2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ.
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационный контроль питьевой воды
методами радиохимического анализа

Методические рекомендации
МР 2.6.1.0064-12

Москва
2013

1. Разработаны Федеральным бюджетным учреждением науки «Санкт-Петербургский научно-исследовательский институт радиационной гигиены имени профессора П.В. Рамзаева» Роспотребнадзора (М.В. Кадука, В.Н. Шутов, Н.С. Швыдко, Л.Н. Басалаева, Н.В. Салазкина, Ю.Н. Гончарова, О.С. Кравцова, И.П. Стамат, В.В. Ступина).

2. Утверждены Руководителем Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека, Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации Г.Г. Онищенко 9 июня 2012 г.

3. Введены в действие с момента утверждения.

4. Введены впервые.

СОДЕРЖАНИЕ

Список сокращений, принятых в настоящих
методических рекомендациях

НКДАР ООН - научный комитет по действию атомной радиации при организации объединенных наций

ВОЗ - всемирная организация здравоохранения

УВ - уровень вмешательства

св. - свыше

п. - пункт

УМФ - установка малофоновая

α-излучающие - альфа-излучающие

β-излучающие - бета-излучающие

отн. ед. - относительные единицы

ОСК - образец сравнения контрольный

хч - химически чистый

чда - чистый для анализа

ДПР - дочерние продукты распада

МВИ - методика выполнения измерений

НД - нормативный документ

КУ - контрольный уровень

2.6.1. ИОНИЗИРУЮЩЕЕ ИЗЛУЧЕНИЕ.
РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ

Радиационный контроль питьевой воды
методами радиохимического анализа

1. Область применения

1.1. Настоящие методические рекомендации (далее - рекомендации) распространяются на порядок приготовления счетных образцов для определения удельной суммарной альфа- и бета-активности и удельной активности основных дозообразующих радионуклидов в питьевой воде и выполнение контроля качества питьевой воды по показателям радиационной безопасности.

1.2. Основной целью рекомендаций является обеспечение единых подходов при выполнении анализов удельной суммарной альфа- и бета-активности, а также радионуклидного состава и удельной активности основных природных (исключая ²²²Rn) и техногенных радионуклидов в воде.

1.3. Настоящие рекомендации предназначены для органов и организаций Роспотребнадзора в субъектах Российской Федерации, осуществляющих контроль и санитарно-эпидемиологическую оценку питьевой воды по показателям радиационной безопасности, а также для аккредитованных в установленном порядке на право проведения соответствующих измерений лабораторий радиационного контроля и организаций, обеспечивающих централизованное водоснабжение населения при проведении производственного радиационного контроля.

2. Нормативные ссылки

2.1. Федеральный закон от 9.01.96 № 3-ФЗ «О радиационной безопасности населения».

2.2. Федеральный закон от 30.03.99 № 52-ФЗ «О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения».

2.3. СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)».

2.4. СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».

2.5. СанПиН 2.6.1.2800-10 «Гигиенические требования по ограничению облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения».

2.6. МУ 2.6.1.1981-05. «Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности. Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения с повышенным содержанием радионуклидов».

2.7. МУ 2.6.1.2719-10 «Изменение 1 к МУ 2.6.1.1981-05 «Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности. Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения с повышенным содержанием радионуклидов».

2.8. ГОСТ Р 51592-2000 «Вода. Общие требования к отбору проб».

2.9. СанПиН 2.1.4.1074-01 «Питьевая вода. Гигиенические требования к качеству воды централизованных систем питьевого водоснабжения. Контроль качества».

2.10. Письмо Федеральной службы по надзору в сфере защиты прав потребителей и благополучия человека от 21.08.2006 № 0100/9009-06-32 «О радиационном контроле за питьевой и минеральной водой».

2.11. МР 0100/13609-07-34 «Отбор и подготовка проб литьевой воды для определения показателей радиационной безопасности».

2.12. ГОСТ Р 8.594-2002 «Метрологическое обеспечение радиационного контроля».

3. Термины и определения

В настоящем документе принята терминология в соответствии с НРБ-99/2009 и ОСПОРБ-99/2010. В дополнение к ним используются следующие термины:

Контрольный источник - радионуклидный источник ионизирующего излучения, предназначенный для калибровки средств измерений ионизирующих излучений.

Контрольный образец сравнения - радиоактивный источник излучения, служащий для калибровки по нему других источников ионизирующих излучений, утверждённый в качестве образцового в установленном порядке.

Коэффициент связи - коэффициент, связывающий активность счетного образца со скоростью счета импульсов от его излучения.

Минимальная измеряемая активность - А_мин - активность радионуклида в счетном образце, при измерении которой на данной радиометрической установке за время экспозиции один час относительная случайная (статистическая) погрешность результата измерений составляет 50 % при доверительной вероятности Р = 0,95.

Носитель - вещество, которое, будучи связано с ничтожно малым (индикаторным) количеством другого вещества, проносит последнее через весь химический или физический процесс.

Проба воды - определенное количество воды, отобранное из контролируемого источника в соответствии с принятой методикой отбора проб.

Радиометрическая установка - техническое средство (радиометр, спектрометр) для измерения активности (удельной активности) радионуклидов в счетном образце.

Счетный образец - определённое количество вещества, полученное из пробы согласно установленной методике и предназначенное для измерений его параметров на радиометрической установке в соответствии с регламентированной методикой выполнения измерений.

Суммарная активность - условная активность счетного образца, численно равная активности регламентированного образца сравнения при одинаковых показаниях радиометра.

Химический выход радионуклида - отношение количества носителя радионуклида в измеряемом образце к количеству носителя этого радионуклида, добавленного в пробу.

4. Общие положения

Природные радионуклиды можно разделить на две большие группы - первичные, т.е. те, которые образовались одновременно со стабильным веществом Земли, и космогенные, которые образуются постоянно в результате ядерных реакций под действием космического излучения или поступают с внеземным веществом. Очевидно, к настоящему моменту в окружающей среде присутствуют только те первичные радионуклиды, период полураспада которых соизмеримо возрастом Земли [1].

Три первичных радионуклида - ²³⁸U, ²³⁵U и ²³²Th - являются родоначальниками естественных радиоактивных рядов (прилож. 1). С течением времени в естественных радиоактивных рядах установилось вековое равновесие - состояние, в котором активности (но не количества ядер) всех членов ряда равны между собой. Вековое равновесие между радионуклидами устанавливается в том случае, если период полураспада материнского радионуклида велик по сравнению с периодом полураспада дочернего. Для установления радиоактивного равновесия достаточен промежуток времени, равный 10 периодам полураспада дочернего радионуклида. Различные геохимические процессы могут приводить к фракционированию членов радиоактивных рядов, поэтому вековое равновесие сохраняется только в системе, замкнутой относительно материнского и дочерних радионуклидов.

По данным НКДАР ООН, вклад питьевой воды в суммарную дозу облучения населения не является преобладающим (за исключением отдельных регионов) и обусловлен, в основном, присутствующими в воде радионуклидами природных рядов урана и тория. Наибольший вклад в формирование дозы облучения за счет потребления питьевой воды вносят изотопы урана (²³⁸U и ²³⁴U), радия (²²⁶Ra и ²²⁸Ra), радон (²²²Rn) и полоний-210 (²¹⁰Po), в меньшей степени - свинец-210 (²¹⁰Pb) и изотопы тория (²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³²Th) (МУ 2.6.1.1981-05).

Для обеспечения радиационной безопасности питьевого водоснабжения населения необходима информация об удельной активности радионуклидов присутствующих в питьевой воде. В соответствии с рекомендациями ВОЗ в действующих нормативных документах установлены жесткие требования к содержанию радионуклидов и порядку проведения радиационного контроля питьевой воды.

Проведение радиационного контроля воды является сложной задачей, поскольку сама вода является сложным объектом для анализа.

В силу чрезвычайной вариабельности радионуклидного состава и удельной активности природных радионуклидов, минерального состава и других характеристик природных вод необходимо использование, по возможности, прямых радиохимических методов определения содержания радионуклидов.

Следует подчеркнуть, что большинство известных радиохимических методик определения природных радионуклидов предусматривает их анализ из одной пробы воды, из которой отбираются отдельные аликвотные части от 0,5 до 2,0 кг для определения удельной активности групп изотопов одного или двух элементов. Вместе с тем, информация, получаемая из одной пробы при последовательном выделении из нее радиоизотопов урана, радия, свинца и полония, более достоверна, особенно учитывая высокую степень вариабильности радионуклидного состава природных вод. Реализация этого подхода нуждается в серьезных радиохимических проработках по созданию схем последовательного разделения и идентификации различных нуклидов из одной пробы, что, помимо указанных выше преимуществ, позволяет сделать процесс более экономичным - сокращает время анализа, расход реактивов, энерго- и трудозатраты.

Настоящая методика обеспечивает определение суммарных радиологических показателей воды и удельной активности природных (²²⁶Ra, ²²⁴Ra, ²²⁸Ra, ²¹⁰Ро, ²¹⁰Pb, ²¹⁰Bi, ²³⁸U, ²³⁴U, ²³²Th, ²²⁸Th, ²³⁰Th, ⁴⁰K) и техногенных радионуклидов (¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr) из одной пробы воды, из которой отбираются аликвоты: 1 кг - для определения удельной суммарной альфа- и бета-активности, 10 кг - для определения удельной активности природных радионуклидов и не менее 4 кг - для определения удельной активности ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr и ⁴⁰K (4 кг на техногенно загрязненных территориях и 20 кг для определения удельной активности радионуклидов на уровне фоновых значений).

Радиационный контроль воды проводится в несколько этапов:

- отбор и доставка проб для анализа;

- предварительная оценка соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности (определение удельной суммарной альфа- и бета-активности);

- исследование радионуклидого состава воды (при превышении контрольного уровня);

- оценка качества воды по радиологическим показателям.

Для получения достоверной оценки радиологических показателей воды на каждом этапе контроля необходимо выполнять определенные требования.

На первом этапе, при отборе проб воды (прилож. 2), должны использоваться емкости из полимерных материалов для исключения сорбции микроколичеств радионуклидов. Важно также, чтобы отобранная вода была подкислена (НСl) и своевременно подверглась процедуре пробоподготовки - срок хранения пробы перед определением суммарных показателей и удельных активностей природных радионуклидов не должен превышать 14 дней (при необходимости определения удельной активности ²²²Rn срок хранения не должен превышать 2 дней). Нарушение указанных процедур может привести к неконтролируемым потерям радионуклидов, а значит к искажению результатов. В акте отбора проб (прилож. 3) должна содержаться вся информация, необходимая для идентификации источника водоснабжения.

На втором этапе измеряется удельная суммарная альфа- и бета-активность воды для предварительной оценки соответствия питьевой воды критериям радиационной безопасности. Для питьевой воды подземных источников водоснабжения одновременно с измерением удельной альфа- и бета-активности требуется определять содержание ²²²Rn. Время от отбора до доставки пробы воды в лабораторию с целью определения удельной активности ²²²Rn должно быть не более двух суток.

При превышении контрольных уровней удельной суммарной α- и β-активности выполнение радионуклидного анализа воды обязательно, причем желательно с привлечением радиохимических методов, позволяющих дать точную количественную характеристику того или иного радионуклида в исследуемой пробе. Несмотря на сложность и трудоемкость радиохимических методов, необходимость привлечения специалистов высокой квалификации, преимущество использования радиохимических приемов для контроля и гигиенической оценки питьевой воды по показателям радиационной безопасности очевидно.

Радиохимический анализ позволяет с высокой степенью надежности выделять радиохимически чистые изотопы, избегать косвенные оценки содержания радионуклидов, обладает высокой чувствительностью, точностью и информативностью.

При оценке радиационной безопасности питьевого водоснабжения населения радиохимический анализ питьевой воды должен обеспечить определение основных дозообразующих природных радионуклидов с обязательным повторным определением удельной суммарной активности α- и β-излучающих радионуклидов из объема водной пробы, представленной для радиохимического анализа, для подтверждения соответствия суммарной альфа- и бета-активности и суммарной активности выделенных радионуклидов.

Радиохимическая подготовка, как правило, включает стадию концентрирования (при определении содержания природных радионуклидов в воде это выпаривание 10 кг до 1 кг), затем следует селективное выделение группы изотопов одного или нескольких элементов, отделение их от макрокомпонентов, радиохимическая очистка каждого радионуклида, приготовление счетного образца для измерения активности.

Проведение радионуклидного анализа воды с использованием 10 кг исходного материала позволяет обеспечивать минимально измеряемую удельную активность не более 0,2 от величины уровня вмешательства (УВ) для каждого радионуклида, что и требуется в нормативных документах, в частности в МУ 2.6.1.1981-05 «Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности. Оптимизация защитных мероприятий источников питьевого водоснабжения с повышенным содержанием радионуклидов».

5. Диапазон измерений
и характеристики погрешности измерений

Диапазон и относительная погрешность измерений радиологических показателей проб воды приведены в табл. 1.

Таблица 1

Диапазон и относительная погрешность измерений
радиологических показателей проб воды

Примечания.

1. Приведенные в таблице погрешности измерения величины радиологических показателей определены на нижней границе диапазона измерений для однократного измерения активности счетного образца, приготовленного из 1 кг пробы, и измерения собственною фона радиометра в течение не менее 1 ч для каждого.

2. При временах измерения активности счетного образца и собственного фона радиометра, отличных от 1 ч, погрешности измерения могут быть рассчитаны по формуле (25), приведенной в п. 13.11.3.

3. При использовании для приготовления счетного образца пробы массой более 1 кг границы диапазона измерений радиологических показателей проб воды в табл. 1, соответствующего данной относительной погрешности результатов измерений, необходимо поделить на величину, численно равную массе пробы воды в килограммах.

6. Принципы определения удельной суммарной
альфа- и бета-активности и удельной активности
радионуклидов в пробах воды

Из отобранной пробы воды выделяют аликвоты массой 1 кг для определения удельной суммарной альфа- и бета-активности, 10 кг - для определения удельной активности природных радионуклидов и не менее 4 кг для определения удельной активности ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr и ⁴⁰K.

