Masurarea Activitatii Radionuclizilor Beta Globali In Probe de Mediu

Cuprins

ABSTRACT

SUMMARY

Capitolul 1. Radionuclizii în mediul înconjurător: Efecte biologice potențiale

1.1 Radioizotopi naturali

1.2. Răspândirea elementelor radioactive în mediul înconjurător

1.3. Particularitățile efectelor biologice

1.4. Clasificarea efectelor biologice

1.5. Fazele tipice ale evoluției îmbolnăvirii în urma iradierii

1.6. Clasificarea efectelor biologice după natura lor

Capitolul 2. Monitorizarea radiologică preoperațională a mediului în jurul Instalației Pilot Experimental de Separare a Deuterului și Tritiului

2.1. Instalația de schimb izotopic –instalația A.

2.2. Instalația de purificare – instalația B

2.3. Instalația de separare criogenică – instalația C.

Capitolul 3. Programul preoperațional de monitorizare a mediului pentru Instalația Pilot Experimental pentru Separarea Tritiului și Deuteriului (IPESTD)

3.1. Programul de monitorizare de rutină a mediului

3.2.Programul de monitorizare a mediului în situații de urgență

3.3. Manangementul Calității Programului de Monitorizare a Radioactivității Mediului

Capitolul 4. Măsurarea activității radionuclizilor beta globali în probe de mediu

4.1. Descriere echipament de măsurare- radiometrul model MPC 9300

4.2. Procedeul de măsurare

4.3. Metoda de calcul utilizată pentru determinarea activității beta globale

4.4. Rezultatele monitorizării concentrației radionuclizilor beta emițători în probe de medi

Concluzii

Listă simboluri

BIBLIOGRAFIE

ABSTRACT

Prezenta lucrare de licență prezintă contribuțiile autorului la activitatea de exploatare a unei instalații nucleare, prin efectuarea de măsurători de mediu. Aici ne referim în special la radionuclizii emițători de radiații beta.

Lucrarea de licență abordează, pe capitole, principalele etape de studiu. În primul capitol sunt prezentate noțiunile de bază ce stau la baza studiului de caz: efecte biologice potențiale și particularitățile acestora, precum și fazele tipice ale evoluției îmbolnăvirii în urma iradierii.

Întreg studiul se bazează pe determinarea concentrației beta globale în probe de mediu, probe prelevate din jurul Instalației Pilot Experimental de Separare a Deuteriului și Tritiului. Astfel, cel de-al doilea capitol face referire exclusivă la descrierea respectivei instalații.

Dat fiind faptul ca IPSED nu este încă funcțională, ea fiind în curs de punere în funcțiune, acest program de monitorizare este unul preoperațional, program ce măsoara nivelurile de zero sau niveluri de fond, urmând ca în urma punerii în funcțiune, să poată fi realizat Programul Preoperațional de Monitorizarea a Mediului.

Aceste niveluri de fond se datorează în primul rând radioactivității naturale și, într-o măsură mai mică, contribuției antropogene. Din acest motiv măsurările de fond ale mediului trebuie să fie făcute suficient de departe de influența evacuărilor din instalație.

Radionuclizii și compartimentele mediului care vor fi monitorizate, locațiile pentru monitorizare, precum și frecvența de prelevare sunt succint prezentate în capitolul III.

Pentru o mai bună întelegere a procedeului de măsurare este nevoie de cunoașterea modului de funcționare a echipamentelor și a modului de măsurare a acestora. Toate acestea se regăsesc în capitolul IV, intitulat ˮMăsurarea activității radionuclizilor beta globali în probe de mediuˮ.

Contribuția proprie a lucrării de licentă este evidențiată în cel de-al IV-lea capitol, subcapitol 4.4 , prin rezultatele obținute.

Măsurătorile de mediu, în România, sunt realizate lunar, chiar zilnic, dar noutatea acestei lucrări reiese din faptul că respectiva instalație este unică în România, iar măsurătorile efectuate sunt reprezentative.

