№1 (16) 2010 Халел Досмұхамедов атындағы



жүктеу 5.04 Kb.

бет31/38
Дата08.01.2017
өлшемі5.04 Kb.
1   ...   27   28   29   30   31   32   33   34   ...   38

 
Список использованной литературы: 
1.  Мамедов Р. Становление международно-правового статуса Каспийского моря с древнейших 
времен до 1991 года. 21 с.(
www.ca-c.org/c-g/2006/journal_rus
). 
2.  Жило П. В. О названиях Каспийского моря.// Известия АН Азерб.ССР, сер.геол.-геогр. наук, 
1960. №4. 124 с. 
3.  .Геостратегическое значение Каспийского региона и перспективы приграничного 
сотрудничества. Материалы научной конференции. Астрах.2004. 183 с. 
4.  Саммит глав Казахстана, России, Азербайджана и Туркменистана в г. Актау. Итоги встречи. 
www.zerkalo.az
  
 
Түйіндеме  
Бүгінгі  күні  Каспий  өңірі  жаһандық  және  экономикалық  мүдделер  әлемдік  картасында 
салыстырмалы  өз  алдына  дербес  бірлік  болып  табылады.  Бұл  жағдай  Кеңестер  Одағының  ыдырауы 
және  Каспий  теңізі  қайраңы  мен  оған  іргелес  құрлықтағы  көміртек  қорын  игерудің  қарқынды 
басталуынан туындап отыр. 
Дегенмен,  бұл  жаңа  дербес  бірлікпен  қатар  жаңа  мәселелер  де  туындады:  Каспий 
делимитациясы, теңіз жағдайы, ресурстарды пайдалану және экология мәселелері. 

 
184
Осы  еңбегімізде  біз  Каспий  теңізі  халықаралық  –  құқықтық  жағдайының  даму  келешегі 
мүмкіндіктерін ашып көруге әрекет жасадық. 
 
Summary  
The  Caspian  region  is  comparatively  young  and  independent  unit  on  the  world  map  of  global  and 
economic interests. It rises with the downfall of USSR and beginning of intensive development of store of 
carbon in the Caspian sea and surrounding area. 
However,  the  rising  of  this  independent  unit  causes  different  (various)  problems:  delimitation  of 
Caspian sea, status, improvement of resourses and of course ecology. 
In this work we try to light out possible perspectives of development of internationally law 
status of the Caspian sea. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

 
185
 
ЖАРАТЫЛЫСТАНУ ҒЫЛЫМДАРЫ 
     
 
 
УДК 504.32 
РАДИОЛОГИЧЕСКИЕ ИСПЫТАНИЯ АТМОСФЕРНОГО ВОЗДУХА И РЕЗУЛЬТАТЫ 
ЛАБОРАТОРНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ ПРОВЕДЕННЫЕ НА ТЕРРИТОРИИ г.Актау  
Г.К.Мукушева, Атырауский государственный университет им Х.Досмухамедова 
 
Целью выполняемых работ являлась оценка радиационного загрязнения атмосферного воздуха в 
г.Актау. 
Для достижения поставленной цели выполнялись следующие виды работ: 
 
предварительная подготовка проб, полученных от заказчика, для проведения исследований; 
 
спектрометрические исследования подготовленных образцов; 
 
радиохимические исследования; 
 
обработка и интерпретация полученных данных; 
 
выводы и рекомендации. 
 
