți în scoarța

Pământului, fie de la formarea acestuia și sunt cunoscuți sub numele de

radionuclizi primordiali, precum: potasiu-40, uraniu-238, uraniu-235, toriu-232, fie

apăruți prin dezintegrarea ultimilor trei, numiți radionuclizi secundari; timpul de

înjumătățire (durata de viață) fizică, prescurtat Tf, al radionuclizilor naturali se

situează între 10-7

s pentru plumb – 212 și 1018

ani pentru bismut-209.

Potasiu-40 este cel mai important radionuclide natural, cu cca 120 părți per

milion (ppm) din elementul natural stabil, adică 0,0118% din elementul potasiu și

care, prin radiațiile sale beta și gamma emise, este responsabil de o mare parte din

doza de expunere a omului la radiația naturală.

Uraniul este dispersat în apă, în sol și în unele roci în concentrații mici. Acolo

unde atinge 1500 ppm (1,5 g/kg) într-un zăcământ, devine economic de exploatat

și folosit ca substanță energetică nucleară. Cei trei radionuclizi naturali, uranium-

238, uranium-235 și thorium-232 reprezintă capetele a trei serii radioactive

naturale, cu cca 35 radionuclizi secundari (descendenți), ajungând în final, prin

dezintegrări succesive, la elementele stabile plumb-206, plumb-207 și plumb-208.

9

Printre radionuclizii secundari cu importanță radiobiologică mare pentru

organismele vii sunt: radiu-226, radiu-228, plumb-210, polonium-210 cu Tf mare,

dar și radon-222/ radon 220 (fiind descendent al toriului este numit și toron), sub

formă de gaze, cu Tf de numai câteva zile. Radonul-222 și radonul-220, cu

descendenții lor, ajungând cu ușurință în atmosferă (și în locuințele noastre), se

fixează pe particulele de praf din atmosferă, sunt inhalați de om și, datorită

particulelor alfa emise, acționează la nivelul structurilor fine ale alveolelor

pulmonare, cu efecte nedorite, evidențiate mai ales la mineri.

Radiațiile gamma, emise de radionuclizii existenți în sol, în aer, în apă, în

vegetație sau în materialele din care sunt construite locuințele, iradiază întregul

organism al omului. Dozele sunt dependente, ca ordin de mărime, de geologia

ținutului, de structura clădirilor, dar și de timpul de staționare a omului în locuință

sau în aer liber. Suma expunerilor gamma, din locuință și din afara ei, pentru

fracțiunea de timp petrecut în locuință de 80%, conduce la o doză efectivă de 460

µSv pe an în cazul României [7, 22].

Circa 100 000 neutroni ai radiației cosmice și 400 000 particule ale radiației

secundare penetrează fiecare individ, în medie, într-o oră. Din aerul liber circa

30 000 de atomi radioactivi (radon, toron, polonium, plumb și bismut) se

dezintegrează, în fiecare oră, în plămâni, dând naștere atât particulelor alfa și beta,

cât și a radiației gamma. Din alimente, circa 15 000 000 atomi de potasiu-40 se

dezintegrează, în fiecare oră, în interiorul organismului uman, cu emisie de

particule beta cu energie mare și radiației gamma. Circa 7000 de atomi de uraniu

natural se dezintegrează într-o oră în organismul nostru cu emisie de radiații alfa,

beta și gamma. Din sol și materialele de construcție a locuinței noastre peste

200 000 000 particule de radiație gamma trec prin fiecare dintre noi, într-o oră.

În prezent, materialele de construcție sunt analizate de specialiștii în igiena

radiațiilor, fiind interzise de către Ministerul Sănătății cele cu radioactivitate

naturală crescută. Există, totuși, construcții în mediul rural, mai ales în apropierea

10

zonelor de exploatare uraniferă, cu conținut radioactiv natural crescut, care

conduce la mărirea dozei de expunere la radiații naturale.

În toate componentele mediului, inclusiv în organismul uman, sunt prezenți

radionuclizi naturali precum: potasiu-40, descendenții uraniului și toriului (radiu-

226, radiu-228, radiu-224, plumb-210, polonium-210), care prezintă radiotoxicitate

sporită alături de carbon-14 și hydrogen-3 – radionuclizi cosmogeni. Conținutul în

potasiu-40, comparativ cu cel al altor radionuclizi naturali, este cel mai ridicat în

sol (cca 500 Bq/kg), în apă (0,15 Bq/l), în vegetație (100-500 Bq/kg) și în alimente

(40-180 Bq/kg). Ca valoare a conținutului radioactiv, potasiu-40 este urmat de

radiu-226, carbon-14 și hidrogen-3 în apă, sol sau în vegetație. În aer, radonul-222

și radonul-220 sunt cei mai frecvenți radionuclizi naturali.

Se estimează că doza efectivă anuală dată de radionuclizii, care pătrund în

organismul uman o dată cu alimentele, constituie cca 230 µSv. Pentru a controla ca

doza efectivă dată de radionuclizii naturali din organismul uman să se situeze sub

cea sus-menționată, toate produsele alimentare și apa potabilă sunt analizate, în

vederea scoaterii din consum a celor cu conținut radioactiv natural crescut.

Doza efectivă totală datorată radiațiilor de origine naturală este, în medie, de

2270 µSv pe an. Se estimează că această doză poate să crească chiar la dublu de la

o localitate la alta, în timp ce diferențele individuale pot fi cu peste un ordin de

mărime mai mari. După UNSCEAR [8], doza efectivă anuală pentru toată

populația Terrei este estimată la 2400 µSv, din care fracțiunea de 1100 µSv este

dată de radiația cosmică și radiația terestră, iar 1300 µSv se datorează radonului și

descendenților săi.

Există unele regiuni pe glob: India, Brazilia, Congo, Suedia, cu un nivel de

expunere la radiația naturală de cca 10 ori mai ridicat, comparativ cu media de pe

glob.

Activitățile diverse ale omului pot determina modificarea locală a

concentrației unor radionuclizi naturali și, ca urmare, pot conduce la creșterea

11

expunerii populației la radiații. Unele din aceste activități constau în transferul din

profunzime la suprafața solului a unor materiale (roci) cu un conținut radioactiv

natural peste media concentrațiilor existente la suprafață, precum: mineritul

radioactiv, exploatările petrolifere și geotermale. Alte activități, ce țin de procesul

tehnologic, pot produce concentrarea substanțelor radioactive în

produse/subproduse sau deșeuri, cum ar fi: industria prelucrării îngrășămintelor

chimice din roci fosfatice, arderea cărbunelui în centrale termoelectrice etc.

Populația limitrofă obiectivului industrial, care prelucrează sau lucrează cu

astfel de materiale, primește o doză de expunere suplimentară considerată încă

redusă, comparativ cu doza naturală. În schimb, personalul care lucrează în aceste

locuri, mai ales minerii din mineritul uranifer, trebuie să fie în atenția celor care

asigură normele de protecție, având în vedere concentrațiile mult mai ridicate în

radionuclizi naturali (mai ales radon-222 și radon-220 cu descendenții lor, liberi

sau fixați pe particule fine de praf) la locul de muncă, care duc la apariția unor

afecțiuni ale plămânilor (fibroză pulmonară) și chiar ale sistemului osos

(osteoporoză). De aici apare necesitatea controlului medical periodic al

personalului expus profesional din obiectivele industrial respective, cu luarea

tuturor măsurilor necesare de asigurare și respectare a normelor de protecție.

2.3. Căile de pătrundere a radionuclizilor în organismul uman și

caracteristica lor

Radionuclizii pătrunși în organismul uman, în funcție de starea lor de

agregare și compoziția chimică sunt metabolizați mai mult sau mai puțin. Astfel,

radionuclizii din compușii insolubili staționează în organism, la nivelul tractului

gastrointestinal, o perioadă de timp corespunzătoare tranzitului, după care sunt

eliminați. Radionuclizii, cu conținut radioactiv mare, prezintă un risc major pentru

organism, prin radiațiile emise, chiar dacă staționează un timp scurt. Uraniul, care

constituie un caz particular, în mediul biologic, în funcție de forma chimică în care

12

se află la pătrunderea în organism, se comportă fie precum elementul calciu, fie

este eliminat repede din organism.

Radionuclizii ajunși în sânge trec apoi în țesuturi, unde sunt fixați sau

eliminați, mai ales prin urină. În funcție de activitatea metabolică a țesutului,

majoritatea radionuclizilor sunt reantrenați în sânge, fiind fixați din nou sau

eliminați. În timp ce stronțiul radioactiv, odată fixat în sistemul osos, este

metabolizat puțin, alta este situația cesiului radioactiv, care fiind fixat mai ales în

organe moi și în sistemul muscular este metabolizat intens, ceea ce conduce la

eliminarea lui destul de rapid din organism.

Substanțele radioactive pot pătrunde în organism pe trei căi:

1. Respiratorie (inhalare) – prin inhalarea aerosolilor încărcați radioactiv

dintr-o atmosferă contaminată;

2. Digestivă (ingestie) – prin ingerarea de apă și alimente contaminate

radioactiv;

3. Cutanată – prin pielea intactă sau lezată.

Pătrunderea radionuclizilor prin intermediul sistemului respirator

Această cale este cea mai periculoasă din cauza suprafeței mari a alveolelor,

care constituie aproximativ 100 m2, ceea ce depășește de 50 de ori suprafața pielii.