SUMMARY

This thesis presents the author's contributions to o license to the work of on nuclear plants, by environmental mesurements. Here we are referring in particular to the radionuclide transmitter the beta radiation.

Work license on chapter approaches the main stage of study. In the first chapter are presented the basics underlying case study: potential biological effects and their particularities and phase in the evolution of the typical render sick iradiation.

The entire study is based on determination of beta samples in global environmental, samples collected around the experimental pilot system of separation of deuterium and tritium. So the, second chapter refers to a description of the copyrighted work and installation.

Sience IPSED is not yet fully functional as currently implementing operation this monitoring program is a program that measures the levels of preoperational zero or background levels as a result of following in operation, on be achieved operational programme for environmental monitoring.

These levels of the fund is primarily natural and radioactivity in a smaller, measure for anthropogenic. Mesures fund of the environmental must be made sufficientlyfor away from the influence of the installation ejects.

Environmental compartments and the radionuclide wich locations will be monitored for f frequency monitoring and sampling are briefly presented in chapter III. For a better understanding of the process of measurement is needed to identify the mode of operation of the equipment and methods of their measurement. All this is included in chapter IV entitled: ˮThe global activity of radionuclides in samples from a beta environment.

Own contribution of the thesis of the license is evidenced in the IV chapter, 4.4 subchapter results obtained.

The measures of the environment in Romania are mode an a monthly basis but the novelty of this even daily papers showed by the fact that the plant is unique in Romania and are representation of the measure carried out.

Capitolul 1. Radionuclizii în mediul înconjurător: Efecte biologice potențiale

Radionuclizii în mediul înconjurător

În natură exită unele substanțe care emit radiații, aceste substanțe se numesc radioactive, iar procesul de emisie spontană al radiaților îl numim radioactivitate naturală, pentru a o deosebi de emisia radiațiilor de către unele substanțe care sunt produse de om pe diferite căi.

Radioactivitatea naturală a fost descoperită și studiată încă de la sfârșitul secolului trecut (Becquerel , 1896 ;Marie și Pierre Curie ,1898 ; Rutherford și Soddy , 1902 ).

Experiențele efectuate au arătat că procesele radioactive nu depind de condițiile exterioare. Dacă o substanță radioactivă este supusă unor presiuni sau temperaturi mari, nu se schimbă caracteristicile radiațiilor emise, de asemenea, dacă substanța este plasată în câmpuri magnetice sau electrice, sau dacă se schimbă compoziția chimică a ei, caracteristicile radiațiilor nu se modifică. Asta înseamnă că emisia radioactivă are loc ca urmare a schimbărilor în nucleu, procesul însemnând schimbarea unui nucleu în altul odată cu emisia de radiații.

După proprietățile pe care le au radiațile emise de substanțele naturale, sunt de trei tipuri denumite după primele trei litere din alfabetul grec:

– alfa (α )

-beta (β )

-gama (γ )

Radiația α are puterea de pătrundere foarte mică, fiind formată din particule cu sarcină pozitivă și masă mare; experiențele efectuate de Rutherford au arătat că particulele alfa sunt nuclee de heliu. Radiațiile alfa sunt formate din grupuri de particule cu energii bine determinate, adică spectrul radiațiilor alfa este un spectru discret.

Radiția β au putere de pătrundere mai mare decât radiațiile alfa. Ele sunt formate din electroni sau pozitroni. Radiațiile beta sunt emise cu toate energiile posibile cuprinse într-un interval larg, spectrul energetic al radiațiilor beta este un spectru continuu. S-a observat că peste acest spectru se suprapune uneori un spectru discret, radiațiile beta care au spectru discret nu sunt emise de nucleu ci provin din învelișul atomic de electroni care înconjoară nucleul.

Radiația γ are cea mai mare putere de pătundere și nu este deviată de câmpuri electice sau magnetice. Această radiație este de natură electomagnetică și are lungimea de undă foarte mică. De regulă, radiația gama însoțește radiația alfa și beta.