Для определения удельной суммарной альфа- и бета-активности* из аликвоты пробы массой 1 кг путем упаривания до сухого остатка приготавливают счетный образец, активность которого определяют на альфа-бета радиометре, отградуированном в единицах активности.

________

* В настоящем документе в качестве образца сравнения для измерения суммарной бета-активности используется хлорид калия с радионуклидом ⁴⁰K. В качестве образца сравнения для суммарной альфа-активности используется образец, изготовленный на основе ²²⁶Ra.

Для определения удельной активности природных радионуклидов из аликвоты пробы массой 10 кг путем радиохимического анализа приготавливают счетные образцы, содержащие отдельные радионуклиды. Активность каждого радионуклида определяют с помощью альфа-бета радиометра и альфа-спектрометра, предварительно отградуированных в единицах активности.

Определение удельной активности ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr проводят не ранее, чем через 15 дней после отбора пробы воды, когда наступит радиоактивное равновесие между ⁹⁰Sr и его дочерним продуктом распада - ⁹⁰Y. Из аликвоты пробы массой не менее 4 кг ¹³⁷Cs выделяют сурьмяно-йодидным методом, активность ⁹⁰Sr определяют по активности его дочернего радионуклида ⁹⁰Y, который осаждают оксалатным методом. Активность приготовленных счетных образцов определяют на альфа-бета-радиометре УМФ-2000, который предварительно градуируют в единицах активности ¹³⁷Cs и ⁹⁰Y соответственно.

Для контроля неизбежных в процессе анализа потерь радионуклидов в исследуемую пробу на самом первом этапе ее обработки для каждого из определяемых изотопов добавляют известное количество носителя, в качестве которого используют соляно-кислые или азотнокислые соли соответствующих элементов. После проведения анализа определяют количество оставшегося носителя. Отношение количества носителя, определенного на выходе, к количеству носителя, добавленного в пробу, дает величину химического выхода для каждого радионуклида:

ρ - химический выход изотопа, отн. ед.;

m₁ - количество носителя, определенного на выходе, мг;

m₂ - количество носителя, добавленного в пробу, мг.

7. Средства измерений
и вспомогательное оборудование

7.1. Средства измерений

7.1.1. Альфа-спектрометр с характеристиками
не хуже следующих:

Время установления рабочего режима - не более 10 мин

Интегральная нелинейность в диапазоне энергий 4 ÷ 9 МэВ - не более 0,1 %

Энергетическая ширина канала - не более 5,0 кэВ

Эффективность регистрации излучения радионуклида ²³⁹Рu не менее 0,25 Бк^-1⋅с^-1 на расстоянии 5 мм от детектора

Временная нестабильность характеристики преобразования - не более 2 % за 8 ч измерений

Абсолютное энергетическое разрешение по энергии 5,16 МэВ - менее 50 кэВ; 5,49 МэВ - менее 50 кэВ; 5,81 МэВ - менее 50 кэВ

7.1.2. Альфа-бета-радиометр типа УМФ-2000 или другой
с характеристиками не хуже следующих:

Скорость счета фона - не более 0,05 имп/мин по альфа-каналу и не более 2,3 имп/мин - по бета-каналу

Эффективность регистрации бета-излучения ¹³⁷Cs - не ниже 3,7 имп/(мин⋅Бк) и ⁹⁰Sr (⁹⁰Y) - не ниже 7,5 имп/(мин⋅Бк) соответственно*

________

* Установлена для счетных образцов толщиной не более 0,06 г/см²

Эффективность регистрации альфа-излучения электрохимических счетных образцов с диаметром активного пятна 26 мм - не ниже 16,2 имп/(мин⋅Бк)

Основная погрешность определения активности счетных образцов - не более 10 % при Р = 0,95

7.1.3. Эталонные радионуклидные источники
и растворы радионуклидов

Образцовые спектрометрические источники альфа-излучения 2-го разряда с радионуклидами ²³⁹Pu, ²⁴²Рu и ²³⁸Рu активностью в диапазоне 10 - 100 Бк

Образцовый источник бета-излучения 2-го разряда с радионуклидом ⁹⁰Sr (⁹⁰Y) активностью в диапазоне 10 - 100 Бк

Эталонные растворы радионуклидов ²²⁶Ra, ²²⁸Ra, ²³²U, ²¹⁰Pb, ¹³⁷Cs, (⁹⁰Sr + ⁹⁰Y) объемной активностью от 10 до 50 Бк/см³ с погрешностью измерений объемной активности не более 6 %

Контрольный образец сравнения ОСК-210 (²¹⁰Ро + ²¹⁰Bi) активностью от 10 до 50 Бк с погрешностью измерений активности не более 6 %

7.1.4. Средства измерения массы и объема, применяемые
при приготовлении счетных образцов

7.2. Вспомогательное оборудование

7.3. Для выполнения измерений по настоящим рекомендациям могут применяться другие средства измерений и вспомогательное оборудование, характеристики которых не хуже перечисленных в п. 7.1.

7.4. Все средства измерений должны иметь действующие свидетельства о метрологической поверке.

8. Реактивы и материалы

Для выполнения измерений по настоящим рекомендациям требуются следующие реактивы и материалы:

Примечание. Все используемые для выполнения анализа по настоящим рекомендациям реактивы и материалы должны быть марок хч или чда. Процедура приготовления рабочих растворов и растворов носителей приведена в прилож. 4. Процедура приготовления калибровочных образцов и градуировки альфа-бета-радиометра приведена в прилож. 5.

9. Требования безопасности

Работы по настоящим рекомендациям должны проводиться с соблюдением требований:

- СанПиН 2.6.1.2523-09 «Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)»;

- СП 2.6.1.2612-10 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (ОСПОРБ-99/2010)».

При работе с измерительными приборами и вспомогательным оборудованием необходимо соблюдать требования безопасной эксплуатации, изложенные в соответствующих разделах технической документации на приборы.

10. Требования к квалификации

К выполнению работ по настоящим рекомендациям допускаются лица не моложе 18 лет, прошедшие обучение и практическую подготовку по соответствующей программе, имеющие квалификацию химика, оператора (лаборанта) по радиометрическим и спектрометрическим измерениям, врача по санитарно-гигиеническим лабораторным исследованиям, врача-лаборанта, фельдшера-лаборанта или инженерно-технические работники, допущенные к выполнению работ в установленном порядке, ознакомленные с руководством по эксплуатации и техническим описанием альфа-бета-радиометра и/или альфа-спектрометра.

11. Приготовление счетных образцов
для измерения удельной суммарной альфа-
и бета-активности воды

При определении удельной суммарной альфа- и бета-активности необходимо соблюдать, по крайней мере, два условия.

Во-первых, при прокаливании остатка, полученного в результате упаривания воды и ее сульфатации (для обеспечения идентичности матриц стандарта и пробы), температура не должна превышать 300 - 400 °С.

Во-вторых, следует соблюдать временной интервал измерения полученного счетного образца после его приготовления. При наличии в пробе воды ²²⁶Ra при прокаливании из препарата удаляется ²²²Rn, через 3 - 4 ч распадаются его дочерние продукты распада (ДПР) и именно по прошествии этого времени следует выполнять измерение суммарной активности α- и β-излучающих радионуклидов, поскольку в дальнейшем становится заметным накопление ²²²Rn и его ДПР из ²²⁶Ra, содержащегося в сухом остатке, что выражается в существенном увеличении скорости счета, особенно по α-излучению, и результаты могут быть завышены в полтора - два раза. Если необходимо провести измерение образца еще раз следует повторить процедуру прокаливания и измерения проводить, соблюдая регламентированный временной интервал. При наличии в воде других изотопов радия схемы изменения активности во времени усложняются и для одной и той же пробы, в зависимости от времени отбора, приготовления образца и его измерения, могут быть получены различающиеся данные.

Для приготовления счетных образцов для измерения удельной суммарной альфа- и бета-активности воды выпаривают 1 кг воды до объема 20 мл, переносят в фарфоровую чашку, стакан обмывают 10 мл 10 %-й H₂SO₄, 10 мл дистиллированной воды и также переливают в чашку. Содержимое чашки выпаривают на электрической плитке до удаления паров H₂SO₄ и образования сухого остатка, который затем прокаливают в муфельной печи в течение 1 ч при температуре 300 - 400 °С. После охлаждения осадок растирают до состояния «пудры», взвешивают, аликвотную часть наносят на подложку, фиксируют этиловым спиртом и высушивают под инфракрасной лампой.

Удельную суммарную альфа- и бета-активность приготовленного счетного образца измеряют на альфа-бета-радиометре типа УМФ-2000 не ранее 3 и не позднее 10 ч после последнего прокаливания (для исключения влияния ²²²Rn и ДПР) в соответствии с п. 13.2. На следующий день процедуру прокаливания осадка и измерения удельной суммарной альфа- и бета-активности повторяют для контроля.

12. Радиохимическое выделение радионуклидов
и приготовление счетных образцов для определения
их удельной активности в пробах воды

Методика предусматривает осаждение изотопов радия из раствора пробы вместе с носителем (хлористый барий) серной кислотой в форме BaSO₄, который является счетным образцом для измерения активности ²²⁶Ra и ²²⁴Ra.

²²⁸Ra определяют по дочернему ²²⁸Ас, который осаждают совместно с носителем (хлористый лантан) в виде La(OH)₃. После последующего прокаливания полученный La₂O₃(²²⁸Ac) служит счетным образцом для измерения активности ²²⁸Ac(²²⁸Ra).

Радиоактивные изотопы полония, висмута (свинца), урана и тория соосаждают с гидроокисью железа с последующим их селективным выделением и определением:

- ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi электролитически на никелевом диске, который является счетным образцом;

- ²³⁸U (при отсутствии в лаборатории альфа-спектрометра) по дочернему ²³⁴Th, выделенному на носителе (хлористый иттрий) в виде оксалата, при прокаливании которого получают счетный образец Y₂O₃(²³⁴Th) для измерения активности определяемого радионуклида;

- ²³⁸U, ²³⁴U, ²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³²Th с применением альфа-спектрометра. В этом случае для определения химического выхода урана и тория в качестве изотопных индикаторов используют стандартные растворы ²³²U и ²³⁴Th.

Счетным образцом для определения удельной активности ¹³⁷Cs является Cs₃Sb₂I₉.

⁹⁰Sr определяют по дочернему ⁹⁰Y, для этого используют счетный образец Y₂O₃, полученный осаждением с носителем (хлористый иттрий) в виде оксалата и последующим прокаливанием.

Удельную активность ⁴⁰K определяют радиометрически на основе измерений слоя половинного уменьшения его бета-излучения.

Схема радиохимического определения активности указанных радионуклидов в пробах воды представлена в прилож. 6.

12.1. Радиохимическое выделение ²²⁶Ra, ²²⁴Ra, ²²⁸Ac (²²⁸Ra)

12.1.1. Радий-радиоактивный элемент II группы периодической системы элементов. По химическим свойствам он весьма сходен с барием. Единственное валентное состояние равно 2⁺.

Слаборастворимые соли радия-сульфат и карбонат. Свойства солей радия, в основном, аналогичны свойствам солей бария, однако растворимость последних, как правило, несколько выше.

Три изотопа радия являются членами природных радиоактивных семейств: ²²⁶Ra (Т_1/2 = 1600 лет, α-излучатель) образуется при α-распаде ²³⁰Th; ²²⁴Ra (T_1/2 = 3,64 сут) - продукт α-распада ²²⁸Th; ²²⁸Ra (Т_1/2 = 5,77 лет) образуется при α-распаде ²³²Th.

Определение изотопов радия основано на выделении суммы изотопов радия - ²²⁶Ra, ²²⁸Ra, ²²⁴Ra в виде сульфата радия-бария и непосредственном измерении α-активности ²²⁶Ra и ²²⁴Ra в динамике.

Определение ²²⁸Ra основано на осаждении дочернего ²²⁸Ас (Т_1/2 = 6,13 ч) с носителем лантаном и измерении β-активности выделенного препарата на альфа-бета-радиометре (или бета-радиометре).

12.1.2. Соляно-кислый концентрат пробы воды (около 1 л), полученный после выпаривания 1 кг воды, в которую добавлена НСl до pH = 1, и содержащий в качестве носителя хлорид бария BaCl₂ (90 - 100 мг в расчете на BaSO₄) и хлорид железа FeCl₃ (20 мг в расчете на Fe₂O₃), нагревают до кипения на электрической плитке в стакане емкостью 2 л, добавляют при непрерывном перемешивании 30 мл 10 %-й H₂SO₄, кипятят 10 - 15 мин, после чего осадку дают отстояться в течение 3 - 4 ч (лучше оставить на ночь).

Прозрачный раствор над осадком сливают в стакан объемом 800 мл, осадок отфильтровывают в колбу объемом 500 мл, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 см (масса золы одного фильтра - 0,0004 г), несколько раз промывают дистиллированной водой (фильтрат 1). Время фильтрования записывают - это время отделения ²²⁴Ra от ²²⁸Th. Промытый осадок сульфата бария BaSO₄ (осадок 1) переносят в стакан объемом 150 мл с помощью 70 - 100 мл дистиллированной воды, добавляют 5 - 7 г Na₂CO₃ и кипятят при периодическом перемешивании 2 ч, подливая время от времени дистиллированную воду, чтобы объем составлял около 100 мл. Осадок карбонатов Ba(Ra)CO₃ отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 (11,0) см (осадок 2), промывают 5 %-м раствором Na₂CO₃, до отрицательной реакции на сульфат-ион, а затем один раз дистиллированной водой. Полученный фильтрат (фильтрат 2) подкисляют НСl до pH = 2, кипятят до удаления СO₂ и объединяют с фильтратом 1.