În timpul unei zile de muncă omul inspiră circa 20 m3 de aer, pe când apă consumă

numai 2-2,5 litri. Totodată, substanța radioactivă care a pătruns pe această cale se

absoarbe foarte rapid.

Radioactivitatea aerului poate fi condiționată de gaze radioactive de aerosoli,

praf, ceață, fum. Cantitatea de radionuclizi care se va reține în sistemul respirator

depinde de dimensiunea particulelor, de minut-volumul și frecvența respirației.

Soarta de mai departe a radionuclizilor pătrunși în sistemul respirator depinde de

dimensiunile lor, de particularitățile fizico-chimice și de transferabilitatea acestora

în organism. Radionuclizii transferabili, de obicei, timp de zeci de minute, se

13

reabsorb în reabsorb în patul sanguin, nimerind astfel în mediul intern al

organismului. Mai departe, în procesul schimbului de substanțe (metabolismului),

ei se depun în anumite organe și sisteme sau se elimină. Substanțele netransferabile

sau puțin transferabile, care s-au sedimentat pe suprafața căilor respiratorii

superioare, sunt eliminate împreună cu mucusul în nazofaringe, după aceasta pot

pătrunde în sistemul digestiv. Particulele care s-au sedimentat în alveolele

plămânilor sunt captate de fagocite, fiind înlăturate, sau migrează în ganglionii

limfatici regionali, eliberându-se de ele în decurs de câteva luni ori ani, fapt pentru

care considerăm plămânii ca organ critic în cazul inhalării substanțelor

netransferabile sau puțin transferabile ca plutoniul, toriul sau cesiul.

Pătrunderea radionuclizilor prin intermediul sistemului gastrointestinal

A doua după importanță cale este pătrunderea radionuclizilor cu apă și

alimentele. Alimentele pot fi poluate cu substanțe radioactive artificiale, care prin

intermediul lanțurilor biologice nimeresc pe culturile agricole, în organismele

animalelor și în final în produsele alimentare. În cazul pătrunderii în organism a

substanțelor radioactive cu ajutorul apei și produselor, unele segmente ale tubului

digestiv absorb o cantitate mai mare de energie eliberată de particule sau cuante.

Soarta ulterioară a substanțelor radioactive pătrunse în sistemul digestiv depinde de

transferabilitatea lor pentru mediul sistemului digestiv, care se caracterizează prin

diferiți indici ai pH. De exemplu, mulți radionuclizi transferabili alcalini și

transuranici ca plutoniul la pH intestinului se transformă în hidroxizi nesolubili.

Este posibilă și transformarea inversă, când substanțele relativ rău transferabile în

apă, în mediul lichid al tractului gastrointestinal se transformă în componente

transferabile, care ușor sunt absorbite prin intermediul epiteliului intestinal. În

organism pătrund numai o parte din radionuclizii ce au nimerit în sistemul digestiv,

o mare parte dintre ei tranzitează, fiind eliminați din intestin.

14

În timpul aflării radionuclizilor în tractul digestiv are loc iradierea intestinului

și a organelor adiacente, particulele α și β iradiază numai peretele intestinal, pe

când cuantele γ ajung până la alte organe interne amplasate în cavitatea

abdominală și a cutiei toracice. Atât substanțele γ – active netransferabile, cât și

cele puțin transferabile iradiază organele abdominale timp de aproximativ 30 de

ore. Apoi ele sunt eliminate împreună cu fecalele. Acțiunea substanțelor β – active

se limitează aproximativ ca și la cele γ – active. În cazul pătrunderii substanțelor

transferabile o mare parte din ele trece bariera intestinală și cu ajutorul sângelui

sunt repartizate în diferite organe și țesuturi.

Pătrunderea radionuclizilor prin intermediul țesutului cutanat

Cea mai puțin studiată cale privind pătrunderea substanțelor radioactive este

cea prin piele. Pielea intactă până nu demult se consideră ca barieră efectivă

împotriva radiațiilor ionizante. Recent a fost stabilit că radionuclizii ca și alte

substanțe în stare lichidă sau gazoasă pot pătrunde prin pielea animalelor și a

omului foarte rapid în cantități mari. Viteza pătrunderii în organism a vaporilor de

oxid de tritiu și a iodului în stare gazoasă prin intermediul pielii intacte este

comparabilă cu viteza pătrunderii acestor substanțe pe căile respiratorii. Cantitatea

de plutoniu în formă de compuși solubili în apă, care pătrunde în organism în urma

contaminării pielii, nu este mai mică decât în cazul pătrunderii pe cale digestivă. În

cazul băilor cu radon timp de 20 de minute în organism pătrunde prin piele până la

4% de Rn.

Permeabilitatea pielii crește rapid în cazul acțiunii multor factori chimici, spre

exemplu a solvenților cu efect degresant, mai ales în cazul lezării stratului cornos

al pielii, care joacă un rol de barieră. În condiții de producere în cazul prezenței

fisurilor, excoriațiilor, echimozelor crește pericolul de pătrundere a radionuclizilor

în organism prin piele.

O influență considerabilă asupra intensității absorbției subcutanate a

radionuclizilor are temperatura și umiditatea mediului ambiant.

15

Radionuclizii, pătrunși prin intermediul pielii, condiționează pericolul de

iradiere a pielii și a alor organe interne unde sunt transportați pe cale sangvină. În

cazul evaluării iradierii pielii, de obicei, se limitează la determinarea dozelor, care

au fost primite de stratul bazal al pielii aflat la adâncimea de 50-150 µ, unde sunt

concentrate celulele-stem și de proliferare. În ultimul timp s-a stabilit și importanța

calculării iradierii și a straturilor mai profunde ale pielii, în zona hemo- și

limfocirculației, care asigură schimbul de substanțe în celulele pielii.

Leziunile organelor interne produse de radionuclizii care au pătruns prin pieli

nu se deosebesc după caracter de cele care se observă în cazul pătrunderii prin

tractul digestiv sau prin sistemul respirator si sunt legate nemijlocit de doza de

iradiere și de repartizarea în țesuturi și organe.

Resorbția radionuclizilor prin intermediul pielii intacte e mai mică de 200-300

ori decât în cazul pătrunderii prin intermediul tractului digestiv și, de obicei, nu

joacă rol esențial. Excepție fac nitratul de uranil, oxidul de tritiu, iodul. În cazul

lezării pielii substanțele radioactive solubile (transferabile) repede sunt absorbite în

lichidul tisular și în sânge.

Pătrunderea izotopilor radioactivi prin intermediul plăgilor prezintă un pericol

major.

Nimerind în mediul intern al organismului, substanțele radioactive se

repartizează diferențiat în organe și țesuturi.

16

3. CARACTERISTICA SURSELOR ARTIFICIALE ACCIDENTALE DE

RADIAȚII IONIZANTE

SURSELE ARTIFICIALE DE RADIAȚII IONIZANTE

Radioactivitatea artificială este determinată de prezența în mediul ambiant a

unor radionuclizi care își datorează existența activității omului. Cunoașterea de

către om a fenomenelor legate de radioactivitate a început încă la sfârșitul secolului

trecut, dar cucerirea și, deci, stăpânirea imenselor forțe din structura atomului a

fost realizată abia în ajunul celui de-al Doilea Război Mondial. Evident, cele mai

importante activități umane care au dus la contaminarea mediului ambiant cu

substanțe radioactive artificiale sunt, în ordinea amplorii efectelor, exploziile

nucleare în atmosferă și energetica nucleară. În afara acestora, de fapt, toate

aplicațiile fenomenelor nucleare în scopuri practice conduc, conștient sau

accidental, la răspândirea unor substanțe radioactive în mediu.

Principalele surse de poluare radioactivă:

a) Utilizarea practică în industrie, medicină, cercetare a diferitor surse de radiații

nucleare, care, ca materiale radioactive, se pot răspândi necontrolate în mediu.

b) Exploatări miniere radioactive, la extragere, prelucrare primară, transport și

depozitare, pot contamina aerul, prin gaze și aerosoli, precum și apa, prin procesul

de spălare.

c) Metalurgia uraniului sau a altor metale radioactive și fabricarea combustibilului

nuclear, care prin prelucrări mecanice, fizice, chimice poate cuprinde în cadrul

procesului tehnologic și produse reziduale gazoase, lichide sau solide, stocarea,

transportul, eventual evacuarea lor, pot determina contaminarea mediului.

d) Instalațiile de rafinare și de retratare a combustibilului nuclear.

e) Reactoarele nucleare experimentale sau de cercetare, în care se pot produce

industrial materiale radioactive noi.

17

f) Centralele nuclearo-electrice care poluează mai puțin în cursul exploatării lor

corecte, dar mult mai accentuat în cazul unui accident nuclear.

g) Exploziile nucleare experimentale, efectuate îndeosebi în aer sau în apă și subteran,

pot contamina vecinătatea poligonului, cât și întreg globul pământesc, prin

depunerea prafului și aerosolilor radioactivi, generați de ciuperca exploziei.

h) Accidentele în transportul aerian, maritim, feroviar sau rutier a celor mai diverse

materiale radioactive.