Studiindu-se radioactivitatea elementelor grele s-a reușit separarea după proprietățile lor chimice. Pentru a face această separare s-a aplicat o metodă care constă în dizolvarea substanței radioactive în anumite soluții și folosirea unor agenți de participare; unele elemente trec în precipitat, iar altele rămân în soluție și acest lucru se poate constata observând care din ele emit radiații. Rezultatele obținute au permis să se grupeze elemenetele radioactive naturale în patru serii, fiecare element al unei serii obținîndu-se din altul prin dezintegrare alfa sau beta. Stabilirea elementului care ia naștere în urma dezintegrării radioactive, se poate face pe baza legii deplasării radioactive.

Radioizotopi naturali

În afara elementelor radioactive, în scoarța terestră se găsesc răspândiți o serie de izotopi radioactivi ai unor elemente în amestec cu izotopi stabili ai acestora. Printre ei se numără: 40K(T 1,28·109 a), 87Rb(T4,7·1010 a), 115In(T 6·1014 a), 130Te(T 1,4·1021 a), 138La (T 1,3·1011 a), 176Lu (T 3,3·1010 a), 187Re (T 5,1·1010 a) și alții cu timpi de înjumătățire cuprinși între 1010 și 1017 ani.

Din rândul lor se remarcă 40K care, însoțind izotopii stabili ai potasiului, unul din elementele abundente în scoarța terestră, conferă o anumită radioactivitate apelor și rocilor. Astfel, contribuția 40K la radioactivitatea apelor marine este de 11,1 Bq/l. În diferitele roci, activitatea adusă de 40K variază de la 0,81 Bq/g în roci arse, în bazalt, la 1,17 Bq/g în granite. De asemenea, ea variază și în unele alimente de la 0,66Bq/kg în lapte la 22,2 Bq/kg de grâu, respectiv la 74 Bq/kg în carne.

O altă serie de radioizotopi, cum sunt 14C și tritiul (3H) se formează permanent în natură prin bombardarea azotului din aer cu neutroni de origine cosmică, sau cu cei eliberați din reacțiile (α, n) de dezintegrare α-spontana a unor nuclee grele din scoarța terestră (Ac, Th, Pa, U), precum și din procesele de fisiune spontană a unora dintre ele (235U):

(1.1)

(1.2)

(1.3)

În troposferă viteza de formare a tritiului este de 60 atomi/cm2 pe minut, iar a carbonului 14 este de 150 atomi/cm2 pe minut.

În natură concentrația 3H si 14C a rămas practic constantă deoarece în decursul timpului s-a stabilit un echilibru între procesele de formare și de dezintegrare a acestor radioizotopi.

Tritiul (3H) care se formează intră în echilibru cu hidrogenul din apa de ploaie, prin intermediul căreia pătrunde în biosferă, ajungând în cele din urmă la 0. În toate produsele neizolate de acest echilibru natural, tritiul se află în raport de 4 atomi de tritiu la 108 atomi de hidrogen normal. Datorită tritiului, în medie radioactivitatea naturală a produselor cu hidrogen este de 1,11 Bq 3H/g 1H (30 pCi/g), apa mărilor conține 0,59 Bq/l (0,16 pCi 3H/l).

Carbonul 14 odată format oxidează la 14CO2 și intră rapid în amestec cu CO2 normal în circuitul carbonului. Prin fotosinteză el ajunge în metabolismul vegetal și de aici în cel animal, până la om, unde produce circa 1,8·105 dez/min, fapt care reprezintă a suta parte din radioactivitatea corpului uman.