Осадок Ba(Ra)CO₃ (осадок 2) растворяют в 2 н НСl, кипятят до полного удаления углекислоты. В пробу вносят раствор хлорного железа (~10 мг на Fe₂O₃) и осаждают безугольным аммиаком Fe(OH)₃ для дополнительной очистки радия от изотопов полония, висмута, свинца, тория и урана. Осадок (осадок 3) отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «красная лента» диаметром 12,5 (11,0) см (записывают время фильтрования), промывают горячей водой, растворяют в 2 н НСl и объединяют с фильтратом 1.

Фильтрат, полученный после отделения Fe(OH)₃ и содержащий радиохимически чистые изотопы ²²⁴Ra, ²²⁶Ra, ²²⁸Ra, подкисляют НСl до pH = 2, вносят раствор носителя лантана (60 мг на La₂O₃) и оставляют на 36 - 40 ч для накопления ²²⁸Ас, затем раствор нагревают до температуры 70 °С и аммиаком (без углекислоты) осаждают гидроокись лантана (актиния). Осадок отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 см (время окончания фильтрования, т.е. время отделения ²²⁸Ас от ²²⁸Ra, записывают), промывают горячей дистиллированной водой с добавлением безугольного аммиака, высушивают, прокаливают при температуре 800 °С, растирают в тигле стеклянной палочкой до состояния «пудры», переносят на подложку, фиксируют несколькими каплями этилового спирта, равномерно распределяют, высушивают под инфракрасной лампой и взвешивают для определения химического выхода.

Измерение активности ²²⁸Ас в приготовленном счетном образце и определение его удельной активности в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.3.

Фильтрат 3 (после отделения ²²⁸Ас на осадке гидроокиси лантана) подкисляют НСl до pH = 1, нагревают до кипения и осаждают сульфат бария (радия) 10 %-м раствором H₂SO₄. После отстаивания осадок отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 см, промывают дистиллированной водой, высушивают и прокаливают при температуре 800 °С в течение 1 ч. Записывают время окончания прокаливания. Осадок растирают, равномерно наносят на подложку и взвешивают на аналитических весах.

Измерение активности ²²⁸Ac и ²²⁶Ra в приготовленном счетном образце и определение их удельной активности в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.4.

12.2. Радиохимическое выделение ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi (²¹⁰Pb)

Метод определения полония основан на электрохимическом осаждении радионуклида на никелевом диске из соляно-кислых растворов. Этот метод называется электролитическим замещением или бестоковым электролизом.

Определение ²¹⁰Pb производят по дочернему ²¹⁰Bi, который так же, как и ²¹⁰Ро, электрохимически осаждается на никелевом диске.

При определении полония следует принимать меры для предотвращения его сорбции на стекле; растворы должны быть 0,7 н по соляной кислоте и не ниже 0,5 - 1 % по лимонной кислоте.

Во всех случаях при осаждении полония на никелевый диск следует применять только соляную кислоту, а не азотную, т.к. последняя растворяет (особенно сильно при нагревании) никель.

Осаждению полония на никелевый диск мешает ион трехвалентного железа, если количество его в анализируемом растворе превышает 10 мг. Для устранения влияния железа добавляют аскорбиновую кислоту, восстанавливающую трехвалентное железо в двухвалентное, которое не мешает электрохимическому осаждению полония. Объем раствора не должен превышать 100 мл.

Методика выделения ²¹⁰Ро сводится к следующему: объединенные после осаждения сульфатов фильтраты (фильтрат 1, фильтрат 2 и раствор осадка 3) упаривают до 600 - 800 мл и аммиаком, не содержащим СO₂, при pH = 9 осаждают гидрат окиси железа, с которым соосаждаются изотопы урана, тория, полония, свинца, висмута и др. Осадок после отстаивания отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «красная лента» диаметром 12,5 (11,0) см, промывают горячей дистиллированной водой, растворяют в 70 мл 1 н НСl, добавляют 500 - 700 мг лимонной кислоты и аскорбиновую кислоту до обесцвечивания раствора. Раствор доводят дистиллированной водой до 100 мл. В раствор помещают диск из никелевой фольги (рекомендуется применять диски диаметром 34 мм и толщиной 0,6 мм), закрепленный в тефлоновой кассете, которая обеспечивает выделение ²¹⁰Ро на одной стороне диска. Нагревают содержимое стакана на кипящей водяной бане в течение 6 ч, периодически перемешивая. Объем жидкости должен быть равным 100 мл в течение всего времени выделения, поэтому необходимо добавлять к пробе дистиллированную воду по мере ее испарения. Осаждение полония сильно зависит от условий проведения процесса, поэтому все требования должны строго соблюдаться.

Через 6 ч вынимают диск из тефлоновой кассеты, промывают дистиллированной водой, этиловым спиртом и высушивают на воздухе. Записывают время - это время отделения ²¹⁰Bi от ²¹⁰Рb. Раствор, оставшийся после электрохимического осаждения изотопов полония и висмута, содержащий изотопы урана и тория (раствор 4), оставляют для дальнейшего определения этих радионуклидов.

Измерение активности ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi в приготовленном счетном образце и определение их удельной активности в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.5.

После измерения активности диски дезактивируют, для чего их необходимо прокипятить в течение 1 ч с 0,5 н HNO₃, промыть проточной водой, обработать мелкой наждачной бумагой, промыть дистиллированной водой и этиловым спиртом или ацетоном. Такая обработка обеспечивает необходимую дезактивацию дисков.

Примечание. Для дополнительного контроля полноты выделения ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi в отдельных пробах периодически выборочно в раствор, полученный после первого выделения ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi, помещают тефлоновую кассету с новым диском и содержимое выдерживают на кипящей водяной бане в течение 1 ч при помешивании. Затем вынимают диск, промывают водой, спиртом, высушивают на воздухе и выполняют измерение альфа- и бета-активности счетного образца.

В том случае, если активность радионуклидов на втором диске не превышает 5 % от активности на первом диске, за результат измерений принимают активность ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi на первом диске, вычисленную по формулам:

0,9 - химический выход ²¹⁰Ро, отн. ед.

0,85 - химический выход ²¹⁰Bi, отн. ед.

В противном случае проводят выделение ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi на третьем диске с последующим измерением активности радионуклидов.

Активность радионуклидов в счетном образце вычисляют по формуле:

12.3. Радиохимическое выделение изотопов урана

Природный уран состоит из трех изотопов, однако в значимых количествах в природных водах и других объектах окружающей среды доминируют, как правило, ²³⁸U и ²³⁴U.

В применяемой в данных рекомендациях схеме анализа предусмотрено два варианта выделения, очистки и измерения активности изотопов урана.

12.3.1. По первому варианту с использованием радиометра типа УМФ-2000 определяют ²³⁸U. Определение ²³⁸U производят по дочернему ²³⁴Th. Выделение ²³⁴Тh основано на соосаждении его с оксалатом иттрия. Для этого в раствор, оставшийся после электрохимического осаждения на никелевом диске ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi (раствор 4), вносят хлористый иттрий (около 60 мг в расчете на Y₂O₃). Для разрушения лимонной и аскорбиновой кислот раствор упаривают в стакане, закрытом часовым стеклом, до влажных солей, добавляя по 10 - 15 мл смеси концентрированных соляной и азотной кислот в объемном соотношении 1:1. Операцию повторяют 3 - 5 раз.

Влажные соли обрабатывают несколько раз концентрированной НСl для удаления HNO₃. Остаток растворяют в 100 мл 1 н НСl, нагревают до кипения. Нерастворимый осадок отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «белая лента» диаметром 12,5 см и отбрасывают. К фильтрату добавляют 10 мл насыщенного раствора щавелевой кислоты и аммиаком доводят pH до 1,5. Раствор с осадком оксалата иттрия (тория) охлаждают, оставляют на 1 - 2 ч, затем осадок отфильтровывают через обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 см, промывают дистиллированной водой и отбрасывают. Записывают время фильтрования (это время отделения ²³⁴Th от ²³⁸U). К оставшемуся фильтрату добавляют смесь НСl (30 мл) и HNO₃ (30 мл) и упаривают до влажных солей. Операцию повторяют 2 - 3 раза до полного разложения щавелевой кислоты. Влажные соли обрабатывают несколько раз концентрированной НСl для удаления HNO₃. Остаток растворяют в 30 мл 2 н НСl, разбавляют дистиллированной водой до 80 мл, нагревают, приливают 10 мл 10 %-го раствора (NH₄)₂CO₃, устанавливают pH = 8 - 9 с помощью раствора NH₄OH, отфильтровывают выпавший осадок через фильтр «белая лента», промывают 2 % раствора углекислого аммония. Осадок отбрасывают. К фильтрату, содержащему растворимый карбонатный комплекс UO₂(CO₃)₃^-4 осторожно приливают смесь HNO₃ и НСl (1:1), закрывают часовым стеклом и кипятят до разрушения аммонийных солей (операцию необходимо повторить 2 - 4 раза). Удаление HNO₃ проводят обработкой влажных солей концентрированной НСl. Влажные соли растворяют в 30 - 50 мл 2 н НСl, разбавляют дистиллированной водой до 100 мл и оставляют на накопление ²³⁴Th (время накопления ²³⁴Th с учетом его периода полураспада не должно быть менее 24 дней). После накопления ²³⁴Th в фильтрат повторно вносят хлористый иттрий, раствор кипятят 20 - 30 мин, после чего проводят вторичное осаждение оксалата иттрия (тория) указанным выше способом. Выделенный осадок оксалата прокаливают при температуре 800 - 900 °С. Окись иттрия растирают до состояния пудры, взвешивают и наносят на подложку для измерения бета-активности препарата.

Измерение активности ²³⁴Th в приготовленном счетном образце и определение удельной активности ²³⁸U в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.6.

12.3.2. По второму варианту определяют ²³⁸U и ²³⁴U. Метод основан на хроматографическом разделении изотопов урана и тория анионитом ЭДЭ-10П (или другим полифункциональным низкоосновным анионитом конденсационного типа) с последующим альфа-спектрометрическим определением активности радионуклидов [2].

В данном случае для определения химического выхода урана и тория на начальном этапе анализа в пробу вводят изотопные индикаторы, в качестве которых используют ²³²U и ²³⁴Th. Активность вносимого ²³²U не должна превышать ожидаемые в пробе воды активности ²³⁸U и ²³⁴U более чем в 5 - 10 раз. Как правило, в пробу вносят 0,2 - 0,3 Бк ²³²U. Количество вносимого ²³⁴Th не должно быть менее 50 Бк/пробу. Для приготовления контрольного раствора изотопного индикатора ²³⁴Th используют методику, приведенную в МВИ «Методика выполнения измерений объемной активности изотопов тория (232, 230, 228) в природных водах альфа-спектрометрическим методом с радиохимической подготовкой» (прилож. 7, п. 7).

Раствор, оставшийся после выделения из него ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi (раствор 4), упаривают до 20 - 30 мл, добавляют 10 мл смеси концентрированных НСl и HNO₃ (объемное соотношение 1:1), закрывают часовым стеклом и кипятят до образования влажных солей. Операцию повторяют несколько раз до полного разложения органических веществ (в основном лимонной и аскорбиновой кислот). Влажные соли обрабатывают концентрированной НСl до удаления HNO₃, растворяют в 50 мл 8 н НСl и пропускают раствор через колонку диаметром 10 мм с 15 мл анионообменной смолы ЭДЭ-10П со скоростью 1 мл/мин. Затем через колонку пропускают 70 мл 8 н НСl. Объединенный элюат (раствор 5), содержащий изотопы тория, оставляют для дальнейшего определения этих радионуклидов.

Изотопы урана элюируют с колонки 0,5 н НСl. Объем элюата должен составлять 100 - 150 мл, что обеспечивает полноту десорбции урана. Полученный раствор упаривают до 10 - 20 мл, приливают 10 мл 10 %-го раствора углекислого аммония, устанавливают pH = 8 - 9 с помощью раствора аммиака, нагревают до коагуляции осадка, затем отфильтровывают осадок через фильтр «белая лента», промывают 5 мл 2 %-го раствора углекислого аммония. Далее проводят переосаждение осадка Fe(OH)₃ для более полного отделения изотопов урана от мешающих элементов. Для этой цели отфильтрованный и промытый осадок Fe(OH)₃ растворяют в 20 мл 0,5 н НСl и повторяют процесс осаждения Fe(OH)₃ в присутствии раствора карбоната аммония. К объединенным фильтратам, содержащим растворимый карбонатный комплекс UО₂(СО₃)₃^-4 осторожно приливают смесь НNO₃ и НСl (1:1), закрывают часовым стеклом и кипятят до разрушения аммонийных солей (операцию необходимо повторить 2 - 4 раза). Удаление HNO₃ проводят обработкой влажных солей концентрированной НСl. К полученному сухому остатку добавляют 10 см³ 0,5 н HNO₃ и нагревают. К полученному раствору прибавляют 5 см³ 1 %-го раствора трилона Б, 1 см³ насыщенного (NH₄)₂C₂O₄ и 1 см³ 25 %-го NH₄Cl. Доводят аммиаком pH до 9, переносят в электролитическую ячейку, стакан обмывают 5 см³ дистиллированной воды. Промывные воды также переносят в электролитическую ячейку.

Электролиз проводят при силе тока 2 А в течение 0,5 ч. В ходе электролиза контролируют pH раствора, поддерживая его на уровне 9. За минуту до окончания электролиза в раствор добавляют 1 мл раствора аммиака. Разбирают ячейку, вынимают мишень (диск из нержавеющей стали), промывают этиловым спиртом и прокаливают на спиртовке до слегка желтого цвета. Полученный препарат является счетным образцом для измерения активности изотопов урана на альфа-спектрометре.

Примечание. Для дезактивации использованные диски кипятят в течение 1 ч в 0,5 н HNO₃, промывают проточной водой, очищают содой и обрабатывают тонкой наждачной бумагой, промывают дистиллированной водой, затем этиловым спиртом или ацетоном. Скорость счета от диска, измеренная на соответствующей аппаратуре, не должна превышать фоновые значения, в противном случае очистку повторяют.