Trebuie subliniat că în mod normal, impactul tuturor acestor activități este

mic față de radioactivitatea naturală. Totuși, în situații de accident sau în cazul

bombardamentelor atomice, efectele pe zone mai mult sau mai puțin restrânse sunt

dramatice. Efectuarea numeroaselor teste, peste 1000, mai ales în perioada anilor

1945-1963, cu diverse tipuri de arme nucleare în aer, în apă sau în subteran, a

condus la contaminarea Pământului cu cantități uriașe de radionuclizi. Testele cele

mai contaminante la nivel zonal sau chiar planetar au fost cele realizate pe

suprafața solului (în aer). Era exploziilor a fost inaugurată în 1945, în deșertul

Alamogordo (New Mexico), fiind urmată, la scurt timp, de detonarea celor două

arme nucleare, de la Hiroșima și Nagasaki, din Japonia, pe 6 și respectiv 9 augustin

1945. Cele două explozii nucleare au făcut sute de mii de victime umane – efectele

lor nu au dispărut în totalitate nici în zilele noastre, alături de distrugeri materiale

incalculabile.

Explozia unei arme nucleare eliberează în natură o gama largă de produse

de fisiune și de activare, precum și material nefuzionat (uraniu – 235 sau plutoniu -

239), care sunt transportate în straturile înalte ale atmosferei, ceea ce face ca

această radioactivitate artificială să fie răspândită în toată lumea. De aici

radionuclizii fixați pe particule de praf, în funcție de dimensiuni, revin pe pământ

la diferite perioade de timp după explozie, sub formă de căderi sau depuneri de ploi

radioactive, numite și fall-aut radioactiv.

18

Datorită numeroaselor teste nucleare, evaluările din 1964 arătau că emisfera

nordică prezenta o contaminare radioactivă de 3 ori mai ridicată față de cea sudică,

iar inventarul conținutului de stronțiu-90 din stratosferă se ridică la uriașa activitate

de 5*1017Bq. În aceeași situație se află și cesiul-137, în timp ce pe sol s-au depus

cca 3 tone de plutoniu-239. Radioactivitatea depunerilor atmosferice a scăzut

treptat după 1963 (odată cu semnarea Tratatului de interzicere a experiențelor cu

arme nucleare).

Posibil, cel mai controversat aspect al expunerii la radiații este legat de

energetica nucleară. Riscul pentru sănătate în cazul funcționării tehnologice

normale a unor astfel de unități este minor. Expunerea totală datorată tuturor

accidentelor grave, care au avut loc până în prezent, inclusiv accidentul de la

Cernobîl, echivalează cu doar 20 de zile de expunere la fondul natural după cum

menționează raportul UNSCEAR, 1993.

Alături de radiațiile nucleare cele mai cunoscute (alfa, beta și gama), emise în

timpul dezintegrării radioactive, mai există radiațiile X (Roentgen), precum și

electronii sau neutronii, care iau naștere în aparate generatoare de radiații precum:

aparatul Roentgen, acceleratorul de particule, ciclotronul, betatronul, dar numai pe

timpul funcționării instalației respective. Radiațiile obținute din aceste instalații

sunt utilizate în medicină, mai ales, pentru diagnostic și tratament.

Cele mai importante activități umane care au dus la contaminarea mediului

ambiant cu substanțe radioactive artificiale sunt exploziile nucleare în atmosferă și

energetica nucleară. Descoperirea fisiunii nucleare, în anul 1939, a dus destul de

rapid la implicații și consecințe nemaiîntâlnite pentru omenire și anume: arma

nucleară, motorul pentru propulsie și mai apoi centrala nucleară electrică. În urma

fisionării (scindării) unui atom greu de uraniu, produsă de un neutron, rezultă

energie, peste 250 de radionuclizi de fisiune și de activare, precum și neutroni de

fisiune care, prin interacțiune cu alți atomi de uraniu, produc noi fenomene de

fisiune, ceea ce poate conduce la autoîntreținerea reacției. Radionuclizii rezultați

19

constituie o puternică sursă radioactivă, care se produce atât în urma exploziei

nucleare, cât și în reactorul utilizat pentru propulsie sau pentru obținerea curentului

electric; la acestea se adaugă uzina de tratare a combustibilului nuclear uzat.

Radionuclizii artificiali posibili de a ajunge în mediul ambiant sunt în ultima

instanță rezultatul unuia din cele două procese nucleare importante în aplicații:

fisiunea și fuziunea nucleară.

Fisiunea nucleară este procesul prin care un nucleu se rupe (spontan sau nu)

în două (sau mai multe) fragmente. Din procesul de fisiune nucleară rezultă diferiți

radionuclizi. Ei pot apărea direct (produse de fisiune) sub forma fragmentelor

respective sau pot fi rezultatul ciocnirii inelastice a neutronilor cu nucleele

combustibilului ori al altor materiale prezente în reactor (produse de activare). La

iradierea suplimentară se consideră folosirea fisiunii nucleare de către om, mai

întâi sub forma exploziilor nucleare din atmosferă, apoi sub forma fisiunii nucleare

controlate din reactorul nuclear.

Fuziunea nucleară este procesul invers fisiunii, când mai multe nuclee se

unesc, formând un nucleu mai mare. Ca și în cazul fisiunii și prin fuziune se degajă

energie, procesul fiind de mare interes, cu atât mai mult în prezent, când problema

energiei este atât de actuală. Acest proces are loc cu nuclee ușoare, pentru care este

exoenergetic. Asemenea procese au loc pe Soare (atomii de H și Deuteriu se unesc

formând Heliu). Procesul este greu de produs datorită respingerii electrostatice

dintre nuclee.

Radiațiile din surse artificiale sunt utilizate în diverse ramuri ale economiei:

în controlul unor procese industriale și al calității produselor, în scop de diagnostic

și tratament medical uman și veterinar, în cercetări din biologie, medicină,

agricultură etc., în sterilizarea unor produse farmaceutice și în conservarea unor

produse alimentare, etc.

Radiația de origine artificială este pe larg folosită în industrie, în primul rând

în controlul proceselor și al calității produselor, în scopuri diagnostice în

20

stomatologie și în medicina veterinară, și, în sfârșit, ca mijloc important de studiu

în colegii, universități și altele. În consecință, există un număr considerabil de mare

de persoane expuse la radiație ionizantă în procesul muncii lor, în plus față de cele

din medicină sau din industria energetică nucleară. Multe persoane sunt expuse la

radiații ionizante provenind de la o serie de surse artificiale sau de la sursele în

condiții artificiale. Între aceste surse se includ ceasurile luminate cu substanțe

radioactive, receptoarele de televiziune și călătoriile cu avionul care constituie un

avantaj al vieții moderne.

Caracteristica tipurilor de surse utilizate în Republica Moldova

În Republica Moldova sursele radioactive sunt folosite în următoarele

domenii:

în medicină – pentru radiodiagnostic și radiologia intervențională, procedeele

radioterapeutice și investigațiile de medicină nucleară;

în agricultură și în cercetările științifice – pentru iradierea plantelor,

produselor cerealiere, studierea variabilității genetice;

în industria poligrafică – pentru neutralizarea câmpurilor electrostatice, în

industria alimentară și a materialelor de construcție – pentru măsurarea nivelelor

materiei prime.

Sursele de radiații ionizante cu activitate înaltă sunt amplasate în cadrul

următoarelor categorii de obiecte:

- instituții medicale, secții de radioterapie, unde se exploatează instalații de

gama-terapie în scopul tratamentului tumorilor la pacienți. Sursele utilizate în

instalații sunt amplasate în încăperi închise, dotate cu sisteme de semnalizare

automată în funcțiune și bariere staționare de protecție;

- obiective pentru stocarea și condiționarea surselor și a deșeurilor radioactive,

unde sursele gama de capacitate înaltă și deșeurile radioactive sunt păstrate în

condiții adecvate, este asigurată securitatea surselor și sistemul de semnalizare.

21

Pentru fiecare lot de deșeuri radioactive sunt perfectate pașapoartele de predare la

stocare. Personalul este instruit în domeniul radioprotecției;

- laboratoare științifice, unde instalațiile de capacitate înaltă sunt folosite

pentru cercetările științifice în scopul iradierii culturilor agricole și obținerea

soiurilor înalt productive.

4. TEHNICI ȘI ECHIPAMENT DE DETECTARE A RADIAȚIILOR

NATURALE

4.1. Detecția radiațiilor ionizante. Caracteristicile specifice ale

detectoarelor de radiaţii nucleare

Principii de detecție: La trecerea radiației prin substanță, aceasta din urmă

absoarbe o cantitate de energie, ceea ce duce la apariția unor schimbări, acest fapt

fiind utilizat pentru înregistrarea radiației. În majoritatea cazurilor, pentru detecția

radiațiilor nucleare încărcate, se utilizează procesele de ionizare sau de excitare a

atomilor sau a moleculelor mediului detectorului. După efectele pe care radiațiile

nucleare le produc, la trecerea prin substanța dispozitivele de detecție se împart în:

√ detectori, bazați pe ionizări în substanțe gazoase (camere de ionizare,

contor proporțional, contor Geiger-Müler) sau în substanțe solide (detectori cu

semiconductori);

√ detectori bazați pe impresionarea emulsiilor fotografice datorită ionizării

(plăci nucleare, filme dozimetrice);

√ detectori, bazați pe apariția, prin ionizare, a unor centre de condensare a

vaporilor (camere cu ceață);

√ detectori bazați pe emisia de lumină a atomilor sau moleculelor excitate (contor

cu scintilație);

√ detectori bazați pe efectele termice ale radiațiilor, măsurate prin metode

calorimetrice;

22

√ detectori, bazați pe formarea unor bule, la trecerea particulelor încărcate

prin fluide supraîncălzite (camere cu bule);

√ detectori, bazați pe disocierea chimică indusă de radiații, etc; Foarte multe

tipuri de detectori nu sunt, de fapt, altceva decît niște traductoare de

radiație;

√ detectori cu semnal electric, se utilizează numai împreună cu o aparatură

electronică adecvată.