1.2. Răspândirea elementelor radioactive în mediul înconjurător

Planeta noastră a moștenit încă de la formare o zestre apreciabilă de radioactivitate terestră, din care s-a păstrat o parte, respectiv elementele și izotopii radioactivi de viață lungă cu timpi de înjumătățire foarte mari:238U(T4,47·109 a), 235U(T7,04·108 a ) si 232Th(T1,4·1010 a), generatori ai celor trei familii radioactive naturale și descendenții lor radioizotopi ai elementelor cu Z=81-92, dintre care cei mai importanți sunt 226Ra (T 1600 a), Io(230Th)(T 7,7·104 a) și 231Pa(T3,25·104 a). Aceste radioelemente nu sunt decât niște resturi care ne reamintesc de o vreme în care aproape toate speciile nucleare erau radioactive. Dintre ele, cel mai răspândit în scoarța terestră ș echilibru cu hidrogenul din apa de ploaie, prin intermediul căreia pătrunde în biosferă, ajungând în cele din urmă la 0. În toate produsele neizolate de acest echilibru natural, tritiul se află în raport de 4 atomi de tritiu la 108 atomi de hidrogen normal. Datorită tritiului, în medie radioactivitatea naturală a produselor cu hidrogen este de 1,11 Bq 3H/g 1H (30 pCi/g), apa mărilor conține 0,59 Bq/l (0,16 pCi 3H/l).

Carbonul 14 odată format oxidează la 14CO2 și intră rapid în amestec cu CO2 normal în circuitul carbonului. Prin fotosinteză el ajunge în metabolismul vegetal și de aici în cel animal, până la om, unde produce circa 1,8·105 dez/min, fapt care reprezintă a suta parte din radioactivitatea corpului uman.

1.2. Răspândirea elementelor radioactive în mediul înconjurător

Planeta noastră a moștenit încă de la formare o zestre apreciabilă de radioactivitate terestră, din care s-a păstrat o parte, respectiv elementele și izotopii radioactivi de viață lungă cu timpi de înjumătățire foarte mari:238U(T4,47·109 a), 235U(T7,04·108 a ) si 232Th(T1,4·1010 a), generatori ai celor trei familii radioactive naturale și descendenții lor radioizotopi ai elementelor cu Z=81-92, dintre care cei mai importanți sunt 226Ra (T 1600 a), Io(230Th)(T 7,7·104 a) și 231Pa(T3,25·104 a). Aceste radioelemente nu sunt decât niște resturi care ne reamintesc de o vreme în care aproape toate speciile nucleare erau radioactive. Dintre ele, cel mai răspândit în scoarța terestră și cel mai important sub toate aspectele este uraniul (3·10-4%), element dispers, mai răspândit decât aurul, argintul și mercurul, urmat de toriu (8·10-4 %) și de radiu (2,0·10-10 %). Ele sunt prezente într-o măsură mai mică sau mai mare în rocile eruptive, metamorfice și sedimentare, în hidrosferă și în troposferă. În unele zone ale scoarței terestre, concentrația lor în rocile de suprafață poate atinge valori de ordinul zecimilor și chiar al câtorva procente. Sub acțiunea agenților atmosferici (vânturi, precipitații și variații de temperatură ), mineralele radioactive sunt parțial alterate, solubilizate și transportate de ape, contribuind la poluarea mediului. Fenomene de acest gen se remarcă mai ales în procesele de exploatare minieră a uraniului, când acesta se oxidează și solubilizează, trecând în apele de mină sub formă de săruri de uranil (10-6 – 10-2 g/l) și de aerosoli în aerul atmosferic. În același timp în atmosferă se mai concentrează și o cantitate apreciabilă de radon, gaz radioactiv degajat prin transformările succesive ale uraniului, care intră în echilibru cu radonul din apele de mină, eliberat de sărurile de uranil solubilizate.

Radioactivitatea naturală de origine terestră. În scoarța terestră substanțele radioactive se găsesc răspândite pretutindeni, într-o concentrație mai mică sau mai mare, în funcție de natura solului și originea rocilor componente.