12.4. Радиохимическое выделение изотопов тория

По настоящим рекомендациям определяют три альфа-излучающих изотопа тория: ²³²Th, член его радиоактивного семейства - ²²⁸Th, а также ²³⁰Тh, который является членом природного семейства ²³⁸U. Для определения удельной активности изотопов тория соляно-кислый раствор, полученный после отделения изотопов урана (раствор 5), разбавляют дистиллированной водой до кислотности 3 н по НСl. Приготовленный соляно-кислый раствор пропускают через колонку, заполненную катионитом КУ-2-8 со скоростью 1 мл/мин. При этом на смоле сорбируются изотопы тория, одновременно происходит отделение основных макрокомпонентов. Для очистки от ионов железа и некоторых других катионов смолу промывают 100 мл³ н НСl с той же скоростью. Десорбцию изотопов тория проводят с помощью раствора оксалата или карбоната аммония, который образует с торием отрицательно заряженный карбонатный комплекс. Для этого через смолу пропускают 100 мл 10 %-го раствора оксалата или карбоната аммония. Первую порцию приливают очень осторожно, так как происходит бурное разложение карбоната в соляной кислоте, оставшейся на смоле. Можно предварительно вытеснить фронт кислоты из верхней части колонки небольшой (5 - 8 мл) порцией воды.

Элюат, содержащий изотопы тория, выпаривают до влажных солей, приливают 10 - 15 мл смеси концентрированной соляной и азотной кислот (1:1), закрывают часовым стеклом и продолжают выпаривание. Обработку кислотами повторяют до полного разрушения карбоната аммония. Азотную кислоту удаляют выпариванием влажных солей с концентрированной соляной кислотой (несколько раз). Полученный сухой остаток растворяют при нагревании в 10 см³ 1%-го раствора трилона Б, приливают по 1 см³ 25 %-го раствора NH₄Cl и насыщенного раствора (NH₄)₂CO₃, устанавливают pH 3 - 4 добавлением по каплям 7 н HNO₃. Раствор переносят в электролитическую ячейку, стакан обмывают 8 см³ дистиллированной воды. Промывные воды также переносят в электролитическую ячейку.

Электролиз проводят при силе тока 2 А в течение 0,5 ч. В ходе электролиза контролируют pH раствора, поддерживая его на уровне 3 - 4, добавлением по каплям аммиака или 7 н HNO₃. За минуту до окончания электролиза в раствор добавляют 1 мл раствора аммиака. Разбирают ячейку, вынимают мишень (диск из нержавеющей стали), промывают этиловым спиртом и прокаливают на спиртовке до слегка желтого цвета. Полученный препарат является счетным образцом для измерения активности изотопов тория на альфа-спектрометре.

Примечание. При отсутствии альфа-спектрометра можно провести измерение суммарной активности изотопов тория в приготовленном счетном образце радиометрически, в соответствии с п. 13.7. В этом случае раствор изотопного индикатора ²³⁴Th в пробу не вносят. Химический выход тория считают равным 0,75 (эта величина была определена экспериментально при разработке методики с использованием образцового раствора).

12.5. Радиохимическое выделение ⁹⁰Y (⁹⁰Sr) и ¹³⁷Cs

В отобранную аликвоту воды после подкисления НСl до pH = 1 вносят растворы носителей - хлористый иттрий (60 мг в расчете на Y₂O₃), хлористый стронций (100 мг в расчете на SrSO₄), хлористый цезий (80 мг в расчете на Cs₃Sb₂I₉) и хлористый лантан (60 мг в расчете на La₂O₃). При малой минерализации воды в пробу необходимо добавить 50 - 100 мг хлористого кальция. Пробу упаривают до 500 - 600 мл. Из горячего раствора осаждают оксалаты щелочно-земельных элементов добавлением насыщенного раствора щавелевой кислоты (или щавелево-кислого аммония) и раствора аммиака до pH = 4. Раствор с осадком оставляют на 2 - 4 ч, отфильтровывают осадок и промывают его дистиллированной водой, содержащей оксалат-ионы.

Осадок прокаливают при температуре 600 - 800 °С в течение часа, растворяют в 2 н НСl и кипятят до полного удаления СO₂. После этого осаждают гидроокись иттрия (лантана) безугольным аммиаком и отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «красная лента» диаметром 11,0 см. Записывают время отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr. Осадок растворяют в 30 - 40 мл 1 н НСl, насыщают мелкорастертым сульфатом калия до появления осадка (отделение иттрия от редкоземельных радионуклидов). Через 0,5 ч осадок отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 11,0 см, промывают раствором 1 н НСl, насыщенным сульфатом калия и отбрасывают (процедуру осаждения сульфатов калия и лантана повторяют). Фильтрат разбавляют дистиллированной водой до объема 100 мл, осаждают гидроокись иттрия безугольным аммиаком при pH = 8 - 9 и отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «красная лента» диаметром 11,0 см. Осадок растворяют в 2 н НСl, разбавляют дистиллированной водой до 100 мл, добавляют 10 мл насыщенного раствора щавелевой кислоты и аммиаком доводят pH до 1,5 для образования осадка оксалата иттрия. Через 20 - 30 мин осадок отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» диаметром 12,5 см, промывают дистиллированной водой с оксалат-ионами и прокаливают в муфеле в течение 1 ч при температуре 800 - 900 °С для переведения оксалата иттрия в Y₂O₃. Полученный осадок наносят равномерным слоем на предварительно взвешенную подложку, взвешивают осадок вместе с подложкой для определения химического выхода иттрия. Измерение активности ⁹⁰Y в приготовленном счетном образце и определение удельной активности ⁹⁰Sr в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.8.

В фильтрате (после осаждения оксалатов щелочно-земельных и редкоземельных элементов) определяют ¹³⁷Cs. Для этого в раствор последовательно вносят 5 - 7 мл 10 %-го азотно-кислого никеля и 5 - 7 мл 10 %-го ферроцианида натрия, перемешивают 2 - 3 мин и оставляют на несколько часов (лучше на ночь) для формирования осадка. Осадок ферроцианида никеля, содержащего ¹³⁷Cs, отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «синяя/белая лента» диаметром 15,0 см, и прокаливают в муфеле при температуре 400 - 500 °С в течение 2 - 3 ч до полного сгорания фильтра. Фильтрат используют для определения ⁴⁰K. Прокаленный осадок переносят в стакан, заливают 3 н НСl и нагревают до кипения. Нерастворившиеся частицы отфильтровывают, используя обеззоленный фильтр «белая/желтая лента» диаметром 7,0 см, промывают на фильтре 3 н НСl, общий объем раствора не должен быть более 50 мл. Фильтрат охлаждают, вносят в него 3 мл свежеприготовленного насыщенного раствора NH₄I, обесцвечивают раствор добавлением сернисто-кислого натрия, затем приливают 0,8 мл треххлористой сурьмы SbCl₃ и тщательно перемешивают раствор стеклянной палочкой до образования осадка Cs₃Sb₂I₉ красного цвета. Осадок выдерживают 1,5 - 2 ч (можно на ледяной бане).

Отстоявшийся осадок Cs₃Sb₂I₉ фильтруют, используя обеззоленный фильтр «синяя лента» или «желтая лента» диаметром 7,0 см, промывают 3 - 4 раза ледяной уксусной кислотой (до осветления промывных вод), затем этиловым спиртом до удаления запаха уксусной кислоты и высушивают. Высушенный осадок наносят равномерным слоем на предварительно взвешенную подложку, взвешивают осадок вместе с подложкой для определения химического выхода цезия.

Измерение активности ¹³⁷Cs в приготовленном счетном образце и определение его удельной активности в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.9.

12.6. Приготовление счетных образцов для определения
удельной активности ⁴⁰K

Счетный образец для определения удельной активности ⁴⁰K готовят путем выпаривания до сухого остатка фильтрата, полученного после выделения ⁹⁰Y (⁹⁰Sr) и ¹³⁷Cs. Сухой остаток прокаливают в муфельной печи в течение 1 ч при температуре 300 - 400 °С. Осадок растирают до состояния «пудры», взвешивают, переносят на подложку целиком или берут аликвоту (в зависимости от веса выделенного осадка), фиксируют этиловым спиртом, высушивают под инфракрасной лампой.

Измерение активности ⁴⁰K в приготовленном счетном образце и определение его удельной активности в пробе воды выполняют в соответствии с п. 13.10.

13. Рекомендации по измерению активности
счетных образцов и определению удельной активности
радионуклидов в пробах воды

13.1. Подготовка к измерениям

Для проведения измерения с заранее заданной погрешностью нужно определить время измерения пробы на основании заданной погрешности, скорости счета от фона и времени его измерения, а также ориентировочной скорости счета от препарата. Выбор времени счета препарата производят по формуле:

n₀ - скорость счета от препарата за вычетом фона, имп/мин;

n_ф - скорость счета от фона, имп/мин;

δn₀ - заданная погрешность измерения, %, принимается по данным табл. 1;

t_ф - время измерения фона, мин;

t - время измерения препарата, мин.

Измерения активности радионуклидов выполняют с применением альфа-бета-радиометра, например УМФ-2000, по схеме:

- проводят подготовку радиометра к работе согласно руководству по эксплуатации прибора;

- устанавливают в барабан радиометра чистую, пустую измерительную кювету и выполняют измерение фона в альфа- и/или бета-канале в течение 60 мин;

- измерения выполняют в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации радиометра, например УМФ-2000;

- время измерения и количество накопленных импульсов (N_ф) заносят в рабочий журнал;

- вычисляют фоновую скорость счета импульсов n_ф по формуле:

N_Ф - количество накопленных импульсов при измерении фона, имп;

t_ф - время измерения фона, мин;

- в случае, если n_ф превышает фоновое значение в бета- и/или альфа-канале, проводят дезактивацию барабана радиометра этиловым спиртом;

- устанавливают в барабан радиометра контрольный источник и выполняют измерение в течение 10 мин;

- время измерения t_ки, мин, и количество накопленных импульсов N_ки, имп, заносят в рабочий журнал;

- вычисляют скорость счета импульсов от контрольного источника по альфа- и/или бета-каналу n_ки по формуле:

N_ки - количество накопленных импульсов при измерении контрольного источника, имп;

t_ки - время измерения контрольного источника, мин;

- скорость счета импульсов от контрольного источника не должна отличаться от значения, указанного в свидетельстве о поверке, более чем на 5 %. В том случае, если это условие не выполняется, выясняют причины, которые могли привести к изменению чувствительности радиометра. В случае необходимости проводят ремонт, наладку прибора. После ремонта проводят поверку прибора.

13.2. Определение удельной суммарной активности
альфа- и бета-излучающих радионуклидов

13.2.1. Определяют коэффициент связи радиометра для альфа-и бета-излучения образцов сравнения, изготовленных на основе ²²⁶Ra (альфа-канал) и ⁴⁰K (бета-канал) в соответствии с прилож. 5.

13.2.2. Вычисляют скорость счета импульсов от счетного образца n_co по бета- и альфа-каналу по формуле:

 - количество накопленных импульсов при измерении счетного образца, имп;

t_co - время измерения счетного образца, мин.

13.2.3. Определяют удельную суммарную активность альфа-излучающих радионуклидов А_Σα в воде по формуле:

 - скорость счета импульсов от образца за вычетом фона по альфа-каналу, имп/мин;

K_α - коэффициент связи для альфа-излучения образца, (Бк/мг)/(имп/мин);

М - масса выделенного осадка, мг;

m - масса пробы воды, кг.

13.2.4. Определяют суммарную удельную активность бета-излучающих радионуклидов А_Σβ в воде по формуле:

 - скорость счета импульсов от образца за вычетом фона по бета-каналу, имп/мин;

K_β - коэффициент связи для бета-излучения, Бк/(имп/мин);

М - масса выделенного осадка, мг;

m - масса пробы воды, кг;

р - масса аликвоты выделенного осадка, перенесенная на подложку, мг.

13.3. Определение удельной активности ²²⁸Ас (²²⁸Ra)

13.3.1. После вычисления скорости счета импульсов от счетного образца La₂O₃ (²²⁸Ас) по бета-каналу определяют удельную активность ²²⁸Ac (²²⁸Ra) в пробе воды по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона, имп/мин;

K_Ac-228 - коэффициент связи для ²²⁸Ас, Бк/(имп/мин), определенный согласно прилож. 5;

λ_Aс-228 - постоянная распада ²²⁸Ас;

t - время, прошедшее от момента осаждения гидроокиси лантана (отделение ²²⁸Ас от ²²⁸Ra) до момента начала измерения скорости счета, ч;

t₁ - время накопления ²²⁸Ас в растворе ²²⁸Ra, ч (при условии t₁ < 40 ч);

m - масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход лантана;

ρ₁ - химический выход бария.

Величины поправок на распад ²²⁸Ac (T_1/2 = 6,13 ч) в зависимости от времени приведены в табл. 2.

Таблица 2

Поправка на распад ²²⁸Ас () в зависимости от времени

13.4. Определение удельной активности ²²⁶Ra и ²²⁴Ra

Изотопы ²²⁶Ra и ²²⁴Ra имеют сравнительно большие радиоактивные цепочки распада, в результате чего после совместного выделения этих изотопов в полученных препаратах сульфата бария(радия) происходит изменение активности, которое должно обязательно учитываться для корректного определения активности изотопов радия. Альфа-активность ²²⁴Ra в выделенном образце возрастает за счет накопления в нем короткоживущих продуктов распада радионуклида (²²⁰Rn и ²¹⁶Ро). Максимум активности, в 3,2 раза превышающий исходную величину, достигается через 15 ч. Затем происходит ее спад с T_1/2 = 3,6 дня (табл. 3).

Таблица 3

Поправка на распад ²²⁸Ra () в зависимости от времени

Нарастание альфа-активности ²²⁶Ra в течение первого месяца определяется накоплением ²²²Rn и его короткоживущих продуктов распада, которые сравнительно быстро приходят с ним в равновесие. Активность ²¹⁰Ро вследствие большого периода полураспада его предшественника ²¹⁰Рb (T_1/2 = 22,3 года) возрастает в первые три месяца медленно и, так как она на три порядка меньше обшей альфа-активности, ее можно не учитывать. ²¹⁰Ро приходит в равновесие с ²²⁶Ra более чем через 5 лет [3].