Для проведения аналитических работ было получено: 
 -10 проб воздушных аэрозолей (фильтры). 
Полученные пробы были проанализированы в лаборатории. Количество проведенных анализов 
представлено в таблице (Таблица 1).  
 Таблица 1 
Виды и количество проведенных анализов 
Вид пробы 
Вид анализа, количество 
-
спектрометрическ
ий анализ 
(
239+240
Pu) 
-спектрометрический 
анализ 
-спектрометрический 
анализ (естественные и 
техногенные гамма-
излучатели) 
ICP-MS 
(Th, U) 
90
Sr 
3

Воздушные 
аэрозоли 
10 
10 

10 

Холостая 





Контрольная 





 
Подготовка  проб  воздушных  аэрозолей  к  альфа-спектрометрическому  анализу  для 
определения содержания 
239+240
Pu 
Подготовка  проб  воздушных  аэрозолей  к  альфа-спектрометрическому  анализу  проводилась  в 
три этапа: 
1.  Предварительная пробоподготовка
2.  Радиохимическое выделение 
239+240
Pu. 
3.  Альфа-спектрометрическое измерение подготовленного образца. 
Предварительная пробоподготовка заключалась во: 
 
взвешивание фильтра; 
 
разделении фильтра на 2 части (для анализа на 
90
Sr и 
239+240
Pu); 
 
обугливании  одной  части  фильтра  и  озолении  в  муфельной  печи  в  течение  5-6  часов  при 
температуре 650ºС. 
Радиохимическое  выделение 
239+240
Pu  из  проб  воздушных  аэрозолей  проводилось  по 
методике,  разработанной  в  НПО  "Радиевый  институт  им.  В.Г.  Хлопина"  и  утвержденной  в 
Госстандарте РК  [
ii
].  Методика  позволяет  получить  фракцию  плутония  практически  без 
нерадиоактивных  макрокомпонентов  пробы.  Общий  химический  выход  плутония  по  данной 
методике колеблется в интервале 30-65%. Метод основан на переводе радионуклидов из пробы в 
раствор  с  помощью  эффективного  кислотного  выщелачивания  и  приготовлении  на  основе 
выщелата  из  исходного  раствора  альфа-спектрометрических  препаратов.  Метод  предусматривает 
учет потерь радионуклидов плутония путем введения изотопной метки (индикатора) - 
242
Pu.  
Весь процесс радиохимического выделения изотопов плутония состоял из: 

 
186
 
кислотного выщелачивания радионуклидов плутония из анализируемого образца; 
 
выделения и радиохимической очистки плутония с использованием ионообменных смол; 
 
приготовления альфа-радиоактивных препаратов. 
Альфа-спектрометрические 
измерения: 
полученная 
фракция 
наносилась 
на 
металлическую  подложку  (пластину),  изготовленную  из  нержавеющей  листовой  стали  марки 
Х18Н10Т,  площадью  450 мм
2
  путем  электролитического  нанесения.  Полученный  таким  образом 
препарат  измерялся  на  альфа-спектрометре  фирмы  Canberra.  Обработка  результатов 
производилась с помощью пакета программного обеспечения Genie-2000, разработанного фирмой 
Canberra для альфа-спектрометра. 
В  общем  виде  процесс  приготовления  образцов  проб  окружающей  среды  к  альфа-
спектрометрическому  анализу и  альфа-спектрометрическое  измерение  образцов  представлены на 
рисунке (Рисунок 1).  
 
Рисунок 1. Схема приготовления пробы к альфа-спектрометрическому анализу 
 
Подготовка образцов к альфа-спектрометрическому анализу в лаборатории представлено в виде 
фотографического  материала  на  рисунках  (Рисунок  2,  Рисунок  3,  Рисунок  4,  Рисунок  5,  Рисунок  6, 
Рисунок 7). 
 