Principalii nuclizi naturali sunt:

– 238U, 235U si 232Th, generatorii celor trei familii radioactive naturale și descendenții lor;

– radioizotopul 40K care însoțește în toate combinațiile sale potasiul natural (0,118%);

– tritiul (3H) și carbonul 14, care se formează permanent în natură prin acțiunea componenței neutronice a radiațiilor cosmice cu nuclee de azot din aer;

– alți radioizotopi naturali ai unor elemente cum sunt: 87Rb, 115In, 130Te, 138La, 147Sm, 171Lu, 187Re etc. cu timpi de înjumătățire mari;

– radioelementele prezente în corpul omenesc: 14C, 40K,3H și altele.

Iradierea datorată radioelementelor naturale. Specialiștii sunt unanim de părere că, în linii generale, dozele de radiații primare în prezent de către organismele din regnul vegetal și animal pe Terra, datorită radioactivității naturale, nu se deosebesc mult de cele din epoca antropogenezei. Cu alte cuvinte, contaminarea radioactivă naturală a biosferei a existat de la începuturile formării planetei noastre, cu mult înaintea apariției omului. De aceea, poluarea radioactivă a mediului ne apare ca o contaminare artificială a acestuia, peste valorile fondului natural.

În general, iradierea provocată de radioelementele naturale răspândite în mediul înconjurător se poate clasifica în:

– iradiere externă în afara clădirilor;

– iradiere externă în interiorul clădirilor;

– iradiere internă.

Iradierea externă în afara clădirilor se datorează radiațiilor penetrante emise de radioelementele naturale din sol și din materialele din construcții, în special de către uraniu, radiu și toriu. Ea variază în funcție de zona geografică și de formația geologică. Astfel, în areal de monazite, această doză este în medie de 500mrad/an (5 mGy/an) în Suedia și de 1300 mrad/an (13 mGy/an) în India (Kerala si Madras).

Iradierea externă în interiorul clădirilor este mult redusă, datorită efectului de ecranare a pereților. Totuși, atunci când materialele de construcție (lemn, caramida etc.) conțin importante cantități de elemente radioactive naturale, aceste doze pot crește substanțial.

Iradierea internă, de asemenea o componentă a iradierii naturale, este provocată de inhalarea aerului și ingestia apei și a alimentelor în organismul uman. Printre aceste radioelemente se numără: 3H, 14C, 226Rn, 40K, 226Ra, 210Po etc. Astfel, numai datorită radonului inspirat odată cu aerul atmosferic, în plămâni se dezintegrează circa 30000 atomi de radon în fiecare oră, cu emisie de radiații α, β și γ, la care se adaugă și cele ale depozitului fix rezultat.

Cea mai importantă radioactivitate naturală se datorează 40K care se află în proporție de 120 părți la un million părți potasiu stabil, în toate combinațiile de potasiu.

În organismul omenesc 40K se găsește în concentrație de 8,3∙10-2 g, producând 1,9∙104 dez/s. Această cantitate variază în funcție de vârstă, sex, talie și condițiile de trai ale individului și ea provine din alimentație. Un gram de potasiu natural conține o activitate de 37 Bq (1000 pCi) 40K. Deoarece în corpul omenesc se găsesc 2,2-2,4 g K/kg la bărbați, respectiv 1,2-1,5 g K/kg la femei, rezultă că într-un corp omenesc de 80 kg se vor afla 6150 Bq activitate datorată 40K, care produce 6500 dez/s în timpul vieții. Totodată, în corpul omenesc se mai dezintegrează circa 7000 atomi de uraniu în fiecare oră, emițând particule α. În total, în corpul omenesc se dezintegrează circa 22∙103 atomi pe secundă, corespunzator unei activități de 0,6 µCi (0,22 Bq) sau la 0,0006 mg Ra.