В течение первого месяца к испускаемой ²²⁶Ra альфа-частице добавляются еще три альфа-частицы, испускаемые ²²²Rn, ²¹⁸Ро и ²¹⁴Ро. Вследствие этого в этот период изменение альфа-активности ²²⁶Ra можно описать формулой:

А_t - активность ²²⁶Ra в момент времени t после отделения его от продуктов распада, Бк/кг;

A₀ - активность ²²⁶Ra в момент его выделения, когда t = 0, Бк/кг;

t - время от момента отделения ²²⁶Ra от продуктов его распада до измерения активности счетного образца, сутки;

λ - постоянная распада ²²²Rn.

Соответствующие величины, характеризующие изменение альфа-активности ²²⁶Ra в течение первого месяца после выделения радионуклида, представлены в табл. 4.

Таблица 4

Изменение альфа-активности ²²⁶Ra в первый месяц
после выделения радионуклида A_t/A₀ = χ

Для определения активности ²²⁶Ra счетный образец достаточно измерить через 4 ч, и через 1, 2 и 3 суток после отделения ²²²Rn и сравнить полученные величины с результатами, рассчитанными по формуле (13).

Совпадение (в пределах погрешности измерения) величин свидетельствует о наличии в образце преимущественно ²²⁶Ra и практическом отсутствии ²²⁴Ra, что позволяет определить активность ²²⁶Ra в период от 4 ч до 2 - 3 суток после отделения ²²⁶Ra от ²²²Rn. В этом случае вычисляют скорость счета импульсов от счетного образца (BaSO₄) по альфа-каналу через 4 ч после прокаливания, а также через 1, 2 и 3 суток. Для скорости счета импульсов, полученной через 1, 2 и 3 суток после прокаливания (т.е. после отделения ²²⁶Ra от ²²²Rn), вносят соответствующие поправки из табл. 4, берут среднюю из всех временных точек величину и определяют удельную активность ²²⁶Ra по формуле:

Р - масса счетного образца, мг;

n₁ - средняя скорость счета импульсов от счетного образца через 4 ч, а также (с учетом поправок из таблицы) через 1, 2 и 3 суток после прокаливания BaSO₄ (²²⁶Ra), имп/мин;

K_Ra-226 - коэффициент связи для ²²⁶Ra, (Бк/мг)/(имп/мин) определенный согласно прилож. 5;

m - масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход бария.

Если величины, полученные при измерении активности счетного образца через 1, 2 и 3 суток после отделения ²²⁶Ra от ²²²Rn, не совпадают с рассчитанными по формуле (13) величинами, это означает, что в пробе помимо ²²⁶Ra, в соизмеримых с ним количествах, присутствует ²²⁴Ra. В этом случае для идентификации ²²⁶Ra и ²²⁴Ra необходимо дополнительное измерение альфа-активности счетного образца через промежуток времени (t), достаточный для распада находящегося в препарате ²²⁴Ra. Поскольку период полураспада ²²⁴Ra равен 3,64 суток, дополнительное измерение альфа-активности можно проводить, начиная с 11 суток после первого измерения. К этому времени ²²⁴Ra практически распадается, а нарастание активности ²²⁶Ra учитывают, используя формулу (13).

Удельную активность ²²⁶Ra и ²²⁶Ra вычисляют соответственно по формулам:

Р - масса счетного образца, мг;

n₂ - скорость счета импульсов от счетного образца (за вычетом скорости счета фона) через t суток после первого измерения, имп/мин;

K_Ra-226 - коэффициенты связи для ²²⁶Ra и ²²⁴Ra, Бк/мг)/ и K_Ra-224 (имп/мин) определенные согласно прилож. 5;

χ - коэффициент, учитывающий регистрацию радиометром альфа-частиц, испускаемых дочерними продуктами распада ²²⁶Ra через t суток после первого измерения (табл. 4);

m - масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход бария;

n₁ - скорость счета импульсов от счетного образца (за вычетом скорости счета фона) через 4 ч после прокаливания BaSO₄ (²²⁶Ra), имп/мин;

3 - коэффициент, учитывающий регистрацию радиометром альфа-частиц, испускаемых дочерними продуктами распада ²²⁴Ra;

λ_Rа-224 - постоянная распада ²²⁴Ra;

t - время, прошедшее от момента отделения ²²⁴Ra от ²²⁸Th (осаждение Ba(Ra)SO₄) до момента первого измерения скорости счета счетного образца, сутки.

13.5. Определение удельной активности ²¹⁰Ро, ²¹⁰Bi (²¹⁰Pb)

После электролитического осаждения ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi на никелевый диск определяют скорость счета полученного образца по альфа- и бета-каналу. Измерение активности препарата выполняют не ранее, чем через 10 - 12 ч после электрохимического выделения радионуклидов, поскольку кроме ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi препарат может содержать короткоживущие альфа-активные (²¹⁸Po, ²¹⁴Ро, ²¹⁶Ро, ²¹²Ро, ²¹⁵Ро, ²¹¹Ро, ²¹¹Bi) и бета-активные (²¹⁴Bi, ²¹²Bi) радионуклиды. Выдержка препарата перед его измерением в течение 10 - 12 ч приводит к распаду этих короткоживущих радионуклидов, т.е. устраняет их мешающее влияние.

Удельную активность ²¹⁰Ро в пробе воды определяют по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона по альфа-каналу, имп/мин;

K_Pо-210 - коэффициент связи для ²¹⁰Ро, Бк/(имп/мин), полученный при использовании контрольного образца сравнения;

m - масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход ²¹⁰Ро.

Удельную активность ²¹⁰Bi в воде, которую принимают равной удельной активности ²¹⁰Pb, определяют по формуле:

n₁ - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона по бета-каналу, имп/мин;

K_Bi-210 - коэффициент связи для ²¹⁰Bi, Бк/(имп/мин), полученный при использовании контрольного образца сравнения;

m - масса пробы воды, кг;

ρ₁ - химический выход ²¹⁰Bi;

t - время от электрохимического выделения ²¹⁰Bi до измерения его активности, часы;

λ_Bi-210 - постоянная распада ²¹⁰Bi.

Примечания.

1. Химические выходы ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi были определены экспериментально при разработке методики с использованием соответствующих стандартных растворов: ρ_Po-210 = 0,9; ρ_1Po-210 = 0,85.

2. Поправки на распад ²¹⁰Bi (Т_1/2 = 120 ч) представлены в табл. 5.

Таблица 5

Поправка на распад ²¹⁰Bi () в зависимости от времени

13.6. Определение удельной активности ²³⁸U

После выделения накопившегося из урана-238 ²³⁴Th и измерения скорости счета образца на УМФ-2000 по бета-каналу удельную активность ²³⁸U в воде определяют по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона по бета-каналу, имп/мин;

K_Th-234 - коэффициент связи для ²³⁴Th, Бк/(имп/мин), определенный согласно прилож. 5;

λ_Th-234 - постоянная распада ²³⁴Th;

t - время накопления ²³⁴Th в растворе ²³⁸U, сутки;

m - масса пробы воды, кг;

ρ₁ - химический выход иттрия (²³⁴Th);

ρ₂ - химический выход ²³⁸U.

Примечание. Химический выход ²³⁸U был определен экспериментально при разработке методики с использованием стандартного раствора ²³⁸U: ρ_2(U-238) = 0,65.

13.7. Определение удельной суммарной активности
изотопов тория (²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³²Th)

Вычисляют скорость счета импульсов от счетного образца (в тонком слое) по альфа-каналу и определяют суммарную удельную активность изотопов тория в пробе воды по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона, имп/мин;

K_ΣTh - коэффициент связи для суммы изотопов тория, Бк/(имп/мин);

m - масса пробы, кг;

ρ - химический выход радионуклидов.

Примечание. Химический выход суммы альфа-излучающих изотопов тория определяют измерив скорость счета образца (²³⁴Th) на УМФ-2000 по бета-каналу.

13.8. Определение удельной активности ⁹⁰Sr

После вычисления скорости счета импульсов от счетного образца Y₂O₃ (⁹⁰Y) по бета-каналу определяют удельную активность ⁹⁰Y (⁹⁰Sr) в пробе воды по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона, имп/мин;

K_Y-90 - коэффициент связи между активностью ⁹⁰Y и скоростью счета импульсов от счетного образца, Бк/(имп/мин), определенный согласно прилож. 5;

λ_Y-90 - постоянная распада ⁹⁰Y;

t - время, прошедшее от момента отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr до времени измерения активности образца, ч;

m - масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход

Величины поправок на распад ⁹⁰Y (Т_1/2 = 64,1 ч) в зависимости от времени приведены в табл. 6.

Таблица 6

Поправка на распад ⁹⁰Y ()) в зависимости от времени

Для проверки радиохимической чистоты выделенного ⁹⁰Y счетный образец измеряют дополнительно через периоды времени, равные 1 - 2 периодам полураспада радионуклида. Скорость счета, отнесенная к величине поправки на распад в зависимости от времени, прошедшего после отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr, должна совпадать в пределах ошибки измерения со скоростью счета первого измерения.

13.9. Определение удельной активности ¹³⁷Cs

После вычисления скорости счета импульсов от счетного образца (Cs₃Sb₂I₉) по бета-каналу определяют удельную активность ¹³⁷Cs в пробе воды по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца за вычетом фона, имп/мин;

K_Cs-137 - коэффициент связи между активностью ¹³⁷Cs и скоростью счета импульсов от счетного образца, Бк/(имп/мин), определенный согласно прилож. 5;

m- масса пробы воды, кг;

ρ - химический выход ¹³⁷Cs.

13.10. Определение удельной активности ⁴⁰K

Счетный образец помещают в держатель образцов альфа-бета радиометра на посадочное место для измерения проб на толстых подложках и закрывают сверху алюминиевой фольгой толщиной 81 мг/см², поскольку максимальная энергия бета-излучения природных радионуклидов рядов ²³⁸U и ²³²Th значительно ниже, чем у ⁴⁰K, за поглощающим экраном из алюминия толщиной 81 мг/см², соответствующим слою половинного ослабления для бета-излучения ⁴⁰K, регистрируется только бета-излучение ⁴⁰K, ослабленное в 2 раза. Бета-излучение ⁹⁰Y отсутствует, т.к. он радиохимически удален из аликвоты на предыдущем этапе анализа.

После вычисления скорости счета импульсов от счетного образца, закрытого алюминиевой фольгой толщиной 81 мг/см², определяют удельную активность ⁴⁰K в пробе воды по формуле:

n - скорость счета импульсов от счетного образца, закрытого алюминиевой фольгой (толщиной 81 мг/см²) за вычетом фона, имп/мин;

K_K-40 - коэффициент связи между активностью ⁴⁰K и скоростью счета импульсов от счетного образца, Бк/(имп/мин), определенный согласно прилож. 5;

М - масса выделенного осадка, мг;

m - масса пробы воды, кг;

р - масса аликвоты выделенного осадка, перенесенной на подложку, мг.

13.11. Обработка результатов измерений

13.11.1. При полном радионуклидном анализе следует выполнять оценку соответствия удельной суммарной альфа-активности и суммы активностей радионуклидов (МУ 2.6.1.1981-05) по критерию:

A_α - удельная суммарная альфа-активность, Бк/кг;

K_i - коэффициенты, характеризующие несоответствие энергетических спектров стандартов сравнения и реальной пробы (табл. 7);

0,2 - эмпирический коэффициент, учитывающий присутствие в пробе воды других альфа-излучающих радионуклидов на уровне не более 5 % от значения УВ_i, определение которых в процессе анализа не проводили (например, ²³⁴U, ²³²Th, ²³⁰Th, ²²⁸Th).

Таблица 7

Значения коэффициента K_i при использовании
стандарта сравнения с Е_α ≅ 5,15 МэВ и нижним уровнем
дискриминации α-радиометра ≅ 3 МэВ

13.11.2. Если условие (24) выполнено, то считается, что все основные альфа-излучающие радионуклиды, содержащиеся в пробе, определены, и дальнейшие исследования воды не требуются.

13.11.3. Результаты определения удельной активности (как и удельной суммарной активности) радионуклидов в пробе воды представляют в форме:

А_изм - результат измерения;

ΔА_изм - абсолютная погрешность измерения, численное значение которой рассчитывают по формуле:

Значение δ принимают либо по табл. 1, либо рассчитывают, учитывая погрешности, возникающие на всех стадиях радиохимического анализа. Систематические погрешности складываются из относительной погрешности:

- определения химического выхода δ_ρ. В случае выделения изотопа без носителя включается относительная погрешность выхода изотопа, найденная в предварительных экспериментах;

- градуировки прибора, δ_k, суммирующейся из паспортной погрешности определения активности эталона, погрешности при отборе аликвотной части раствора и погрешности измерения активности эталонного раствора.

Среднеквадратическую погрешность измерения определяют по формуле:

N₀ - скорость счета от препарата за вычетом фона, имп/мин;

N - скорость счета от препарата с фоном, имп/мин;

t - время измерения препарата с фоном, мин;

N_ф - скорость счета от фона, имп/мин;

t_ф - время измерения фона, мин.

Среднеквадратическая погрешность зависит от времени измерения и не должна превышать 30 %.

Общую погрешность, δ_Σ, анализа рассчитывают по формуле:

14. Контроль качества результатов измерений
при реализации методики в лаборатории

14.1. Контроль качества результатов измерений при реализации методики в лаборатории предусматривает контроль:

- исполнителем процедуры выполнения измерений (на основе оценки погрешности при реализации отдельно взятой контрольной процедуры);

- стабильности результатов измерения (на основе оценки погрешности при реализации всего анализа в соответствии со схемой, приведенной в прилож. 6).