 
 
Рисунок 2. Внесение 
изотопной метки 
242
Pu в 
пробу 
Рисунок 3. Упаривание пробы 
до сухого остатка 
Рисунок 4. Очистка пробы на 
ионообменных колонках 
(ионообменная смола Dowex) 

 
187
 
 
 
Рисунок 5. 
Электролитическое 
нанесение изотопов 
плутония на подложку 
Рисунок 6. Подготовленный к 
измерениям альфа-препарат 
Рисунок 7. Измерение 
подготовленных препаратов на 
альфа-спектрометре 
Подготовка  проб  воздушных  аэрозолей  к  бета-спектрометрическому  анализу  для 
определения содержания 
90
Sr 
Подготовка проб воздушных аэрозолей к бета-спектрометрическому анализу проводилась в три 
этапа: 
1.  Предварительная пробоподготовка. 
2.  Радиохимическое выделение 
90
Sr. 
3.  Бета-спектрометрическое измерение приготовленных образцов. 
Предварительная пробоподготовка заключалась во: 
 
взвешивании фильтра; 
 
разделении фильтра на 2 части (для анализа на 
90
Sr и 
239+240
Pu); 
 
обугливании  одной  части  фильтра  и  озолении  в  муфельной  печи  в  течение  5-6  часов  при 
температуре 550ºС. 
Радиохимическое  определение  содержания 
90
Sr  проводилось  в  соответствии  с 
"Инструкциями  и  методическими  указаниями  по  оценке  радиационной  обстановки  на  загрязненной 
территории", включающей методические указания по определению содержания стронция-90 в пробах 
почвы,  пищевых  продуктов,  воды,  аэрозолей  и  выпадений,  утвержденные  Межведомственной 
комиссией по радиационному контролю природной среды (Ю.А.Израэль) [iii]. 
Суть данной методики радиохимического анализа заключается в том, что удельная активность 
90
Sr  в  исследуемом  объекте  определяется  по  дочернему  радионуклиду  – 
90
Y.  Химический  выход 
90
Sr 
определяется  гамма-спектрометрическим  измерением  активности  введенной  метки  –  изотопного 
трассера 
85
Sr.  Химический  выход 
90
Y  определяется  весовым  методом  по  определению  содержания 
внесенного количества стабильного носителя Y. В ходе проведения анализа стронций переводится в 
раствор,  а  затем  путем  проведения  многочисленных  химических  операций  проводится  осаждение 
гидроокисей  мешающих  радионуклидов,  щелочноземельных  металлов.  В  результате  химических 
осаждений  в  растворе  остается 
90
Sr,  который  по  прошествии  14-16  суток  вступает  в  равновесие  с 
дочерним 
90
Y.  
Бета-спектрометрическое  измерение  приготовленных  образцов:  Определение 
активности 
90
Sr  в  пробе  проводили  путем  измерения  удельной  активности 
90
Y  в  растворе  пробы  по 
черенковскому 
излучению 
на 
жидко-сцинтилляционном 
спектрометре 
TriCarb. 
Жидко-
сцинтилляционный  спектрометр  TriCarb  обладает  возможностью  проведения  измерений  в  режиме 
черенковского  счета,  т.е.  регистрации  черенковского  излучения  в  жидких  образцах  без  добавления 
коктейля-сцинтиллятора. Эффективность регистрации в диапазоне от 0 до 30 кэВ составляет порядка 
50-60% в зависимости от солевого состава анализируемых образцов. 
Весь процесс радиохимического выделения 
90
Sr состоял из: 
 
кислотного выщелачивания 
90
Sr из анализируемого образца; 
 
выделения и радиохимической очистки 
90
Sr с использованием методов осаждения; 
 
приготовления бета-радиоактивных препаратов. 
В  общем  виде  процесс  приготовления  образцов  проб  окружающей  среды  к  бета-
спектрометрическому  анализу  и  спектрометрическое  измерение  образца  представлены  на  рисунке 
(Рисунок 8). 

 
188
 
Рисунок 8. Схема приготовления пробы к бета-спектрометрическому анализу 
Подготовка образцов к бета-спектрометрическому анализу в лаборатории представлено в виде 
фотографического материала на рисунках (Рисунок 9, Рисунок 10, Рисунок 11, Рисунок 12, Рисунок 13, 
Рисунок 14). 
 