Efecte biologice potențiale

1.3. Particularitățile efectelor biologice

Indiferent de urmările provocate de impactul radiațiilor ionizante cu organismul viu, acțiunea biologică prezintă unele particularități și anume:

– organismul omenesc nu este dotat cu un organ de simț care să sesizeze prezența radiațiilor ionizante, iar efectul biologic nu este vizibil în momentul iradierii;

– efectele biologice sunt cumulative și nu au un caracter particular care să ne permită deosebirea de efectele apărute altfel decât prin iradiere;

– modificările și simptomele evoluează lent după iradiere. Unele sunt imediate sau precoce și apar după un răgaz care variază de la câteva ore, la câteva săptămâni. Altele sunt întârziate și survin după mai mulți ani (leucemia), după mai multi zeci de ani (cancerul fatal) sau pot provoca efecte genetice.

În realitate, efectele biologice produse de acțiunea radiațiilor ionizante asupra ființelor, în special a omului, sunt rezultatul unei lungi serii de fenomene care se declanșează la trecerea radiațiilor prin organismele vii. Evenimentele inițiale, sunt ionizari și excitări ale atomilor și moleculelor din mediul de interacțiune de-a lungul traiectoriilor particulelor ionizante. Ulterior aceste perturbări fizice antrenează reacții fizico-chimice, urmate de reacții chimice, generând în final efecte biologice. Schematic cronologia acestor evenimente este dată în figura 1.1.

Figura 1.1. Prezentarea schematică a fenomenelor declanșate de

radiațiile ionizante în mediu biologic

1.4. Clasificarea efectelor biologice

În prezent efectele nocive ale radiațiilor ionizante asupra ființelor, în special a omului, a descendenților săi și asupra umanității în general se clasificăîn două categorii:

– efecte nestochastice

– efecte stochastice.

Efectele nestochastice sunt efecte imediate (precoce), cu prag, reversibile și imperfect aditive. Fiind caracterizate de o relație de cauzalitate determinată între doză și efect, ele apar atunci când doza primită depășește o anumită valoare de prag.

Figura1.2.Dependența efectului biologic de doză biologică

a – efecte stochastice fără prag; b – efecte nestochastice cu prag

Valoarea pragului pentru un anumit efect poate varia în jurul unei valori medii de la un individ la altul și în funcție de condițiile de iradiere. În general, efectele nestochastice apar destul de repede în timp, fiind efecte imediate (precoce), iar vătămările provocate de ele sunt cu atât mai mari cu cât doza este mai mare.

Printre efectele nestochastice se numără: leziunile nemaligne ale pielii, cataracta, hipolezia medulară care antrenează o deficiență hematologică a vătămărilor provocate celulelor gonadelor cu repercusiuni asupra fertilității.

Efectele stochastice sunt întotdeauna efecte somatice târzii, fără prag, ireversibile și aditive. Apariția lor urmează o relație probabilistică doză-efect aparent la întâmplare, de unde și numele stochastic. Altfel spus, dintr-o populație aflată într-o zona de radiații, efectele stochastice apar numai în unele cazuri individuale, aparent la întâmplare.

Printre ele se numără efectele somatice care se manifestă cu întârziere, sub formă de afecțiuni maligne (cancer) și efecte genetice (ereditare) ce apar la descendenți. Practic între momentul iradierii și al apariției bolii maligne pot trece ani sau zeci de ani.

Fiind relații liniare, între frecvența de apariție a efectelor stochastice și dozelor absorbite pentru radiațiile cu transfer liniar de energie mică, rezultă că în aceste cazuri, la doze mici și debite mici ale dozei, riscul pentru sănătate este proporțional cu doza administrată. În literatura de specialitate, factorul de proporționalitate dintre frecvența de apariție a acestor efecte și doza absorbită a fost denumit factor de risc.

Dozele administrate în timp lung fiind aditive, nu are importanță dacă doza care produce efectul respectiv a fost administrată fracționat sau instantaneu, respectiv într-o secundă sau într-o lună.

Efectul biologic produs este ireversibil și în prezent nu se cunosc metode de reducere a probabilităților de apariție a efectelor stochastice somatice datorate unor doze deja primite.

