Определение удельной эффективной активности естественных радионуклидов (Аэфф)

В процессе работы нашей лаборатории радиационного контроля у  клиентов часто возникает вопрос: «Что необходимо сделать, чтобы строительному материалу присвоить класс по радиационной безопасности?», поэтому в данной статье мы попробуем разобраться в этом вопросе.

Что же такое удельная эффективность естественных радионуклидов, которую обозначают как Аэфф? Это искусственный интегральный параметр, который вычисляется по формуле:

A_эфф = A_Ra  + 1.31 A_Th + 0.085 A_K

где  A_Ra, A_Th, A_K - удельные активности радия, тория и калия соответственно, Бк/кг.

Радий (Ra-226), торий (Th-232) и калий (K-40) – это естественные радионуклиды (ЕРН), основные радиоактивные нуклиды природного происхождения, содержащиеся в строительных материалах.

Нормы  для строительных материалов на удельную эффективную активность естественных радионуклидов (Аэфф) и соответственно разбивку по классам определяют СанПиН 2.6.1.2523-09 Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009, п 5.3.4., но данный документ никак не определяет правила и порядок измерения удельных активностей радия, тория и калия, не устанавливает  условия наступления в пробе радиоактивное равновесии Ra-226 и Th-232 с остальными членами уранового и ториевого рядов. Поэтому для строительных материалов в 1995 году ввели в действие ГОСТ 30108-94, в котором определены экспрессный и лабораторный методы определения величины Аэфф, а также области применения данных методов.

В практике нашей работы мы используем лабораторный метод, который предназначен для:
- установления класса строительного материала (изделия);
- уточнения класса строительного материала (изделия) в случае получения граничных значений по экспрессному методу;
- сертификации продукции.

В описании метода приводятся требования по отбору и подготовке пробы, а вот время , в течении которого необходимо выдержать пробу для достижения радиоактивного равновесия ЕРН, ГОСТ  не нормирует и отсылает к методике проведения измерения на используемом спектрометре-радиометре. В частности, на используемый в нашей лаборатории спектрометр-радиометр МКГБ-01 «РАДЭК», разработана соответствующая методика, которая аттестована ФГУП «ВНИИМ им. Д.И.Менделеева» и занесена в Реестр Росстандарта под номером   ФР.1.38.2011.10712. Данная методика определяет срок экспозиции проб  в течении 15 дней.

Далее ГОСТ 30108-94 определяет порядок обработки результатов измерений 5 проб, выполненных на спектрометре-радиометре. В расчете используются только полученные в результате измерений значения удельных активностей ЕРН.

Так, в начале, по каждому радионуклиду (радий (Ra-226), торий (Th-232) и калий (K-40)) рассчитывается среднее арифметическое значение удельной активности ( Aj ) по формуле:

где    i = 1, 2, …,n  –номер навески;
         n = 5 – количество навесок (проб).

Следующим шагом является вычисление Аэфф:

 A_эфф = A_Ra  + 1.31 A_Th + 0.085 A_K

где A_Ra, A_Th, A_K – средние значения удельной активности радия (Ra-226), тория (Th-232) и калия (K-40), вычисленные на предыдущем шаге.

Абсолютную погрешность ( ∆j ) определения удельной активности по каждому радионуклиду вычисляют по формуле:

где     i = 1, 2, …,n  –номер навески;
         n = 5 – количество навесок (проб);
         Aj - среднее арифметическое значение удельной активности каждого радионуклида;
         αj – абсолютная погрешность методики определения Aj (приводится в описании методики измерений)

Абсолютную погрешность ( ∆ ) определения Аэфф вычисляют по формуле:

Конечный результат (Аэфф’ ) определения удельной эффективной активности ЕРН в контролируемом материале представляют в виде:

Максимальное значение удельной эффективной активности (Аэфф.м ), по которому материалу согласно ниже приведенной таблицы присваивается класс по радиационной безопасности с определением области применения, рассчитывается по формуле :

Наша аккредитованная лаборатория имеет необходимое оборудование и проводит данное испытание в соответствии с  ГОСТ 30108-94.

Ознакомиться с ценами на испытание.