14.2. Алгоритм контроля процедуры выполнения измерений с использованием образцов для контроля (аттестованных смесей).

14.2.1. Контроль исполнителем процедуры выполнения измерений проводят путем сравнения результата отдельно взятой контрольной процедуры (К_к) с нормативом контроля (К)

14.2.2. Результат контрольной процедуры (К_к) рассчитывают по формуле:

К_х - результат контрольного измерения активности радионуклида в образце для контроля;

К_с - аттестованное значение образца для контроля.

Качество контрольной процедуры признают удовлетворительным при выполнении условия: К < δ, значения δ принимают по табл. 1 в соответствии с аттестованным значением образца для контроля.

При невыполнении условия (29) эксперимент повторяют. При повторном невыполнении условия (29) выясняют причины, приводящие к неудовлетворительным результатам.

14.2.3. Периодичность контроля исполнителем процедуры выполнения измерений, а также реализуемые процедуры контроля стабильности результатов выполняемых измерений, регламентируют в руководстве по качеству лаборатории.

Приложение 1
(справочное)

Ряды радиоактивного распада

Рис. 1. Радиоактивный ряд урана-238

Рис. 2. Радиоактивный ряд тория-232

Приложение 2
(справочное)

Инструкция
по отбору проб воды из разных источников

1. Отбор проб воды для анализа радиологических показателей следует производить с учетом общих требований ГОСТ Р 51592-2000.

2. Для отбора проб воды используют емкости из полимерных материалов, которые непосредственно перед отбором пробы необходимо не менее трех раз ополоскать водой из обследуемого источника.

3. Масса отбираемой пробы воды должна составлять 1 кг при анализе суммарных показателей, 10 кг - при анализе радионуклидного состава и удельной активности природных радионуклидов в воде и не менее 4 кг при анализе удельной активности ¹³⁷Cs и ⁹⁰Sr в воде (4 кг на аварийно загрязненных территориях и 20 кг для фоновых значений).

4. При отборе проб из действующей артезианской скважины или водопровода воду сливают не менее 5 мин, во всех остальных случаях (вновь вводимых, после ремонта и др.) - в течение времени, необходимого для установления стабильных характеристик воды. Пробы воды из колодцев и открытых водоемов отбирают традиционным для данного населенного пункта способом. Отобранную пробу выдерживают в емкости в течение времени, необходимого для осаждения мелкодисперсных частиц песка, почвы или ила, которые могут попасть в пробу.

5. Отобранную пробу подкисляют соляной кислотой до pH = 1 для исключения процесса сорбции микроколичеств радионуклидов.

6. Каждую отобранную пробу опечатывают, снабжают этикеткой, наклеенной на емкость с пробой, и актом отбора. В акте отбора проб должна содержаться вся информация, необходимая для идентификации источника водоснабжения, рекомендуемая информация приведена в прилож. 3 к настоящим рекомендациям.

7. Пробы должны своевременно пройти процедуру пробоподготовки. Срок хранения подкисленных соляной кислотой проб, помещенных в емкости из полимерного материала, не должен превышать 14 дней.

Приложение 3
(рекомендуемое)

Информация
для внесения в акт отбора проб воды

На каждую пробу воды должен быть составлен акт отбора. При одновременном отборе нескольких проб допускается сведения о них приводить в одном акте.

В акте отбора проб воды должна быть отражена следующая информация.

1. Наименование и юридический адрес заказчика.

2. Наименование и адрес источника водоснабжения (артезианская скважина, водопровод, партия бутилированной воды и т.д.) с указанием его основных характеристик (например, при отборе проб бутилированной воды следует указать № партии и дату розлива, вид тары и ее объем, при отборе проб из артезианской скважины - №, глубину и наименование организации владельца скважины).

3. Дата и время отбора пробы.

4. Место отбора пробы.

5. Объем каждой пробы.

6. Ф., И., О. и подпись лиц, проводивших отбор проб, с указанием места работы и занимаемой должности.

7. Основание для отбора проб (по заявке заказчика, по предписанию органов Роспотребнадзора и т. п.).

8. Цель отбора проб воды (определение удельной суммарной альфа- и бета-активности, определение удельных активностей природных радионуклидов и т.п.).

9. Характеристика условий отбора проб.

Пробы должны быть опечатаны после их отбора, а также после их консервации и/или концентрирования перед отправкой на исследование.

Приложение 4
(справочное)

Приготовление рабочих растворов
и растворов носителей. Подготовка ионообменных смол
к анализу, регенерация и хранение

Приготовление рабочих растворов

1. Кислоты:

- НСl - 0,5 н; 0,7 н; 1 н; 2 н; 3 н; 8 н;

- HNO₃ - 0,5 н; 7 н.

Для приготовления рабочего раствора кислоты концентрированную кислоту разбавляют дистиллированной водой до нужной концентрации. Концентрацию определяют, измерив соответствующим ареометром ее удельный вес. Затем, используя формулу (30), вычисляют нормальность кислоты, для чего предварительно определяют ее процентное содержание по справочной литературе, например [4], и эквивалентный вес (табл. 8).

N - нормальность кислоты;

а - процентное содержание кислоты;

d - удельный вес кислоты;

Э - эквивалентный вес кислоты.

Таблица 1

Эквивалентный вес кислот

Определив нормальность кислоты, рассчитывают количество ее, необходимое для приготовления нужного раствора.

Пример. Необходимо приготовить 500 мл 0,5 н HNO₃.

Сначала определяют удельный вес исходной кислоты (d = 1,40), затем по справочнику находят, что в азотной кислоте, удельный вес которой 1,40, процентное содержание HNO₃ - 67 %. Рассчитывают нормальность имеющейся кислоты:

Определяют во сколько раз имеющаяся кислота концентрированнее приготовляемой: 14,9:0,5 = 29,8.

На основании этого устанавливают, что для приготовления 1,0 л 0,5 н HNO₃ необходимо разбавить дистиллированной водой до 1,0 л 33,6 мл (1000 мл :29,8 мл = 33,6 мл) азотной кислоты плотностью d = 1,40.

2. Натрий углекислый, 5 %-й раствор: 50 г соли растворяют при нагревании в 950 см³ дистиллированной воды. Срок хранения 1 год.

3. Лимонная кислота, 1 %-й раствор: 1 г кислоты растворяют в 99 мл дистиллированной воды. Срок хранения 1 год.

4. Аммоний хлористый, 25 %-й раствор: 25 г соли NH₄Cl растворяют в 75 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

5. Аммоний щавелево-кислый, насыщенный раствор: 12 г соли (NH₄)₂C₂O₄⋅H₂O растворяют в 100 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

6. Щавелевая кислота, насыщенный раствор: 10 г Н₂С₂O₄⋅2Н₂O растворяют в 100 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

7. Серная кислота, 10 %-й раствор: приготовляют по объему растворением 100 мл концентрированной H₂SO₄ в 900 мл дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

8. Аммоний углекислый, 15 %-й раствор: 15 г (NH₄)₂CO₃⋅H₂O растворяют в 85 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

9. Аммоний углекислый, 10 %-й раствор: 10 г (NH₄)₂CO₃⋅H₂O растворяют в 90 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

10. Аммоний углекислый, 2 %-й раствор: 2 г (NH₄)₂CO₃⋅H₂O растворяют в 98 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

11. Никель азотно-кислый, 10 %-й раствор: 50 г соли растворяют в 450 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

12. Натрий железистосинеродистый, 10 %-й раствор: 50 г соли растворяют в 450 см³ дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

13. Треххлористая сурьма, раствор: 6,9 г SbCl₃ растворяют в 100 мл 4 н НСl (или 4,4 г Sb₂O₃ растворяют в 100 мл 4 н НСl). Срок хранения 1 год.

14. Йодистый аммоний, насыщенный раствор: 170 г соли растворяют в 100 см³ дистиллированной воды. Срок хранения 1 месяц.

15. Оксалатно-аммиачно-хлоридный буферный раствор: 1,26 г оксалата аммония и 53,5 г хлорида аммония растворяют в 1 л дистиллированной воды. Срок хранения не ограничен.

16. Аммиак водный безугольный, раствор: получают перегонкой NH₄OH в аппарате, собранном из перегонной колбы, холодильника (ловушки) и приемной колбы. Для связывания СО₂ в перегонную колбу добавляют (ОН)₂ из расчета 5 - 10 г/л. Срок хранения 1 месяц.

Приготовление растворов носителей

Использование носителей значительно упрощает радиохимический анализ, позволяя применять для выделения радионуклидов реакции осаждения труднорастворимых солей и контролировать полноту выделения изотопов. В процессе подготовки пробы к анализу и операций по отделению изотопа от примесей происходят его неконтролируемые потери. Количество радионуклида, прошедшее через весь анализ и измеренное по его радиоактивности, составляет лишь долю от первоначального. Для определения значения этой доли в пробу на самом первом этапе ее обработки добавляют известное количество носителя. Отношение количества носителя, измеренного на выходе, к количеству носителя, добавленного в пробу, дает величину химического выхода изотопа.

Носителями радиоактивных изотопов обычно служат стабильные изотопы определяемых радионуклидов, добавляемые в пробу в виде растворов тех или иных солей, как правило, соляно- или азотно-кислых. Количество вводимого носителя зависит от принятых условий измерения радиоактивности препарата. При определении бета-излучателей следует стремиться к уменьшению количества носителя, т.к. это приводит к получению препарата с более высокой удельной активностью и к соответствующему уменьшению коэффициента связи между скоростью счета и активностью препарата. Обычно для бета-излучателей количество носителя выбирают равным 50 - 60 мг в пересчете на весовую форму, в виде которой носитель выделяют из пробы и взвешивают (при измерении бета-активности на подложках площадью 2,5 см²). В этих условиях для определения альфа-излучателей в толстом слое количество вводимого в пробу носителя в пересчете на форму взвешивания составляет 80 - 100 мг.

Если объем взятой на анализ пробы велик, необходимо помимо носителей радионуклидов добавлять коллекторный носитель, от которого носитель определяемого изотопа легко отделить в последующих химических операциях. Чаще всего в качестве коллекторного носителя используют соли железа.

Хотя наиболее часто для определения химического выхода изотопа применяют весовой метод, т.к. проще всего измерить радиоактивность твердых препаратов, контроль за потерями радиоактивных изотопов в ходе анализа определяют не только выходом носителя. В некоторых случаях для определения химического выхода можно воспользоваться другим радиоактивным изотопом этого же элемента - метод радиоактивных индикаторов. Когда у элемента нет изотопов, различающихся типом излучения, при использовании метода радиоактивных индикаторов для определения химического выхода необходима сложная аппаратура, например спектрометрическая. При использовании альфа-спектрометрии препараты для измерения должны быть тонкослойными.

Метод радиоактивных индикаторов находит широкое применение при определении альфа-спектрометрическим методом изотопов урана (²³⁴U, ²³⁸U), тория (²²⁸Th, ²³⁰Th, ²³²Th), а также ²¹⁰Ро. При этом в качестве изотопных индикаторов полноты выделения используются ²³⁴Th (бета-излучатель), ²³²U, и ²⁰⁹Ро, энергии альфа-частиц которых отличаются от энергий альфа-частиц определяемых изотопов.

Все растворы носителей должны быть либо соляно-кислыми, либо азотно-кислыми и не должны содержать другие анионы, например, SO₄^-2. Количество приготовленного носителя зависит от числа проводимых в лаборатории анализов.

Все мерные колбы с растворами носителей должны быть закрыты резиновыми пробками соответствующих размеров и снабжены этикетками с указанием титра носителя и даты его приготовления. Титры носителей необходимо проверять два раза в год. Для приготовления титрованного раствора любого носителя необходимо:

- рассчитать соотношение молекулярных масс соединения носителя, из которого приготовлен раствор, и соединения носителя, которое применяется в качестве счетного образца при измерении активности радионуклида;

- провести определение титра носителя в условиях, аналогичных тем, которые используются на последней стадии радиохимического анализа при выделении данного носителя (радионуклида).

Ниже приведены методики приготовления носителей для определения весовым методом химического выхода радионуклидов при определении их удельной активности в воде.

1. Приготовление титрованного раствора бария

Исходная соль для приготовления раствора - ВаСl₂⋅2Н₂O. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - BaSO₄. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр BaSO₄ - 100 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 100 мг×100 мл = 10 г BaSO₄.

Молекулярная масса BaCl₂⋅2Н₂O - 244,28.

Молекулярная масса BaSO₄ - 233,4.

Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора BaCl₂, с титром BaSO₄ ~ 100 мг/мл необходима навеска соли (BaCl₂⋅2Н₂О) массой 10,47 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, растворяют в дистиллированной воде, добавляют 5 - 10 мл 2 н НСl. Раствор переливают в мерную колбу емкостью 100 мл (если необходимо - фильтруют), доводят дистиллированной водой до метки.

Определение титра раствора проводят в условиях, аналогичных тем, которые используются на последнем этапе радиохимического анализа при выделении изотопов радия на BaSO₄.

Для этого в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора, добавляют 10 - 15 мл 2 н НСl и разбавляют дистиллированной водой до 100 мл. Нагревают раствор до кипения и осаждают BaSO₄, приливая при непрерывном перемешивании 10 мл 10 % H₂SO₄. После отстаивания в течении 30 - 40 мин осадки фильтруют через обеззоленный фильтр «синяя лента», тщательно перенося их со стенок стаканов горячей дистиллированной водой. Фильтры с осадками помещают в тигли, обугливают на электрической плитке, переносят в муфельную печь, прокаливают при 800 °С в течение 1 ч, после охлаждения взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т.е. титром бария () в растворе.

2. Приготовление титрованного раствора лантана

Исходная соль для приготовления раствора - LaCl₃⋅7Н₂O. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - La₂O₃. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр La₂O₃ ~ 50 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 50 мг×100 мл = 5 г La₂O₃.

Молекулярная масса LaCl₃⋅7Н₂O - 371,38.

Молекулярная масса La₂O₃ - 325,82.