Detrimentul sănătății. Conceptul de detriment al sănătății se referă la fenomenul de distrugere (vătămare) integrală a unei persoane datorită efectelor biologice ale radiațiilor ionizante, fenomen care poate apărea după o iradiere în condiții bine definite și la un anumit nivel de doză.

În cazul unui efect patologic dat (i), detrimentul (Gj) la un individ (j) este exprimat de produsul între probabilitatea de apariție a efectului (pi) și factorul corespunzător de gravitate (g):

(1.4)

iar pentru un grup de persoane (P) detrimentul colectiv (G) este:

(1.5)

Acest concept se aplica atât asupra efectelor stochastice cât și a celor nestochastice, în principal fiind utilizat pentru estimarea vătămărilor datorate efectelor stochastice.

Între probabilitatea de apariție a efectelor biologice stochastice și echivalentul de doză se stabilește o relație liniară fără prag, aplicată la doze slabe. De aceea, detrimentul colectiv al sănătății este proporțional cu echivalentul de doză efectiv colectiv. Totuși, în mod practic, detrimentul unui grup de indivizi nu poate fi redus la o însumare a vătămărilor individuale, fapt pentru care echivalentul de doză colectivă se ia ca un partener printre altele.

1.5. Fazele tipice ale evoluției îmbolnăvirii în urma iradierii

În dinamica evoluției reacțiilor care au loc în urma iradierii, se pot distinge trei perioade importante: perioada primară, perioada latentă și perioada secundară.

Reacțiile în perioada primară de acțiune a radiațiilor ionizante se datorează a trei tipuri principale de mecanisme: mecanismul acțiunii directe, indirecte și la distanță.

Efectul biologic prin acțiune directă constă în transmiterea directă a energiei particulelor încărcate sau a electronilor secundari, către atomii și moleculele substanțelor celulare. Produsul principal al acestei acțiuni sunt ionii și atomii excitați de-a lungul parcursului particulei în celulă. Datorită ionizării și excitării substanțelor prin mecanism primar se produc modificări chimice ale acestora (mecanismul acțiunii indirecte). Deoarece organismele vii au în compoziția lor un mare procent de apă, la om ajungând până la 85% din greutatea corpului, multă vreme s-a considerat că acțiunea nocivă a radiațiilor ionizante este cauzată de produsele de descompunere a ei și în special de apa oxigenată, care acționează ca agent oxidant (ipoteza acțiunii prin apa oxigenată). O ipoteză mai verosimilă consideră că rolul principal în acțiunea biologică primară îl au radicalii H, OH, și O2H care apar la radioliza apei (ipoteza acțiunii prin radicali liberi). Conform acestei ipoteze, radioliza apei constituie o sursă pentru acțiunea indirectă a radiației, deoarece radicalii liberi formați pot afecta atât cromozomii cât și proteinele citoplasmatice.

Datorită intervenției sistemului nervos, a glandelor endocrine și a transportului prin umori sau difuziune a unor substante rezultate în țesuturile iradiate, efectele biologice se pot produce nu numai în organele iradiate, ci și în cele neiradiate (mecanismul acțiunii la distanță sau al acțiunii secundare).

Perioada latentă care apare în organism, după perioada primară, se caracterizează prin faptul că fenomenele sunt atât de neînsemnate încât nu pot fi descoperite, neînregistrându-se nici un fel de tulburări. Perioada latentă variază invers propoțional cu doza de radiații. De aceea, în cazul unor iradieri cu doze mortale, perioada latentă durează de la câteva ore la 30-40 de zile, iar în doze fracționate mici ea durează mai mult de un an.

Perioada secundară este dominată de formarea, în celule și țesuturi, de substanțe toxice care conduc la intoxicarea organismului, determinând o serie de efecte biologice importante (ipoteza formării unor substanțe toxice). Reacțiile din această perioadă sunt de natură necunoscută și, în decursul timpului, ele au fost atribuite acțiunii apei oxigenate, peroxizilor organici și histaminei, problema fiind însă în discuție. Cert este faptul că, sub acțiunea radiațiilor ionizante, apar molecule active, în primul rând în celulele din țesuturi și în paralel în sânge și în limfă.