 
 
Рисунок 9. Поступление 
озоленного образца пробы на 
радиохимический анализ 
Рисунок 10. Кислотное 
выщелачивание 
90
Sr из пробы 
Рисунок 11. Декантация 
надосадочной жидкости после 
выщелачивания 
 
 
 
Рисунок 12. 2-хнедельное 
накопление 
90
Y после 
радиохимической очистки 
Рисунок 13. Измерение 
подготовленных образцов на -
спектрометре TriCarb 
Рисунок 14. Определение 
выхода 
90
Y гравиметрическим 
способом по массе оксалата 
иттрия 
 Подготовка проб воздушных аэрозолей к гамма-спектрометрическому анализу 
Пробоподготовка 
проб 
воздушных 
аэрозолей 
к 
гамма-спектрометрическому 
анализу 
заключалась  в  герметизации  фильтров  в  полиэтиленовую  упаковку  для  определения  содержания  в 
воздухе естественных радионуклидов в равновесном состоянии (двухнедельное накопление, Рисунок 
15, Рисунок 16). 

 
189
 
 
Рисунок 15. Герметизация фильтра для -
спектрометрического анализа 
Рисунок 16. 
Подготовленный образец 
фильтра 
Подготовленные  образцы  поступали  на  анализ  с  целью  определения  содержания  гамма-
излучающих  радионуклидов:
7
Be,
  210
Pb, 
235
U, 
226
Ra, 
214
Pb, 
212
Pb, 
223
Ra, 
227
Th, 
208
Tl, 
232
Th, 
40
K, 
137
Cs, 
234
Th, 
238
U, 
228
Ac, 
219
Rn, 
212
Bi. 
Для  проведения  исследований  с  целью  определения  содержания  гамма-излучающих 
радионуклидов  использовался  метод  гамма-спектрометрического  анализа.  Для  проведения  гамма-
спектрометрических  исследований проб воды, воздушных  аэрозолей и продуктов питания  из  г.Актау 
использовался гамма-спектрометр, состоящий из: 
 
полупроводникового  детектора  гамма-излучения  EG&G  ORTEC  GEM-60195-P  на  основе  кристалла 
из сверхчистого германия с относительной эффективностью регистрации 60%; 
 
анализатора импульсов Canberra Model 1510; 
 
персонального компьютера; 
 
пакета программного обеспечения Genie-2000, разработанного фирмой Canberra. 
Диапазон измеряемых  энергий  – от  20  кэВ  до  2000  кэВ, интегральная нелинейность по 
60
Co  (в 
энергетическом  диапазоне  20-2000  кэВ)  –  0,076%,  энергетическое  разрешение  по  линии  1332  кэВ 
(
60
Co) – 2,02 кэВ, временная нестабильность – 0,095%. 
Для  энергетической  калибровки  спектрометра  использовался  комплект  стандартных  гамма-
источников  (ОСГИ),  для  калибровки  геометрий  использовались  объемные  мера  активности 
специального назначения (OMACH), содержащие следующие радионуклиды: 
137
Cs, 
152
Eu, 
241
Am. 
По  характеристикам  спектра,  полученного  при  измерении  фона,  рассчитывалась  минимально 
детектируемая  удельная  активность  (МДУА)  для  разного  типа  образцов  (различная  масса,  объем, 
время  измерения).  МДУА  радионуклидов  для  различного  типа  образцов  приведена  в  таблице 
(Таблица 2). Таблица 2 
 МДУА основных гамма-излучающих радионуклидов 
Тип 
образца 
Геометрия 
измерительного сосуда 
Время 
измерения, 
с 
МДУА, Бк/кг 
40
К 
232
Th 
226
Ra 
137
Сs 
Воздушные 
аэрозоли 
Пластиковый пакет, 
диаметр фильтра не более 
90 мм 
28800 
0,7 
0,07 
0,7 
0,014 
Измерения  проводились  в  соответствии  с  методикой  выполнения  измерений  на  гамма-
спектрометре №5.06.001.98 РК [
iv
]. 
Лаборатория,  проводящая  исследования  проб  из  г.Актау,  обеспечила  надежность,  точность  и 
достоверность 
результатов 
полученных 
данных. 
В 
лаборатории 
существует 
система 
внутрилабораторного  контроля  качества  результатов  анализов.  С  этой целью  с  партией из  6-8 проб 
бралась  одна  контрольная  проба  (повторная  из  той  же  партии).  Все  полученные  данные  по 
содержанию  радионуклидов  в  исследуемых  и  контрольных  пробах  находились  в  пределах  не  более 
двух  –  трех  стандартных  отклонений  от  среднего  значения.  Для  обеспечения  чистоты  проводимых 
исследований  с  партией  из  4-6  проб  бралась  «холостая»  проба  с  содержанием  исследуемых 
радионуклидов ниже предела аппаратурного минимально детектируемого значения.  
 Результаты альфа-спектрометрических исследований 
Данные  результатов  альфа-спектрометрических  измерений  проб  воздушных  аэрозолей 
представлены в таблице (таблица 3). 