Для получения одной молекулы La₂O₃ необходимо две молекулы LaCl₃⋅7Н₂O, молекулярная масса которых составляет 742,46. Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора LaCl₃ с титром La₂O₃ - 50 мг/мл необходима навеска соли (LaCl₃⋅7H₂O) массой 11,40 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, растворяют при нагревании в 20 - 40 мл 2 н НСl. После охлаждения раствор переливают в мерную колбу емкостью 100 мл, доводят дистиллированной водой до метки.

Для определения титра приготовленного раствора используют приемы, указанные в методике выделения ²²⁸Ас на La(OH)₃ на последнем этапе его радиохимического анализа. Для этого в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора носителя, добавляют 10 мл 2 н НСl и разбавляют дистиллированной водой до 100 мл. Нагревают раствор до 80 °С и осаждают La(OH)₃, добавляя раствор NH₄OH до pH = 8 - 9. Осадки фильтруют через обеззоленный фильтр «белая лента», тщательно перенося их со стенок стаканов горячей дистиллированной водой. Фильтры с осадками помещают в тигли, обугливают на электрической плитке, переносят в муфельную печь, прокаливают при 800 °С в течение 1 ч, после охлаждения взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т. е. титром лантана () в растворе.

3. Приготовление титрованного раствора железа

Исходная соль для приготовления раствора - FeCl₃⋅6Н₂O. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - Fe₂O₃. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр Fe₂O₃ - 20 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 20 мг×100 мл = 2 г La₂O₃.

Молекулярная масса FeCl₃⋅6Н₂O - 270,3.

Молекулярная масса Fe₂O₃ - 159,69.

Для получения одной молекулы Fe₂O₃ необходимо две молекулы FeCl₃⋅6Н₂O, молекулярная масса которых составляет 540,6.

Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора FeCl₃ с титром Fe₃O₃ ~ 20 мг/мл необходима навеска соли (FeCl₃⋅6Н₂O) массой 6,77 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, добавляют 10 мл 2 н НСl и дистиллированную воду до 80 мл. Раствор переливают в мерную колбу емкостью 100 мл и доводят дистиллированной водой до метки.

Для определения титра раствора в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора носителя, добавляют 10 мл 2 н НСl и разбавляют дистиллированной водой до 100 мл. Нагревают раствор до 80 °С и осаждают Fe(OH)₃, добавляя раствор NH₄OH до pH = 8 - 9. Осадки фильтруют через обеззоленный фильтр «белая лента», тщательно перенося их со стенок стаканов горячей дистиллированной водой. Фильтры с осадками помещают в тигли, обугливают на электрической плитке, переносят в муфельную печь, прокаливают при 800 °С в течение 1 ч, после охлаждения взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т.е. титром железа () в растворе.

4. Приготовление титрованного раствора иттрия

Исходная соль для приготовления раствора - YCl₃⋅6Н₂O. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - Y₂O₃. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр Y₂O₃ - 60 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 60 мг×100 мл = 6 г Y₂O₃.

Молекулярная масса YCl₃⋅6Н₂O - 303,4.

Молекулярная масса Y₂O₃ - 225,8.

Для получения одной молекулы Y₂O₃ необходимо две молекулы YCl₃⋅6Н₂O, молекулярная масса которых составляет 606,8.

Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора YCl₃ с тигром Y₂O₃ ~ 60 мг/мл необходима навеска соли (YCl₃⋅6Н₂O) массой 16,12 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, добавляют 15 - 20 мл 2 н НСl, нагревают до растворения осадка, разбавляют дистиллированной водой до 70 мл, охлаждают. Раствор переливают в мерную колбу емкостью 100 мл и доводят дистиллированной водой до метки.

Для определения титра раствора в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора носителя, добавляют 10 - 15 мл 2 н НСl и дистиллированную воду до 60 - 70 мл. После нагревания до 70 °С добавляют 10 мл насыщенного раствора Н₂С₂O₄ и раствором NH₄OH доводят до pH ~ 1,5. После отстаивания (около 30 мин) осадки фильтруют через обеззоленный фильтр «синяя лента», промывают дистиллированной водой с добавлением H₂C₂O₄. Фильтры с осадками помещают в тигли, обугливают на электрической плитке, переносят в муфельную печь, прокаливают при 800 °С в течение 1 ч, после охлаждения взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т.е. титром иттрия () в растворе.

5. Приготовление титрованного раствора стронция

Исходная соль для приготовления раствора - SrCl₂⋅6Н₂O. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - SrCl₂⋅6Н₂O. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр SrSO₄ - 100 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 100 мг×100 мл = 10 г SrSO₄.

Молекулярная масса SrCl₂⋅6Н₂O - 266,62.

Молекулярная масса SrSO₄ - 183,7.

Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора SrCl₂ с титром SrSO₄ ~ 100 мг/мл необходима навеска соли (SrCl₂⋅6Н₂O) массой 14,51 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, добавляют 30 мл 2 н НСl, разбавляют дистиллированной водой до 70 мл. Нагревают до полного растворения осадка. После охлаждения раствор переносят в мерную колбу емкостью 100 мл, доводят дистиллированной водой до метки.

Для определения титра в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора, добавляют 10 - 15 мл 2 н НСl, 10 - 15 мл дистиллированной воды, 10 мл 10 %-й H₂SO₄ и равное по объему количество этилового спирта. После отстаивания в течение 2 - 3 ч осадки фильтруют через обеззоленный фильтр «синяя лента», тщательно перенося их со стенок стаканов горячей дистиллированной водой с добавлением нескольких капель 10 %-й H₂SO₄. Фильтры с осадками помещают в тигли, обугливают на электрической плитке, переносят в муфельную печь, прокаливают при 800 °С в течение 1 ч, после охлаждения взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т.е. титром стронция () в растворе.

6. Приготовление титрованного раствора цезия

Исходная соль для приготовления раствора - CsCl. Соединение, в виде которого выделяется носитель на последней стадии анализа - Cs₃Sb₂I₉. Объем приготовляемого раствора носителя - 100 мл. Заданный титр Cs₃Sb₂I₉ - 100 мг/мл, т.е. в 100 мл раствора должно содержаться 100 мг×100 мл = 10 г Cs₃Sb₂I₉.

Молекулярная масса CsCl - 168,36.

Молекулярная масса Cs₃Sb₂I₉ - 1784,2.

Для получения одной молекулы CS₃Sb₂I₉ необходимо три молекулы CsCl, молекулярная масса которых составляет 505,08.

Расчет титра сводится к следующему:

Таким образом, для приготовления 100 мл раствора CsCl с титром CS₃Sb₂I₉ ~ 100 мг/мл необходима навеска соли CsCl массой 2,83 г. Навеску помещают в стакан емкостью 150 мл, добавляют 70 - 80 мл дистиллированной воды, 5 мл 2 н НСl, переливают в мерную колбу емкостью 100 мл и доводят дистиллированной водой до метки.

Для определения титра раствора в пять стаканов емкостью 150 мл отбирают по 1 мл приготовленного раствора носителя, 30 - 40 мл 3 н НСl, 3 мл свежеприготовленного раствора NH₄I или 3,5 мл KI (170 г NH₄I на 100 мл Н₂O; 140 г KI на 100 мл Н₂O), затем при постоянном перемешивании добавляют 0,5 - 0,8 мл раствора SbCl₃ до выпадения осадка Cs₃Sb₂I₉ красного цвета. Осадок выдерживают 1 - 2 ч на водяной бане, фильтруют через обеззоленный фильтр «синяя лента», промывают 3 раза ледяной уксусной кислотой, этиловым спиртом, сушат под инфракрасной лампой, взвешивают. Вычисляют среднее арифметическое значение массы осадка, которое считают точной концентрацией, т.е. титром цезия в растворе.

Подготовка ионообменных смол к анализу,
регенерация и хранение

Для удовлетворительного хроматографического разделения ионов следует пользоваться только мелкозернистыми ионитами. Размер зерен смол (ЭДЭ-10П, КУ-2-8), используемых для разделения урана и тория, - (0,125 - 0,250) мм.

Перед использованием ионит просеивают через стандартные сита для того, чтобы сразу отделить нужную фракцию. Крупные зерна ионита измельчают в ступке мокрым или воздушно-сухим способом. После этого ионит снова просеивают, а оставшиеся крупные зерна измельчают.

Подготовленной таким образом фракции ионита нужно дать набухнуть, причем в процессе набухания следует сливать верхнюю жидкость для удаления из смолы частиц почти коллоидного размера. Для этого в мерном цилиндре приготавливают взвесь смолы в десятикратном объеме воды и оставляют ее приблизительно на полчаса. Образовавшуюся над смолой облакообразную взвесь сливают, добавляют в цилиндр порцию воды и повторяют весь процесс до тех пор, пока слой жидкости над смолой не станет чистым. В течение всего этого процесса смола впитывает воду и набухает. Далее проводят подготовительный цикл, при котором ионит переводят в Сl^- - форму: смолы обрабатывают 1 - 2 н раствором НСl, дистиллированной водой, 0,5 - 1,0 н раствором NaOH и снова дистиллированной водой.

Для переведения смолы в Сl^- - форму ее обрабатывают 1 н раствором НСl и промывают дистиллированной водой. Каждый раз смолу нужно промывать дистиллированной водой до нейтральной реакции. Время обработки смолы каждым реактивом - несколько часов, при переведении в Сl^- - форму смолу, залитую 1 н раствором НСl, лучше оставить на ночь.

По окончании анализа смолу переносят из колонок в стакан, промывают дистиллированной водой, сливают верхнюю жидкость и проводят полный подготовительный цикл.

После регенерации смолу тщательно промывают дистиллированной водой и хранят в закрытых сосудах под слоем дистиллированной воды. Смолу, которая хранилась в течение года или дольше, перед использованием рекомендуется вновь регенерировать [5, 6].

Приложение 5
(справочное)

Приготовление калибровочных образцов и градуировка
альфа-бета-радиометра

1. Подготовка аппаратуры к измерениям

1.1. Измерения активности радионуклидов выполняют с применением альфа-бета-радиометра УМФ-2000.

1.2. Проводят подготовку радиометра к работе согласно руководству по эксплуатации на прибор.

1.3. Устанавливают в барабан радиометра чистую, пустую измерительную кювету и выполняют измерение фона в бета-канале и альфа-канале в течение не менее 60 мин.

1.4. Измерения выполняют в соответствии с техническим описанием и инструкцией по эксплуатации радиометра УМФ-2000.

2. Градуировка альфа-бета-радиометра для измерения
активности альфа-излучающих радионуклидов (²²⁶Ra, ²²⁴Ra)
и суммарной альфа-активности

Коэффициенты связи между активностью и скоростью счета импульсов от счетного образца альфа-излучающих радионуклидов для толстослойных препаратов, имеющих поверхностную плотность более 10 мг/см² (Бк/мг/(имп/мин), определяют с использованием эталонного раствора ²²⁶Ra с удельной объемной активностью 10 - 100 Бк/см³.

Для приготовления калибровочных образцов используют аликвоты эталонного раствора (готовят 5 образцов) ²²⁶Ra одинаковой активности. В 5 термостойких химических стаканов емкостью 100 мл приливают по 30 - 40 мл 2 н НСl и вносят раствор носителя ²²⁶Ra - хлористый барий BaCl₂ (90 - 100 мг в расчете на BaSO₄). В полученные растворы вносят отобранные аликвоты эталонного раствора ²²⁶Ra одинаковой активности. Приготовленные растворы кипятят 10 - 15 мин на электрической плитке, добавляют при непрерывном перемешивании 15 мл 10 %-й H₂SO₄, кипятят 10 - 15 мин, после чего осадку (Ba(Ra)SO₄) дают отстояться в течение 1 ч. Осадок отфильтровывают через обеззоленный фильтр «синяя лента» (масса золы одного фильтра - 0,0004 г) и несколько раз промывают дистиллированной водой. Промытый осадок сульфата бария Ba(Ra)SO₄ высушивают, прокаливают в муфельной печи при температуре 800 °С в течение 1 ч, взвешивают, растирают в тигле стеклянной палочкой до состояния «пудры» и переносят шпателем на предварительно взвешенную подложку для измерения активности ²²⁶Ra. Смачивают перенесенный на подложку осадок несколькими каплями этилового спирта, с помощью стеклянной палочки равномерно распределяют и уплотняют на подложке, затем высушивают под инфракрасной лампой. Высушенный осадок взвешивают (вместе с подложкой) для определения массы полученного образца. Через 4 ч после прокаливания проводят измерение полученных образцов на УМФ-2000. Вычисляют скорость счета импульсов от счетных образцов по альфа-каналу. Допустимо расхождение в значениях скорости счета импульсов от приготовленных образцов не более 5 %. Скорость счета импульсов от ²²⁶Ra берется как среднее значение данной величины от 5 приготовленных образцов.

Рассчитывают коэффициент связи (K_Ra-226) между активностью и скоростью счета импульсов от излучения ²²⁶Ra в толстослойном образце по формуле:

А_Ra-226 - массовая активность толстослойного градуировочного образца (BaSO₄), приготовленного из отобранной аликвоты эталонного раствора, Бк/мг;

n - средняя скорость счета от серии приготовленных толстослойных образцов BaSO₄, имп/мин.

Полученный коэффициент связи между активностью и скоростью счета импульсов от излучения ²²⁶Ra в счетных образцах используется только для расчетов активности альфа-излучения толстослойных образцов, измеренных в идентичных условиях:

- калибровочные и счетные образцы, приготовленные для измерения, должны иметь одинаковые размеры;

- геометрия измерения указанных образцов должна быть одинаковой.

При изменении условий измерения, например при использовании подложек иной площади, процедуру калибровки повторяют, применяя для приготовления счетных образцов соответствующие подложки.