Caracteristicile specifice ale detectoarelor de radiaţii nucleare:

√ amplitudinea impulsului de ieşire;

√ viteza de numărare prezintă raportul dintre numărul total de impulsuri şi timpul

de măsurare;

√ puterea de rezoluţie – numărul de impulsuri de ieşire în unitatea de timp;

√ eficacitate – raportul dintre numărul de particule, ce dau impulsuri la ieşire şi

numărul de particule incidente;

√ selectivitate faţă de radiaţie, volumul sensibil al detectorului [9].

4.2. Analiza radioactivității în principalele componente ale mediului și

materiale de construcție prin spectrometrie gama

Analiza radioactivității în componentele mediului prin utilizarea

complexului beta/gama spectrometric – 2000. Complexul beta – gama

spectrometric – 2000, destinat măsurătorilor activităţii radionuclizilor, este folosit

în laboratoarele industriei nucleare și producerea radiochimică, la punctele de

control vamal, servicii de monitorizare a mediului, în scopuri sanitare de

supraveghere şi monitorizare în SSSSP. În componenţa sa complexul include

calculatorul cu circuitele de măsurare, un analizor de amplitudine (sensor), bazat

pe un convertor analog-digital (ADC) spectrometric și un software de gestionare a

tuturor regimurilor de măsurare, prelucrare și înregistrare a rezultatelor. În acest

aspect activitatea unui radionuclid în probele investigate este determinată prin

tratarea nivelului spectrului din spectrogramă, pe un monitor al PC cu ajutorul unui

23

program software "PROGRESS – 2000". Pachetul software " PROGRESS – 2000"

ne permite să controlăm funcționalitatea fiecărui canal de măsurare, să analizăm

spectrograma și să identificăm radionuclizii şi activitatea lor în probele investigate

în eșantion, după care se calculează marja erorilor de măsurare și măsurătorile de

activitate conform jurnalului.

Programul computerizat "Progres" poate fi integrat în orice program modern,

cu un editor de text sau baze de date. Pentru a descrie şi/sau a reda un program

spectrometric nu sunt necesare cadre profesioniste (programişti), ci doar de

cunoaştere suficientă a sistemului operaţional de bază. Sistemul este simplificat

astfel ca să permită oricărui utilizator să analizeze spectrele pentru redarea

rezultatelor finale [10].

Pentru procesarea spectrelor sunt folosite atât metode clasice, cât și originale,

bazate pe minimizarea incertitudinii de măsurare, ce permite folosirea

detectoarelor cu rezoluție redusă pentru investigarea şi procesarea în strat subţire și

procesarea spectrelor alfa şi beta în strat gros. Programul computerizat “Progres”

este prevăzut şi capabil să funcţioneze concomitent pe două canale: gama şi beta.

Programul computerizat "Progres" într-un anumit interval de timp determinat,

repetă automat prelucrarea şi procesarea activităţii spectrului, astfel utilizatorului îi

revine funcţia de a urmări doar cum se micşorează pe parcursul timpului

incertitudinea rezultatelor măsurătorilor efectuate. Toate acțiunile utilizatorilor,

spectrele măsurate și rezultatele sunt stocate automat în registrul de lucru – baza de

date existentă prin intermediul softului (Microsoft Access).

Pentru a reprezenta rezultatele stocate în registrul de lucru sunt utilizate

diferite protocoale. De regulă, raportul (protocolul) reflectă cerințele unui oarecare

document normativ de reglementare pentru realizarea și analizarea rezultatelor.

Fiecare protocol este un model potrivit căruia se realizează selectarea rezultatelor

din baza de date, media acestora fiind analizată și comparată cu standardele

24

existente. Ca urmare, protocolul generează un document care este plasat într-un

editor de text Microsoft Word pentru editare și imprimare [11].

În cadrul Serviciului de Supraveghere de Stat al Sănătăţii Publice prin

intermediul Centrului de Radioprotecţie (CRP) al Centrului Naţional de Sănătate

Publică (CNSP), se derulează un program standard de supraveghere a

radioactivităţii componentelor mediului zilnic:

AER – prin determinarea activităţii beta globale a aerosolilor şi a depunerilor

atmosferice (umede şi uscate), precum şi prin măsurarea continuă a debitului de

doză gama externă absorbită;

APĂ – prin determinarea activităţii beta globale a apei din surse de suprafaţă

şi profunzime (sonde arteziene).

VEGETAŢIE (cu perioada de prelevare în lunile aprilie – octombrie) – prin

determinarea activităţii beta globale, prin metoda spectrometrică;

SOL (cu perioada de prelevare pe toată perioada anului, mai puţin perioada

rece când solul este acoperit cu zăpadă) – prin determinarea activităţii beta globale

a 137

Cs.

Astfel, monitorizarea radioactivităţii mediului este realizată prin

măsurători spectrometrice, beta globale şi dozimetrice pe factorii de mediu [12].

Analiza radioactivității principalele componente ale mediului prin utilizarea

complexului beta, gama spectrometric de tip modern

Echipamentul utilizat: Sistem spectrometric gama de înalta rezoluție, cu

detector tip HPGe Ortec, care posedă eficacitate relativă de detecție de 30%,

rezoluția energetică – 2,3 keV la energia de 1332 keV a 60

Co.

Pentru a reduce fondul natural din spectrul gama al probei, detectorul este

plasat într-un ecran de Pb, cu grosimea de 10 cm, căptușit cu folii de Sn (1 mm) și

Cu (1,5 mm). Rata de numărare a impulsurilor electrice în spectrul fondului natural

(domeniu de energie 20 - 2800 keV, timp de măsurare 24 h) este de 1,2-1,7

impulsuri/secundă.

25

Performanțele analitice ale gama spectrometrici:

1. Tipul de radionuclizi din principalele componente ale mediului care pot fi

investigați prin spectrometria gama:

• Radionuclizii artificiali: 137

Cs, 60

Co, 241

Am, etc.

• Radionuclizi naturali: produși ai dezintegrării din seriile radioactive ale

238U –

226Ra și

232Th;

235U;

40K;

7Be.

Masa probei: ~ 10 - 200 g (probe solide);

Volumul probei: 100 ml - 1 l (probe lichide).

2. Tipul de elemente, investigate în probe ale componentelor mediului în baza

metodei de analiză instrumentala prin activare cu neutroni (fără prelucrări chimice

ale probelor): Ag, As, Au, Ba, Br, Ca, Cd, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, Hg, K, La,

Lu, Mo, Na, Nd, Ni, Rb, Sb, Sc, Se, Sm, Sr, Tb, Th, U, W, Yb și Zn.

Masa probei: ~ 10 - 150 mg (probe solide).

Activitatea minimă detectabilă (AMD) în măsurarea radioactivității: 137

Cs, în apă,

volumul 1l (geometrie Marinelli); este de 0,090 Bq – 0,072 Bq iar pentru

radiactivitatea 137Cs, în apă, volumul 150 cm

3 (geometrie cilindrică tip Sarpagan).

Limitele de detecție în analiza prin activare cu neutroni sunt:

0,1 μg/kg (0,1 ppb) − 10 g/kg (1 %), în funcție de tipul elementului și matricea

probei.

Descrierea metodei. Spectrometria gama este o tehnică nucleară utilizată pentru

determinarea radionuclizilor emițători de radiații gama, prezenți în diferite tipuri de

probe.

Etapele analitice:

• identificarea radionuclizilor (analiza calitativă);

• determinarea activității/concentrației de activitate a radionuclizilor identificați,

exprimată în Bq, respectiv Bq/kg sau Bq/l (analiza cantitativă).

Analiza radioactivității naturale în probe de mediu prin spectrometrie

gama cu fond diminuat. Spectrul gama al fondului natural din laborator se

26

datorează în principal radionuclizilor din seriile radioactive uraniu-radiu (238

U-

226Ra) și toriu (

232Th), precum și radionuclidului

40K. Variațiile temporale aleatorii

ale radonului în spectrul fondului natural din laborator impun măsurarea alternativă

a probei și a fondului, în special în cazul probelor cu nivel scăzut al radioactivității

naturale. Durata de măsurare, pentru probe și fondul natural, este de 24 de ore.

Pentru analiza 226Ra, probele se închid etanș și se măsoară după 3-4 săptămâni,

pentru a se realiza echilibrul radioactiv între 226Ra și descendentul său gazos

222Rn

(radon). Prin spectrometrie gama se măsoară radionuclizii 214Pb și

214Bi,

descendenți ai radonului. Concentrațiile elementelor U, Th și K în probe se pot

determina prin măsurarea radioactivității 238

U, 232

Th și 40

K.