 
190
Таблица 3. 
Результаты альфа-спектрометрических исследований проб воздушных аэрозолей 
 
№ 
п/п 
Рег.№ 
№ 
заказчика 
Точка отбора 
А
V
 
(
239+240
Pu)*, Бк/м
3
 

24467 
ф№18 
Т.85 
<9*10
-4
 

24468 
ф№20 
Т.84 
<2*10
-3
 

24469 
ф№23 
Т.83 
<3*10
-4
 

24470 
ф№27 
Т.82 
<1*10
-4
 

24471 
ф№31 
Т.гостиница, 
<4-10
-4
 

24472 
ф№32 
Т.гостиница, 
<3*10
-4
 

24473 
ф№28 
Т.82 
<2*10
-3
 

24474 
ф№24 
Т.83 
<6*10
-4
 

24475 
ф№35 
Бизнес-центр 
<2*10
-3
 
10 
24476 
ф№36 
Бизнес-центр 
<4*10
-4
 
ДОА
нас
** (НРБ-99) 
2,5*10
-3
 
 

V
 
(
239+240
Pu)   – Объемная активность 
239+240
Pu в воздухе, Бк/м
3
 
**ДОА
нас
 
 –  Допустимая  объемная  активность 
239+240
Pu  для  населения,  Бк/м
3
  (НРБ-
99) 
 Результаты бета-спектрометрических исследований 
Данные  результатов  бета-спектрометрических  измерений  проб  воздушных  аэрозолей 
представлены в таблице (  
Таблица 4).  
Таблица 4 
 Результаты бета-спектрометрических исследований проб воздушных аэрозолей 
 
№ 
п/п 
Рег.№ 
№ 
заказчика 
Точка отбора 
А
V
 
(
90
Sr)*, Бк/м
3
 

24467 
ф№18 
Т.85 
<2*10
-4
 

24468 
ф№20 
Т.84 
<6*10
-6
 

24469 
ф№23 
Т.83 
2*10
-5
 

24470 
ф№27 
Т.82 
2*10
-5
 

24471 
ф№31 
Т.гостиница, 
6*10
-6
 

24472 
ф№32 
Т.гостиница, 
<2*10
-6
 

24473 
ф№28 
Т.82 
14*10
-3
 

24474 
ф№24 
Т.83 
3*10
-5
 

24475 
ф№35 
Бизнес-центр 
<7*10
-5
 
10 
24476 
ф№36 
Бизнес-центр 
<6*10
-7
 
ДОА
нас
** 
2,7 
 

V
 
(
90
Sr) 
 – Объемная активность 
90
Sr в воздухе, Бк/м
3
 
**ДОА
нас
 
 – Допустимая объемная активность 
90
Sr для населения, Бк/м
3
 (НРБ-99)
 