Приготовленный эталон можно использовать для проверки коэффициента связи в течение длительного времени. По прошествии 36 суток от его первичного измерения значение коэффициента связи рассчитывают по формуле:

Расчет коэффициента связи для ²²⁴Ra проводят по коэффициенту для ²²⁶Ra, определенному согласно прилож. 5, учитывая несоответствие их энергетических спектров по формуле:

3. Градуировка альфа-бета-радиометра
для измерения активности ²¹⁰Ро и 210Bi (²¹⁰Рb)

Градуировка альфа-бета-радиометра для измерения тонкослойных препаратов ²¹⁰Ро и ²¹⁰Bi (²¹⁰Pb) производится с помощью контрольного образца сравнения, в качестве которого используют диск из нержавеющей стали диаметром 34 мм и площадью 5 см², на который методом электролитического осаждения нанесены эталонные растворы указанных радионуклидов.

Измерение активности радионуклидов ²¹⁰Ро, ²¹⁰Bi, ²¹⁰Pb в контрольном образце сравнения проводится в соответствии с п. 13.5.

Коэффициент связи (K_Po-210) между альфа-активностью ²¹⁰Ро в контрольном образце сравнения и скоростью счета импульсов от альфа-излучения ²¹⁰Ро в этом образце (Бк/(имп/мин) определяют по формуле:

А_Pо-210 - активность ²¹⁰Ро в контрольном образце сравнения, Бк;

n - скорость счета импульсов за вычетом скорости счета фона, имп/мин.

Коэффициент связи (K_Bi-210) между бета-активностью ²¹⁰Bi в контрольном образце сравнения и скоростью счета импульсов от бета-излучения ²¹⁰Bi в этом образце определяют по формуле:

А_Bi-210 - активность ²¹⁰Bi в контрольном образце сравнения, Бк;

n - скорость счета импульсов за вычетом скорости счета фона, имп/мин.

4. Градуировка альфа-бета-радиометра для измерения
активности бета-излучающих радионуклидов:
 ⁴⁰K, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr (⁹⁰Y), ²²⁸Ra (²²⁸Ac), ²³⁴Th (²³⁴Pa)
и суммарной бета-активности

4.1. Для приготовления калибровочных образцов ⁴⁰K используется химически чистый хлористый калий, удельная бета-активность которого равна 0,0143 Бк/мг. KCl предварительно прокаливают при температуре 120 - 130 °С в течение 2 ч, затем растирают в фарфоровой ступке. Готовят серию из 10 - 15 контрольных источников из разных навесок KCl (от 20 до 200 мг) на таких же подложках, какие используются для радиометрии счетных образцов определяемых радионуклидов. Активность ⁴⁰K в приготовленных счетных образцах измеряют в соответствии с п. 13.10.

Рассчитывают коэффициенты связи между активностью счетных образцов разной массы и скоростью счета импульсов от излучения ⁴⁰K по формуле:

0,0143 - удельная бета-активность KCl, Бк/мг;

m - масса измеряемого препарата, мг;

n_KCl - скорость счета импульсов (имп/мин) от препарата KCl массой m, мг.

Строят график зависимости коэффициентов связи от массы счетного образца на подложке (рис. 1).

Примечание. Зная коэффициент связи между активностью и скоростью счета импульсов KCl, можно определить коэффициент связи для бета-излучающих радионуклидов со средней энергией излучения не менее 1000 кэВ (K_x):

Коэффициент самопоглощения (Р_с) определяют по формуле:

d - толщина слоя препарата на подложке, мг/см²;

Δ_1/2 - слой половинного ослабления бета-частиц, мг/см².

Поправку на поглощение бета-частиц в материале окошка счетчика определяют по формуле:

h - толщина материала окошка счетчика, мг/см².

4.2. Для приготовления калибровочных образцов ⁹⁰Sr (⁹⁰Y) используется эталонный раствор радионуклидов ⁹⁰Sr (⁹⁰Y) удельной объемной активностью 10 - 100 Бк/см³. К отобранным аликвотам эталонного раствора одинакового объема, перенесенным в термостойкие химические стаканы (готовят 10 - 15 образцов), добавляют 20 - 30 мл 2 н HCl, вносят растворы носителей ⁹⁰Y - хлористый иттрий (от 20 до 200 мг в расчете на Y₂O₃) и хлористый стронций (100 мг в расчете на SrSO₄), разбавляют дистиллированной водой до 100 мл и кипятят в течение 20 - 30 мин. Из горячего раствора осаждают гидроокись иттрия добавлением безугольного аммиака до pH = 8 - 9, осадок отфильтровывают и промывают горячей дистиллированной водой. Время отделения ⁹⁰Y от ⁹⁰Sr записывают и учитывают при расчете активности. Осадок переносят в фарфоровый тигель и прокаливают в муфеле при температуре 800 - 900 °С до получения окиси иттрия Y₂O₃. Полученный осадок наносят равномерным слоем на предварительно взвешенную подложку, взвешивают осадок вместе с подложкой для определения массы полученного образца. Таким образом, готовят 10 - 15 образцов с разной массой для измерения активности ⁹⁰Sr по его дочернему радионуклиду ⁹⁰Y. Активность ⁹⁰Y в приготовленном счетном образце измеряют в соответствии с п. 13.8.

Рассчитывают коэффициенты связи между активностью счетных образцов разной массы и скоростью счета импульсов от излучения ⁹⁰Y по формуле:

А_Y-90 - активность ⁹⁰Y в счетном образце, Бк;

n - скорость счета импульсов в счетном образце за вычетом скорости счета фона, имп/мин;

 - поправка на распад ⁹⁰Y, (табл. 6).

Строят график зависимости коэффициентов связи от массы счетного образца на подложке (рис. 1).

Рис. 1. Зависимость коэффициентов связи
между скоростью счета импульсов от бета-излучения
толстослойных препаратов радионуклидов и их активностью
от массы счетного образца на подложке площадью 2,5 см²

4.3. Для приготовления калибровочных образцов ¹³⁷Cs используют эталонный раствор радионуклида ¹³⁷Cs удельной объемной активностью 10 - 100 Бк/см³. В стаканы на 50 мл вносят растворы носителя ¹³⁷Cs - хлористый цезий (от 20 до 200 мг в расчете на Cs₃Sb₃I₉) и аликвоты эталонного раствора одинакового объема, добавляют 30 - 40 мл 3 н НСl и кипятят 15 - 20 мин. После чего раствор разбавляют дистиллированной водой до первоначального объема и охлаждают. В полученные растворы вносят по 3 мл свежеприготовленного насыщенного раствора NH₄I (или KI), приливают 0,8 мл 10 %-го раствора треххлористой сурьмы SbCl₃ и хорошо перемешивают раствор стеклянной палочкой до образования красного осадка. Осадок выдерживают в течение 1,5 - 2,0 ч (можно на ледяной бане). Отстоявшийся осадок Cs₃Sb₂I₉ фильтруют, промывают 3 - 4 раза ледяной уксусной кислотой (до осветления промывных вод), затем этиловым спиртом до удаления запаха уксусной кислоты и высушивают. Высушенный осадок наносят равномерным слоем на предварительно взвешенную подложку, взвешивают осадок вместе с подложкой для определения массы полученного образца. Таким образом готовят 10 - 15 образцов с разной массой для измерения активности ¹³⁷Cs. Активность ¹³⁷Cs в приготовленных счетных образцах измеряют в соответствии с п. 13.9.

Рассчитывают коэффициенты связи между активностью счетных образцов разной массы и скоростью счета импульсов от излучения ¹³⁷Cs по формуле:

A_Cs-137 - активность ¹³⁷Cs в счетном образце, Бк;

n - скорость счета импульсов в счетном образце за вычетом скорости счета фона, имп/мин.

Строят график зависимости коэффициентов связи от массы счетного образца на подложке (рис. 1).

4.4. Для бета-излучающих радионуклидов - ²²⁸Ас, находящегося в радиоактивном равновесии с ²²⁸Ra, и ²³⁴Ра, находящегося в радиоактивном равновесии с ²³⁴Th, можно использовать значения коэффициентов связи между скоростью счета импульсов и активностью радионуклидов, полученные для так как максимальные энергии бета-излучения указанных радионуклидов различаются незначительно (²³⁴Ра - 2300 кэВ, ²²⁸Ас - 2089 кэВ, ⁹⁰Y - 2274 кэВ).

Приложение 6
(справочное)

Схемы
радиохимического определения удельной активности
радионуклидов в воде

Схема радиохимического определения удельной активности
⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs в воде

Приложение 7

Перечень
методик радиационного контроля питьевой воды

1. Отбор и подготовка проб питьевой воды для определения показателей радиационной безопасности. Методические рекомендации, утв. Роспотребнадзором от 27.12.2007 № 0100/13609-07-34.

2. МУ 2.6.1.1981-05 «Радиационный контроль и гигиеническая оценка источников питьевого водоснабжения и питьевой воды по показателям радиационной безопасности».

3. ГОСТ Р 51730-2001 «Вода питьевая. Метод определения суммарной удельной активности радионуклидов».

4. Суммарная активность альфа- и бета-излучающих радионуклидов в природных водах (пресных и минерализованных). Подготовка проб и измерения. Методические рекомендации. Москва: ВИМС, 2009. Утв. ЦМИИ ФГУП ВНИИФТРИ Ростехрегулирование, 2009.

5. Методика выполнения измерений объемной активности полония-210 и свинца-210 в природных водах альфа-бета-радиометрическим методом с радиохимической подготовкой. Свидетельство ЦМИИ ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ № 49090.3Н618 от 18.12.2003; Свидетельство НСАМ № 396-ЯФ, Москва, ВИМС, 2001 - 2003.

6. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов урана (234, 238) в природных водах с минерализацией до 5 г/дм³ альфа-спектрометрическим методом с радиохимической подготовкой. Свидетельство ЦМИИ ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ № 49090.3Н628 от 18.12.2003. Свидетельство НСАМ № 381-ЯФ, Москва, ВИМС, 2003.

7. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов тория (232, 230, 228) в природных водах с минерализацией до 5 г/дм³ альфа-спектрометрическим методом с радиохимической подготовкой. Свидетельство ЦМИИ ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ № 49090.3Н625 от 18.12.2003. Свидетельство НСАМ № 461-ЯФ, Москва, ФГУП ВИМС, 2003.

8. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов радия (226, 228) в пробах природных вод с минерализацией до 5 г/дм³ альфа-бета-радиометрическим методом с радиохимической подготовкой. Свидетельство ЦМИИ ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ № 40090.6Б327 от 28.02.2006, Москва, ВИМС, 2000.

9. Методика радиохимического приготовления счетных образцов из проб питьевой воды для измерения активности Ро-210, общей альфа-активности (без Ро-210) и общей бета-активности (без K-40) на радиологическом комплексе с программным обеспечением «Прогресс». Свидетельство об аттестации методики ФГУП ВНИИФТРИ № 42090.6В525 от 27.03.2006.

10. Методика приготовления счетных образцов из проб питьевой воды для измерения активности ЕРН с использованием радиологического комплекса с программным обеспечением «Прогресс». Свидетельство об аттестации методики ФГУП ВНИИФТРИ № 42090.6В524 от 27.03.2006.

11. Методика выполнения измерений объемной активности изотопов плутония (239 + 240, 238) в природных водах с минерализацией до 5 г/дм³ альфа-спектрометрическим методом с радиохимической подготовкой. Свидетельство ЦМИИ ГНМЦ ВНИИФТРИ Госстандарта РФ № 49090.3Н622 от 18.12.2003. Свидетельство НСАМ № 407-ЯФ, Москва, ВИМС, 1999.

12. Методические рекомендации по определению естественных изотопов: радия-224, свинца-210, тория-232, урана-238, радия-226 в пробах питьевой воды, почвы и золы растений. МР ЛНИИРГ МЗ РСФСР. Л., 1978.

13. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды. Под ред. А.Н. Марея и А.С. Зыковой. М., МЗ СССР, 1980. 88 с.

14. Методика выполнения измерений удельной активности радионуклидов ²³⁸U, ²³⁴U, ²³²Th, ²³⁰Th, ²²⁸Th, ²²⁸Ra, ²²⁶Ra, ²²⁴Ra, ²¹⁰Pb, ²¹⁰Po, ⁴⁰K, ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr и суммарной удельной активности альфа-, бета-излучающих радионуклидов в воде с применением альфа-бета-радиометра и альфа-спектрометра. Разработана ФГУН НИИРГ имени профессора П.В. Рамзаева Роспотребнадзора. Свидетельство ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева» Федерального государственного агентства по техническому регулированию и метрологии от 26 октября 2007 г. № 1212/07.

15. Методика выполнения измерений удельной активности радионуклидов уран-234, уран-238 в воде с применением полупроводникового альфа-спетрометра в воде. Разработана ФГУН НИИРГ имени профессора П.В. Рамзаева Роспотребнадзора. Свидетельство ФГУП «ВНИИМ им. Д.И. Менделеева» Федерального государственного агентства по техническому регулированию и метрологии № 207/08 от 29 февраля 2008 г.

Приложение 8
(рекомендуемое)

Информация,
которая должна быть отражена в протоколе испытаний

Список использованной литературы

1. Сапожников Ю.А., Алиев Р.А., Калмыков С.Н. Радиоактивность окружающей среды. М.: БИНОМ. Лаборатория знаний, 2006. 286 с.: ил. (Методы в химии).

2. Аналитическая химия урана/Главный редактор А.Н. Виноградов. М.: Академия наук СССР, 1962. 430 с.

3. Вдовенко В.М., Дубасов Ю.В. Аналитическая химия радия. Л.: Наука, 1973. 189 с.

4. Методические рекомендации по санитарному контролю за содержанием радиоактивных веществ в объектах внешней среды/Под ред. А.Н. Марея и А.С. Зыковой. М., МЗ СССР, 1980. 88 с.

5. Краткий справочник химика/Под ред. Б.В. Некрасова. М.: Государственное научно-техническое издательство химической литературы, 1954. 559 с.

6. Самуэльсон О.О. Ионообменные разделения в аналитической химии. М. - Л.: Химия, 1966.

7. Жидкостная колоночная хроматография/Под ред. З. Дейла. М.: Мир, 1978. Т. 1.