Analiza prin activare cu neutroni. Analiza prin activare cu neutroni (NAA)

este o tehnică analitică, bazată pe producerea în probă, prin reacții nucleare de

activare cu neutroni a unor radionuclizi emițători de radiații gama. Activitatea

radionuclizilor produși este direct proporționala cu numărul de nuclee din reacție,

deci cu masa/concentrația elementelor activate în probă. Analiza prin activare cu

neutroni instrumentală (INAA) se realizează fără prelucrări chimice ale probelor

înainte sau după iradiere (metoda nedistructiva).

Controlul calității se realizează prin: utilizarea de materiale de referință

certificate și participarea periodică la teste de capabilitate și exerciții de

intercomparare, organizate la nivel internațional de Agenția Internațională pentru

Energie Atomică și Institutul de Chimie și Tehnologie Nucleară din Varșovia,

Polonia cât și participarea la exerciții de comparare interlaboratoare.

Recoltarea probelor pentru efectuarea investigaţiilor de laborator

Aerosoli atmosferici. Recoltarea probelor de aerosoli este realizată zilnic,

efectuându-se aspiraţii pe teritoriul arondat, conform orelor de activitate.

27

Filtrele prelevate sunt pregătite prin ardere în laborator apoi se determină

nivelul global al radioactivităţii naturale şi artificiale, prin metoda spectrometriei

gama.

Depuneri atmosferice totale şi precipitaţii atmosferice. Recoltarea probelor

de depuneri atmosferice totale sunt prelevate ocazional (ploaie, zăpadă) şi sunt

măsurate în ziua recoltării, determinându-se activitatea beta globală imediată, cât şi

după 5 zile de la colectare, determinându-se nivelul global al radioactivităţii

artificiale prin metoda spectrometriei gama.

Apa din râuri sau lacuri. Recoltarea probelor de apă se realizează conform

programului şi sunt transportate la CNSP, CRP pentru investigaţii ulterioare prin

gamaspectrometrie.

Sol. Recoltarea probelor de sol se realizează conform programului de lucru al

CRP, pe tot parcursul anului mai puţin în zilele când solul este acoperit cu zăpadă.

În luna iunie, se recoltează o probă anuală de sol de pe o suprafaţă necultivată de

10x10x5 cm3, care se pregăteşte prin (uscare, majorare și cântărire), iar apoi se

investighează prin metoda de spectrometrie gama.

Vegetaţie. Recoltarea probelor de vegetaţie se realizează, începând cu luna

aprilie până în luna octombrie inclusiv. Probele prelevate sunt măsurate după 5 zile

de la ziua recoltării, determinându-se activitatea beta globală. În luna iunie se

prelevează o probă de vegetaţie spontană de pe suprafaţa de 1 m2, care se

pregăteşte şi se investighează prin metoda gamaspectrometrică, iar în luna iulie se

prelevează o probă de vegetaţie comestibilă (grâu) de pe suprafaţa de 1 m2 [13].

28

Fig. 1. Procesul de dezintegrare a uraniului-238.

5. BAZELE ANALIZELOR RADIOCHIMICE. METODE RADIOCHIMICE

DE DETECTARE A SURSELOR NATURALE DE RADIAȚII

Radiochimia este o ramură a chimiei care studiază elementele radioactive.

Printre problemele acesteia putem enumera: schimbul izotopic, procesele chimice

inițiate de transformările nucleare și de radiații, chimia elementelor care nu au

izotopi stabili, chimia proceselor nucleare, metodele de obținere a izotopilor

radioactivi și a compușilor marcați.

Analizele radiochimice dețin un rol primordial în radiologie pentru

identificarea și determinarea conținutului de radionuclizi în obiectele mediului

ambiant, produsele alimentare și în probele biologice. Aceste date sunt folosite în

evaluarea situației radiologice și a dozelor de expunere a populației.

Toate elementele radioactive sunt instabile, dar perioada de dezintegrare a

acestora este diferită. De exemplu, particulele din nucleul unui atom de uraniu-238

(cu 92 de protoni si 146 neutroni) sunt doar în stare să se grupeze împreună. În cele

238

U

234Th

234Pa

24 zile

234

U

230Th

1,17

min

250000 ani

80 000 ani

226Ra

1602 ani

222Rn

218Po

214Pb

3,8 zile

3

min

214Bi

214Po

19,7

min

210Pb

210Bi

210Po

206Pb

Stabi

l

22 zile

5 zile

27 min

160 µsec

13

8

zil

e

Alpha

dezintegrar

e

Beta

dezintegrar

e

Gamma

dezintegrar

e

4,5

billion

ani

Lanțul de dezintegrare a Uraniului 238

radioactiv

29

din urmă, un mănunchi de doi protoni și doi neutroni se va rupe și va lăsa atomul

ca o particulă alfa, transformând uraniul-238 în thoriu-234 (cu 90 de protoni și 144

neutroni). Dar, thoriu-234 este instabil și se transformă printr-un proces diferit.

Prin emiterea electronilor de mare energie sub formă de particule beta și

transformarea unui neutron într-un proton, devine protactiniu-234, cu 91 de protoni

și 143 neutroni. Acesta, la rândul său, este extrem de instabil și se transformă în

uraniu-234, și astfel atomul devine purtător de particule și se transformă în

continuare până la formarea plumbului-206, cu 82 de protoni si 124 neutroni, care

este stabil. Există mai multe astfel de secvențe de transformare sau dezintegrare

radioactivă (fig. 1) [14].

5.1. Metodologia efectuării controlului radiologic.

Componentele realizării investigațiilor radiologice:

Prelevarea și transportarea mostrelor pentru analiză;

Evaluarea preliminară a corespunderii probelor biologice conform criteriilor

radioprotecției (determinarea activității alfa, beta și sumară);

Cercetarea componenței radionuclizilor (control strict);

Evaluarea calității probelor investigate după indicatorii radiologici.

Etapa I

Înainte de prelevarea probei, se măsoară fondul gama cu ajutorul dozimetrului

portativ și valorile sunt înregistrate în actul de prelevare;

Se înregistrează locul și modul prelevării probei. Dacă radionuclizii sunt de

scurtă durată atunci o mare importanță o are și timpul de prelevare a probei până

la măsurare;

Pentru a evita sorbția microcantităților de radionuclizi, o importanță mare o are

vesela în care se prelevează proba. De pildă, pentru apă se folosește vesela din

material polimeric;

Proba de apă selectată, trebuie să fie acidulată cu HCl sau HNO3 tot pentru

30

evitarea sorbției microcantităților de radionuclizi;

Proba este însoțită de etichetă și actul de prelevare a probei, care conține toată

informația necesară pentru identificarea sursei: data și ora prelevării probei,

scopul, adresa sursei și familia persoanei responsabile [15].

Etapa II

Măsurarea activității specifice alfa/beta sumară pentru evaluarea preliminară

a corespunderii probelor biologice și a criteriilor de radioprotecție.

Pregătirea mostrei de calcul pentru măsurarea activității specifice alfa/beta

sumară (apa potabilă). Paharul se clătește cu amestec de 10 ml H2SO4, 10 % și 10

ml H2O distilată, evaporarea vaporilor de H2SO4 până ce se obține rezidiu uscat.

Apoi urmează calcinarea, care se efectuează în cuptorul cu mufă la temperatura

300-400ºC, timp de o oră. După răcire, sedimentul se macină până la pudră (praf),

se cântărește și se aplică pe un disc fixat cu alcool etilic și uscat la lampa

infraroșie.

5.2. Determinarea activității specifice alfa/beta sumară

Este strict necesar de respectat următoarele condiții:

La calcinarea rezidiului primit în rezultatul evaporării și sulfurării apei, (în

vederea asigurarea identificării matricei standard și a probei, temperatura nu

trebuie să depășească 300-400ºC.

De respectat intervalul efectuării măsurării mostrei de calcul, obținut după

pregătire. Activitatea specifică alfa/beta sumară, mostra de calcul este măsurată cu

alfa-beta radiometrul UMF 2000, în intervalul 3-10 ore de la ultima calcinare cu

excepția acumulării Rn222

și a descendenților lui.

Evaluarea prealabilă a calității apei potabile conform indicatorilor

radioprotecției, luând în considerare activitatea specifică alfa (Aα) și beta (Aᵝ)

sumară. Când valorile activității specifice constituie Aα≤0,2 Bq/l și Aᵝ≤1,0 Bq/l,

continuarea investigațiilor radiochimice nu este necesară, dar dacă rezultatele sunt

mărite, atunci se efectuează analiza conținutului de radionuclizi [16].

31

Conform datelor din literatura de specialitate [15], cea mai actuală metodă

utilizată este metoda radiochimică care include mai multe etape:

Stadiul de concentrare (determinarea conținutului de radionuclizi naturali și

tehnogeni în apă) a substanței radioactive, aceasta constă în evaporarea a 10 l de

apă până la 1 l;

Separarea selectivă a grupurilor de izotopi a unui sau a mai multor elemente;

Separarea macrocomponentelor;

Epurarea fiecărui radionuclid;

Pregătirea mostrei de calcul pentru măsurarea radioactivității.

Prelucrarea statistică a rezultatelor se efectuează după formula:

, unde

∆Sr-90

– eroarea absolută a măsurărilor activității specifice a -90Sr

ϬSr-90

– nivelul permis al erorii absolute (după tabel).