Результаты гамма-спектрометрических исследований 
Данные  результатов  гамма-спектрометрического  анализа  проб  воздушных  аэрозолей 
представлены в таблице (таблица 5)  

 
191
Таблица 5
Результаты гамма-спектрометрического анализа проб воздушных аэрозолей
 
Рег.
№ 
№ 
заказ
чика 

прока
ч 
воздух
а, м
3
 
А
V
**, Бк/м
3
 
7
Be 
210
Pb 
235

226
Ra

214
Pb 
212
P
b
 
212
Bi 
223
R

227
Th 
219
R

208
Tl 
232
Th 
228
Ac 
40

137
Cs 
234
Th 
238

24467 ф№18  16,474 
<0,004

0,0067 
<0,000

<0,006

<0,000

<0,001

<0,000

<0,002 <0,0425 
<0,000

<0,0024 
24468 ф№20  18,132  0,0099 0,0066 
<0,000

<0,006

<0,000

<0,001

<0,000

<0,002 <0,0221 
<0,000

<0,0022 
24469 ф№23  27,503  0,0076 0,0051 
<0,000

<0,004

<0,000

<0,001

<0,000

<0,002 <0,0182 
<0,000

<0,0015 
24470 ф№27  32,915  0,0070 
<0,002

<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0213 
<0,000

<0,0012 
24471 ф№31  33,176  0,0027 0,0036 
<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0151 
<0,000

<0,0012 
24472 ф№32  33,176  0,0048 0,0045 
<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0121 
<0,000

<0,0012 
24473 ф№28  32,915  0,0076 0,0018 
<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0122 
<0,000

<0,0012 
24474 ф№24  27,503 
<0,002

<0,002

<0,000

<0,004

<0,000

<0,001

<0,000

<0,002 <0,0255 
<0,000

<0,0015 
24475 ф№35  32,029  0,0047 0,0050 
<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0156 
<0,000

<0,0012 
24476 ф№36 32,0290  0,0059 0,0028 
<0,000

<0,003

<0,000

<0,000

<0,000

<0,001 <0,0187 
<0,000

<0,0012 
ДОА
нас
*  
2·10
3
  1,1·10
-1
 3,7·10
-2
 
3,0·10
-2

нн*** 
нн, 
нн  
1,5·10
-2
 
1,1·10
-2 
нн 
нн 
4,9·10
-3
 
нн 
31 
27 
15, 
4·10
-2
 
*ДОА
нас
 
 – Допустимая объемная активность радионуклидов для населения, Бк/м
3
 (НРБ-99) 
**А
V
 
 – Объемная активность радионуклидов в воздухе, Бк/м
3
 
***нн  
 – не нормируется 
Содержание  естественных  и  искусственных  радионуклидов  в  воздухе  на  территории  г.Актау  не 
превышает  нормативных  уровней,  регламентированных  нормами  радиационной  безопасности 
Республики Казахстан.  
По  результатам  исследований  воздушной  среды  г.Актау  радиоактивного  загрязнения  воздуха 
естественными и техногенными радионуклидами не обнаружено.  
 
 Использованная литература 
1.  ПЛУТОНИЙ-238,  239,  240.  Радиохимическая  методика  выделения  из  проб  почвы  и  приготовления 
препаратов для альфа-спектрометрических измерений. СТП 17.66-92 от 1.02.1993 г. 
2. Инструкции и 
методические указания по оценке радиационной обстановки на загрязненной 
территории. Межведомственная комиссия по радиационному контролю природной среды при 
Госкомгидромете СССР, 17.03.1989 г. 
3.МИ 2143-91 РК “Активность радионуклидов в объемных образцах. Методика выполнения измерений 
на гамма-спектрометре” 

1   ...   27   28   29   30   31   32   33   34   ...   38


©emirb.org 2017
әкімшілігінің қараңыз

войти | регистрация
    Басты бет


загрузить материал