Rezultatul: ASr-90

± ∆Sr-90

, Bq/kg.

Se calculează viteza numărului de impulsuri nf, min-1, după formula:

, unde:

Nf – numărul impulsurilor acumulate;

tf – timpul măsurării în minute;

În cazul când nf e mai mare decât 2,3 imp/min în canalul beta ori 0,05 imp/min în

canalul alfa, se efectuează dezactivarea casoletei radiometrului cu alcool etilic;

Proba studiată este plasată în casoleta radiometrului și se efectuează măsurarea

timp de 60 de minute;

Timpul măsurării și numărul impulsurilor acumulate Npc se înregistrează în

registrul de lucru;

Viteza impulsurilor din proba de calcul se calculată după formula:

32

tpc – timpul de măsurare

npc – viteza impulsurilor din mostra de calcul (Y2O3), canalul beta.

Npc – numărul impulsurilor acumulate.

Se calculează activitatea specifică beta a -90

Y (-90

Sr) în probă după formula:

, unde,

Ky – coeficientul de legătură între viteza impulsurilor din proba de calcul și

activitatea lui pentru -90Y și masa corespunzătoare a probei de calcul,

Bq/(imp/min);

py – recuperarea chimică a -90

Y;

m – masa probei;

- y – dezintegrarea permanentă a -90

Y;

T – timpul trecut din momentul separării -90

Y de la -90Sr până la momentul

măsurării, oră (după tabel).

Recuperarea chimică a -90

Y este determinată după formula: , unde:

m1 – este masa Y2O3 în mostra de calcul;

m2 – este masa -90Y, introdus în probă, calculat pentru Y2O3, aceste date se

înregistrează în jurnal [15].

5.3. Determinarea stronţiului radioactiv (90

Sr) în produse alimentare

Determinarea radiochimică a 90

Sr este bazată pe transferul acestui radionuclid în

formă de soluţie prin prelucrarea probei cu acizi, purificarea de un şir de alţi

radionuclizi, extragerea directă a Ytriului-90 sub formă de oxalat. Determinarea

definitivă a Stronţiului-90 se efectuează în dependenţă de concentraţia

produsului său descendent − Ytriu-90.

33

Pregătirea probei: 0,5-2,0 kg de produs se spală, se curăţă şi se usucă la t=100

− 120°C. Proba se introduce într-un vas de porţelan şi se încălzeşte pe reşou.

Apoi proba se arde în cuptor la t=500°C până la mineralizare (obținerea cenușii).

Dizolvarea probei: Cenuşa produselor alimentare se pune într-un vas de porțelan,

se adăugă HCI şi se introduc purtătorii necesari − stronţiu, lantan și ytriu. Se fierbe

şi se usucă conţinutul până la uscat. Precipitatul se amestecă cu acid clorhidric

(HCl) concentrat şi se usucă din nou prin amestec continuu. La prelucrarea cenuşii

cu HCl sărurile metalelor greu solubile se transformă în săruri uşor solubile.

Precipitatul se fierbe 30 min. Înainte de fierbere şi peste fiecare 15 min. la soluţie

se adaugă 3-4 picături de H2O2.

Peste 30 min paharul se răceşte, conţinutul se centrifughează şi se spală în

vasul Biuhner cu filtru, apoi se spală cu apă fierbinte de 2-3 ori. Precipitatul se

amestecă cu HCl şi filtratul se fierbe din nou timp de 30 min, adăugându-se H2O2,

apoi se centrifughează şi se filtrează. Filtratul şi apele de spălare se transmit la

analiza radiochimică.

La soluţia dizolvată de cenuşă se adaugă o cantitate dublă de acid oxalic.

Cantitatea necesară de acid oxalic se calculează după conţinutul calciului în

produsul alimentar.

Soluţia se încălzeşte până la fierbere şi se adaugă amoniac de 25 % cu pH

1,5. Precipitatul de oxalaţi de Ca, Sr, Y și La se filtrează prin pâlnia Biuhner,

se spală cu (NH4)2C2O4. Filtratul se păstrează pentru obţinerea 137

Cs.

Precipitatul de oxalaţi se încălzeşte la t0=500-600

0C timp de o oră.

Apoi precipitatul de carbonaţi ai Ca, Sr, Y și La se dizolvă la încălzire într-o

cantitate minimă posibilă de acid azotic concentrat, apoi se dizolvă în cantitatea

necesară cu acid clorhidric. Daca precipitatul nu se va dizolva în întregime se adaugă

câteva picături de H2O2, apoi după fierbere se înlătură bioxidul de carbon.

34

Soluţia se diluează cu apă pană la 500 ml, se încălzeşte până la t0=70-80

0C şi se

toarnă amoniac până la precipitarea completă a hidroxizilor de ytriu şi lantan.

Aceştia se filtrează şi se spală de 2-3 ori cu apă fierbinte.

Precipitatul hidroxizilor se dizolvă în 20-25 ml HCl. Peste 30 min precipitatul se

filtrează și se dizolvă în apă până la 100 ml, se încălzeşte până la t0=80

0C şi se

precipită hidroxidul de ytriu cu ajutorul amoniacului. Precipitatul se filtrează şi se

spală de 3 ori.

Precipitatul hidroxizilor de ytriu se dizolvă cu 25 ml de HC1. Se adaugă l/2 volum

soluţie saturată de acid oxalic şi amoniac, pH=1,5. Precipitatul oxalatului de ytriu

se filtrează, se spală de 2-3 ori şi se usucă. Filtrul cu precipitat se încălzeşte în

cuptor la t0=1000

0C, timp de 30 min. Precipitatul se răceşte şi se pregăteşte pentru

măsurare. Se adaugă 4-5 picături de alcool, se repartizează uniform şi se usucă. Se

cântărește precipitatul şi se măsoară Y2O3 cu ajutorul instalaţiei УMФ-1500M.

Cantitatea Sr90

în mostre se calculează după formula:

, unde,

a − viteza de măsurare a ytriului-90, imp/min;

k − coeficientul de transfer de la imp/min în dezintegrări/min;

s − raportul dintre greutatea cenuşii şi greutatea probei brute (g/kg);

p − greutatea cenuşii, g;

b − ieşirea chimică a purtătorilor de ytriu;

λ – constanta dezintegrării ytriului-90 egală cu 0,01135 ore-1

;

t − timpul separării Y90

de Sr90

.

5.4. Determinarea cesiului radioactiv (137

Cs, 134

Cs) în produse alimentare

În filtratul, care conţine elementele din grupul I (Cs+, K

+ şi a.), se adaugă

compusul hexacianoferat (II) de kaliu − K4[Fe(CN)6] şi l mol/dm3 clorură de fer

(III) − Fe Cl3. Precipitatul cu cesiu se filtrează şi se încălzeşte la t° 400-450°C.

Apoi prin fierbere repetată se dizolvă în apă şi se filtrează. Filtratul se fierbe până

35

la formarea precipitatului. Precipitatul uscat, care conține cesiu se dizolvă în 8 ml

CH3COOH (acid acetic) și 4 ml H2O (apă), apoi se filtrează. În soluţie se adaugă

K4Bi2I9. Precipitatul primit Cs3Bi2I9 se filtrează, apoi se adaugă CH3COOH şi

C2H5OH repetându-se de 3 ori. Apoi se cântărește şi se măsoară activitatea cesiului

la instalaţia УМФ – 1500M.

5.5. Determinarea Cs137

din apa marină. Pentru separarea

microcomponentelor de 137Cs se utilizează colectori anorganici, cum ar fi sărurile

de molibden, acidul fosforic, sarea de amoniac, heteropoliacizii și ferocianurile.

În prima etapă a analizei cel mai des se utilizează ferocianura de potasiu

(K4[Fe(CN)6]). În a doua etapă a analizei radiochimice se utilizează ferocianura

nichel/kaliu care este rezistentă într-un mediu alcalin și participă activ la distribuția

și adsorbția cesiului din apă de mare.

Pentru extragerea elementelor radioactive din mediile apoase cât și în

procesele de prelucrare a materialelor radioactive, în special se utilizează cationiții

și acizii carboxilici, fosfoacizii și sulfo grupurile vinil piridine (schimbători de

ioni) [17].

5.6. Determinarea toriului (90

Th). Pentru determinarea activității thoriului

este necesară efectuarea următoarelor etape:

– Concentrarea izotopilor de thoriu prin precipitarea cu hidroxid de fier;

– Schimbul ionic, separarea izotopilor de thoriu și separarea componentelor de

poloniu, radiu, plutoniu și uraniu;

– Precipitarea electrolitică a izotopilor de thoriu pe disc (sub lingură), confecționat

din oțel.

5.7. Determinarea Ra226

Determinarea Ra226

se efectuează prin spectrometria radiațiilor gama a probei

investigate. Procedura constă în:

Concentrarea izotopilor de radiu prin precipitarea apei cu volum de 3 dm3;

Pregătirea probei pentru numărarea și ermetizarea acesteia;

36

Stabilirea echilibrului radioactiv între izotopii radiului și produșii lui de

dezintegrare;

Efectuarea măsurătorilor gama-spectrometrice a activității specifice a Ra226

și Ra228

.

5.8. Determinarea Po210

și Pb210

Radionuclizii Po210

și Pb210

sunt considerați radiotoxici, fiind răspândiți în

mediul ambiant. Procesul de dezintegrare radioactivă a acestor radionuclizi se

realizează printr-o serie de transformări radioactive cu emanarea particulelor alfa și

beta, finalizându-se cu formarea U238

.

Tehnologia determinării radionuclizilor în cauză începe cu precipitarea

radionuclizilor din probele de apă de râuri, separarea Po210

și Bi210

(Pb210

de viață

scurtă) și determinarea activității specifice a radiației alfa (Po210) și beta (Bi

210) .

Se pregătesc probele de apă pentru efectuarea măsurătorilor cu radiometrul.

Pregătirea radiochimică constă în:

precipitarea radionuclizilor din proba de apă (1,0 dm3) cu hidroxid de fier la

PH = 8 - 9, dizolvarea concentratului acidului clorhidric;

prelucrarea soluției obținute cu acid ascorbic, pentru a elimina interferența

fierului – trecându-l în starea bivalentă;

selecția și separarea electrochimică a izotopilor de Poloniu și Bismut pe

substrat de oțel inoxidabil.

Metoda presupune separarea (electroliza) și măsurarea activității specifice a

Po210

și Bi210

, timp de 25 de zile de la prelevarea probei. În urma analizei se obțin

rezultate relevante privind compoziția probei analizate, astfel, Pb 210

practic nu se

dezintegrează, iar Bi210

vine în echilibru cu Pb210

.

5.9. Determinarea activității specifice a Uraniului.

Etapele de determinare a activității specifice a Uraniului constau în:

– Măsurarea gradului de dezintegrare;

– Măsurarea intensității radiației (spectrul gama), emițătorii beta și gama;

37

– Precipitarea cu săruri a radionuclidului analizat.

5.10. Determinarea concentrațiilor de radon

Determinarea concentraţiei de radon prin metodele active şi pasive

Determinarea concentraţiei de radon se poate efectua prin intermediul

metodelor active şi a metodelor pasive.

Metodele active:

a) metodele globale (alfa global)

Cea mai răspândită metodă globală de măsurare a concentraţiei radonului este

metoda camerei de scintilaţie (flacoanele de scintilaţie).

b) metodele spectrometrice (alfa spectrometrie)

Prin aceste metode se determină separat 218

Po şi 214

Po din seria 238U şi

radioizotopii 216Po şi

212Po din seria

232Th. Determinările sunt posibile numai prin

utilizarea unui detector cu semiconductori de radiaţii – siliciul.

Metodele active de determinare a concentraţiilor de radon în baza.

Radonometrului RTM 1688-2

Măsurătorile concentraţiilor de radon în diferite tipuri de sol se efectuează

cu radonometrul de tip RTM 1688-2, cu mecanismul de pompare continuă a

aerului de către pompa dispozitivului în regim de activitate de 30 minute, cu o

durată de măsurare de 5-9 ore pentru un tip de sol (Figura 2).

Fig. 2. Schema sistemului de măsurare a concentraţiei de radon în sol.

Radonometrul

Tuburi plastice

sol

Camera metalică de

acumulare

38

Concentraţia radonului (222Rn), măsurată de către dispozitiv, se calculează

prin analizarea cantitativă a produselor sale de dezintegrare de viaţă scurtă în

camera de ionizare.

Imediat după dezintegrare nucleul rezultant – poloniul 218

Po, pentru o

perioadă scurtă de timp, capătă o sarcină pozitivă, deoarece unii dintre electroni

sunt eliberaţi în timpul de emisie a particulelor alfa. Aceşti ioni, încărcaţi pozitiv,

sub influenţa câmpului electric se acumulează pe suprafaţa unui senzor cu

semiconductori. Numărul de ioni colectaţi 218Po este proporţional cu concentraţia

de radon în aerul din interiorul camerei de măsurare. Cu toate acestea, 218

Po este,

de asemenea, un izotop instabil, cu un timp de înjumătăţire de 3,5 minute, iar

senzorul poate înregistra doar aproximativ jumătate din particulele emise în urma

dezintegrării, ce sunt îndreptate spre suprafaţa senzorului. Relaţia dintre

dezintegrările înregistrate de radon şi 218Po poate fi determinată după aproximativ

5 cicluri de înjumătăţire, adică, după aproximativ 15 minute, care constituie o

minimă de măsurare a concentraţiei de radon.

Lanţul dezintegrării este continuat de plumb 214

Pb, bismut 214

Bi (beta

particule) şi poloniu 214

Po (particule alfa). Aceasta înseamnă că fiecare

dezintegrare a poloniului 218Po provoacă în continuare încă o dezintegrare

detectabilă de poloniu 214Po, care apare cu o întârziere de aproximativ 3 ore,

determinată de perioada de înjumătăţire a acestor radionuclizi. Energia, eliberată în

rezultatul dezintegrării 218Po şi

214Po este diferită, ceea ce permite analizarea

acestor nuclizi prin intermediul alfa - spectroscopiei.

Radonometrul RTM 1688-2 are două regimuri de măsurare a concentraţiei

de radon – lent(Slow), care ia în calcul nu doar dezintegrarea 218Po, ci şi a

214Po, şi

rapid (Fast), care ia în calcul doar dezintegrarea 218

Po. Avantajul modului rapid de

înregistrare este o reflectare operativă a fluctuaţiilor concentraţiei, în timp ce

modul lent are o sensibilitate de 2 ori mai mare, care, la rândul său, reduce marja

de eroare statistică de măsurare, în funcţie de numărul dezintegrărilor detectate.

39

Pentru măsurarea concentraţiei radonului la diferite tipuri de rocă se aplică acelaşi

regim al activităţii dispozitivului – 30 de minute cu modul pompării continue a

aerului de către pompa dispozitivului.

Modul efectuării măsurătorilor concentraţiei de radon constă în înlăturarea

atât a vegetaţiilor, cât şi a diferitor bariere posibile, ce ar putea influenţa exhalarea

radonului din sol şi acumularea lui în camera metalică. Camera metalică este

ermetică, realizându-se conexiunea cu dispozitivului în cauză prin intermediul a

două tuburi (de intrare şi de ieşire) pentru a crea un circuit închis. Astfel,

dispozitivul pompează aerul cu conţinutul de radon exalat din sol, care se

acumulează în camera metalică. Pentru o asigurare mai bună a etanşeităţii camerei

metalice de la suprafaţa tipului de rocă cercetat, pe perimetrul acestei camere se

sapă un şanţ astfel ca marginea camerei să se afle mai jos de marginea suprafeţei

solului (Figura 3).

Fig. 3. Efectuarea măsurătorilor concentraţiilor de radon.

Radonometrul RTM 1688-2, de asemenea, se utilizează şi pentru măsurarea

concentraţiei radonului în apă (Figura 4).

40

Fig. 4. Măsurarea concentraţiei radonului în apă cu ajutorul radonometrului RTM

1688-2.

Detalii despre determinarea concentrațiilor de radon, inclusiv prin metode

pasive pot fi găsite în [22].

6. DEBITUL DOZEI GAMA ABSORBITE ÎN AER

Un indicator important al radioactivităţii atmosferei îl reprezintă doza

gamma absorbită în aer. Doza gamma absorbită, ca mărime fizică, este determinată

prin măsurare. Există debitmetre de radiaţii TIEX, care măsoară automat debitul

dozei gamma absorbite în aer şi afișează informaţia imediat la intervale de 60

minute. Debitmetrele acoperă un domeniu de măsurare cuprins între 0,03 – 20,0

micro Gy/h, cu deplasarea limitei superioare, opţional, pînă la 20 mGy/h. Debitul

de doză gama reprezintă cantitatea de energie de radiații absorbite de către unitatea

de masă a materialului iradiat. Unitatea de măsură a dozei absorbite este grey (Gy)

sau rad-ul.

1 rad = 100 erg/g, 1 Gy = 1 J/kg, 1 Gy = 100 rad [18].

41

Principalele obiective de monitorizare a radioactivităţii mediului o reprezintă:

detectarea rapidă a oricăror creşteri cu semnificaţie radiologică a nivelurilor de

radioactivitate a mediului pe teritoriul naţional; notificarea rapidă a factorilor de

decizie în situaţie de urgenţă radiologică şi susţinerea, cu date din teren, a

deciziilor de implementare a măsurilor de protecţie în timp real; controlul

funcţionării surselor de poluare radioactivă cu impact asupra mediului, în acord cu

cerinţele legale, şi limitele autorizate la nivel naţional; evaluarea dozelor încasate

de populaţie ca urmare a expunerii suplimentare la radiaţii, datorate practicilor sau

accidentelor radiologice; urmărirea continuă a nivelurilor de radioactivitate

naturală, importante în evaluarea consecinţelor unei situaţii de urgenţă radiologică;

furnizarea de informaţii către public.

Monitorizarea calităţii aerului din punct de vedere al radioactivităţii este

prima cale de identificare a prezenţei radionuclizilor naturali şi artificiali în

atmosferă, peste limitele fondului natural. În acest scop sunt efectuate determinări

ale debitului dozei gama, determinări beta globale şi gama spectrometrice asupra

aerosolilor atmosferici, precum şi asupra depunerilor atmosferice totale (umede şi

uscate) şi determinări beta spectrometrice asupra depunerilor atmosferice umede.

Determinarea debitului dozei gama se realizează cu frecvenţă orară. Valorile

obţinute dau o primă indicaţie asupra radioactivităţii din atmosferă.

În zona de influenţă a centralelor nuclear electrice, cum ar fi de pildă CNE

Cernavodă și respectiv CNE Kozlodui debitul dozei gama în aer este supravegheat

permanent prin intermediul staţiilor automate de monitorizare a dozei gama [19].

Echipamente utilizate în supravegherea radioactivităţii mediului pe teritoriul

republicii Moldova. Monitoringul fondului gama se efectuează la 17 staţii

meteorologice şi la postul automat Mateuţi din cadrul Serviciului

Hidrometeorologic de Stat, unde sânt stabilite punctele de măsurare a

echivalentului debitului dozei ambientale a radiaţiei gama. În acest scop este

utilizat următorul echipament:

42

Dozimetrul de tipul

ДРГ 06 m cu limitele

de detecţie:

0,01 µR/h

9,999 R/h.

Radiometru (portabil) modelul

iSolo (iSolo ALPHA BETA 300G)

pentru măsurarea activităţii alfa

şi beta globale cu algoritmul de

exludere a componentei

radonului.

Dozimetrul de tipul Ultra

RadiacTM cu limitele de

detecție

1 µSv/h

5 Sv/h

Din echipamentele sofisticate o importanță mare are utilizarea spectrometrului

cu rezoluție înaltă ORTEC: GEM55P4-83-SMP, la baza căreia stă cristalul de

germaniu extra pur:

Spectrometru ORTEC

Echipamentul de determinare automatizată a nivelului fondului radioactiv

la postul automat Mateuţi. La postul automat din s.Mateuţi determinarea

echivalentului debitului dozei ambientale a radiaţiei gama se exercită prin

metoda automată de măsurare, bazată pe utilizarea detectorului УДБГ-01-02, cu

diapazonul de măsurare 0,1-1•105 μSv/h.

La staţia meteorologică din mun.Chişinău, investigaţiile gama/beta

spectrometrice se efectuează la spectrometrul ATOMTEX AT 1315 şi la

spectrometrul cu rezoluţie înaltă ORTEC: GEM55P4-83-SMP, la baza căreia stă

43

cristalul de germaniu extra pur.

La Serviciul Hidrometeorologic de Stat din Republica Mildoba (mun.Chișinău)

în scopul determinării radionuclizilor naturali şi tehnogeni în aerosolii

atmosferici, sol necultivat, depuneri atmosferice şi ape de suprafaţă se aplică

metoda gama-beta spectrometrică – o metodă fizică instrumentală de determinare

a concentraţiilor radionuclizilor după spectrul energetic β, γ caracteristic pentru

fiecare radionuclid (sau izotop) radioactiv. Pentru înregistrarea gama-iradierii se

utilizează blocul de detectare scintilator, la baza căruia se află cristalul de NaI

(Tl) cu dimensiunile Ø 63 x 63 mm şi pentru înregistrarea beta- iradierii se

foloseşte scintilatorul organic pe bază de polisterol cu dimensiunile Ø 128 x 9

mm. Diapazonul energetic al spectrului gama-iradierii constituie 50 – 3000 keV

(kiloelectronvolt) şi beta-iradierii – 150 – 3500 keV. Limitele de detecţie ale

aparatului de măsurare sunt: 0,2-25 Bq/kg.

Pentru determinarea radioactivităţii atmosferei şi în special în colectarea

aerosolilor radioactivi este utilizată Staţia ASS – 500, instalată în anul 2009 pe

teritoriul Serviciului Hidrometeorologic de Stat. Volumul aspirat este de cca 500

m3/h şi este calculat automat de dispozitivul KIMO, care totodată monitorizează

şi temperatura aerului. Mostra este colectată la înălţimea de 1,5m utilizând

filtrul de tipul Petrianov FPP 15 – 1.5 (aria filtrului colectat este de 0,20 m2).

Colectarea mostrei se face timp de 2 săptămâni. Pentru determinarea

concentraţiilor scăzute a radionuclizilor tehnogeni în probele de aerosoli

atmosferici este necesar de a preleva volume de aer de ordinul a zece mii metri

cubi, după care mostra prelevată se analizează prin metoda instrumentală gama-

beta spectrometrică [20].

44

BIBLIOGRAFIE:

1. Shahbazi-Gahrouei D., Gholami M., Setayandeh S. A review on natural

background radiation, 2013, v. 2; p. 65.

2. Сапожников Ю. А. Радиоактивность окружающей среды. Теория и

практика. Ю. А. Сапожников, Р. А. Алиев, С. Н. Калмыков, М.: БИНОМ.

Лаборатория знаний, 2006, c. 286.

3. Mc Laughlin JP. Some characteristics and effects of natural radiation. Radiat

Prot Dosimetry, 2015, v. 167 (1-3), p. 2-7.

4. Ramachandran TV. Background radiation people and the environment. Iran J

Radiat Res., 2011, v. 9, p. 63–76.

5. Shahbazi-Gahrouei D. Natural background radiation dosimetry in the highest

altitude region of Iran. J Radiat Res., 2003, v. 44, p. 285–7. [PubMed].

6. Chiosilă Ion. Radiațiile și viața. București, 1998, p. 100. ISBN 973-0-00604-0.

7. Sandeep Vishwakarma, Aradhana Singh Chauhan and Deepak Singh. Radiation

and its effect to the environment. Electronics Communication and Engineering

Department, School of Management Sciences, Techanical Campus, Lucknow,

India, v. 7, Issue 1, p. 27-32, ISSN : 2229-7111.

8. United Nation Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation. New

York, Report 1993.

9. Герасимов С.И., Хорошайло Е.С., Герасимова Р.В. Радиационная

безопасность. Пособие для студентов вузов Специальное

приборостроение» СарФТИ НИЯУ МИФИ, Саров, 2014, c. 2-69.

10. ГОСТ 28168-89 Почвы. Отбор проб (STAS – 28168 – 89) 1989,

http://vsegost.com/Catalog/38/38689.shtml.

11. IAEA-TECDOC-1363, Guidelines for radioelement mapping using gamma ray

spectrometry data IAEA, VIENNA, ISBN 92–0–108303–3 ISSN 1011–4289,

2003.

45

12. IAEA Analytical Quality in Nuclear Applications No. IAEA/AQ/19 Analytical

Methodology for the Determination of Radium Isotopes in Environmental

Samples, VIENNA, 2010.

13. Michiel Rutgers van der Loeff, Manmohan M. Sarin, Mark Baskaran, Claudia

Benitez-Nelson, Ken O. Buesseler, Matt Charette, Minhan Dai, Örjan

Gustafsson, Pere Masque, Paul J. Morris, Kent Orlandini, Alessia Rodriguez y

Baena, Nicolas Savoye1, Sabine Schmidt, RobertTurnewitsch, Ingrid Vöge,

James T. Waples. A review of present techniques and methodological advances

in analyzing 234Th in aquatic systems. In: Marine Chemistry “FATE” volume.

14. UNEP, 2016, Radiation effects and sources, p. 55, ISBN: 978-92-807-3517-8.

15. Бетенеков Н. Д. Радиоэкологический мониторинг: учеб. Пособие.

Екатеринбург: Изд-во Урал. ун-та, 2014, с. 208.

16. Бетенеков Н. Д. Основы радиохимии: учеб. Пособие. Н. Д. Бетенеков, Т.

А. Недобух. Екатеринбург: УГТУ–УПИ, 2009, с. 207.

17. Ремез В.П. Зеленин В.И., Смирнов А.Л., Распопин С.П., Матерн А.И.,

Моржерин Ю.Ю. Целлюлозно-неорганические сорбенты в

радиохимическом анализе III. Концентрирование радиоцезия сорбентом

АНФЕЖ®. Уральский государственный технический университет – УПИ,

Екатеринбург, 2009, T 8, c. 783-788.

18. Сулейманов Е.В., Коршунов А.О. Радиоактивность в окружающей среде.

Радиационный фон внутри помещений. Учебное пособие.

Государственное образовательное учреждение высшего

профессионального образования "Нижегородский государственный

университет им. Н.И. Лобачевского", 2012, c. 1-31.

19. Elena Simion, Ana Elena Gherasim. Monitorizarea mediului desfăşurată de

RNSRM la nivelul României. Agenţia Naţională pentru Protecţia Mediului. În:

Conferința SRRP-2015, Romania, p. 51-66.

20. Anuar. Nivelul Radioactivității mediului pe teritoriul Republicii Moldova,

46

Chișinău 2013, Ministerul Mediului al Republicii Moldova, Serviciul

Hidrometeorologic de Stat. Direcția monitoring al calității mediului.

21. Захарычева Н.С. Мониторинг радиоактивного загрязнения природной

среды. Учебное пособие. Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования "Нижегородский

государственный университет им. Н.И. Лобачевского", 2013.

22. Vîrlan, S.; Coreţchi, L.; Bahnarel, I.; Ursulean, I.; Roşca, A.; Apostol, I.

Plăvan, I. Metodologia monitorizării surselor naturale de radon (222

Rn) şi

evaluarea riscului radiologic pentru populaţia expusă. Ch.: CNSP, 2014, p.

50, ISBN 978-9975-4027-6-7.