1.6. Clasificarea efectelor biologice după natura lor

Cel mai fercvent, efectele biologice se clasifică după natura lor în:

– efecte precoce, care nu apar decât pentru doze ridicate;

– efecte somatice târzii, care se manifestă după mai mulți ani, chiar mai mulți zeci de ani;

– efecte genetice, care privesc descendenții;

– efecte teratogene, care se referă la afectarea embrionului și a fetusului.

Efecte biologice precoce

Efectele biologice precoce survin la puțin timp după iradiere, uneori după câteva ore sau mai puțin și sunt efecte cu prag, fapt pentru care nu apar decât dacă doza depășește un anumit nivel. Deasupra pragului ele cresc cu doza. De aceea, pentru a evita producerea lor, s-au elaborat reglementări care impun limitarea sub nivelul de prag al dozelor ce le pot primi operatorii care lucrează în medii de radiații ionizante. Cele mai fragile țesuturi care suferă efecte biologice cu prag sunt: pielea, celulele formate de sânge, măduva osoasă, intestinul și organele sexuale sau gonade.

Efecte somatice târzii

Efectele somatice târzii, în general, sunt fără prag. Ele pot fi necancerigene (cataracte, tulburări ale creșterii, scăderea longevității și a unor reacții imunologice), însă principalul efect întârziat este cancerul, care apare după câțiva ani sau zeci de ani de la iradiere. Principalele efecte somatice târzii necancerigene se caracterizează prin următoarele:

Cataractele sunt boli care provoacă opacifierea cristalinului. Radiațiile ionizante generează cataracte la doze superioare la 10 Gy de radiații X. Ele sunt efecte cu prag, care la bărbați sunt foarte ridicate și apare între 1 și 10 ani de la iradiere. În cazul neutronilor rapizi, pragul este mult mai jos ≈0,8 Gy, respectiv ≈8 Sv.

Tulburări de creștere. Constatările efectuate pe supraviețuitorii de la Hiroshima și Nagasaki au evidențiat că, prin expunere la doze de 1 Gy, au loc tulburări de creștere și anume: un deficit în greutate, o scădere a taliei și a circumferinței capului.

Longevitatea. De asemenea, studiile de supraviețuitori de la Hirosima și Nagasaki, precum și pe animale în laborator, au arătat că la doze ridicate (≈4 Gy) de radiații, se scurtează durata medie de viață, indiferent dacă iradierea a produs leucemie sau cancer.

Reacțiile imunologice. La iradierea cu doze de 1 Gy scad reacțiile imunologice și organismele devin vulnerabile la infecții.

Pielea deși nu este radiosensibilă, se manifestă ca un organ critic, având un prag de toleranță de ≈2mGy/zi. Prin iradierea mâinilor cu doze superioare (5 mGy/zi) apar leziuni cutanate cronice, sau uscate și atrofice, care fisurează.

Cancerul, principalele efecte întârziate, se caracterizează prin faptul că nu au prag și se produc mai ales cu doze slabe de radiații. Frecvența lor este influențată de o serie de factori, printre care se numără: doza de radiație, natura radiațiilor, sexul, vârsta și natura țesuturilor iradiate.

Dintre toți factorii, doza de radiații este cel mai important, iar dintre radiații, particulele α și neutronii sunt cele mai periculoase. Radiosensibilitatea organismelor este diferită în funcție de sex: ea este mai importantă la femei decât la bărbați, în special pentru sâni și tiroidă și are un efect invers pentru măduva osoasă și pulmon. Totodată, efectele diferă cu vârsta, copiii tineri, adolescenții și persoanele în vârstă fiind mai radiosensibile decât adulții. Timpii de latență sunt foarte variabili și depind în mod esențial de natura țesutului iradiat. Ei sunt cuprinși între 4 și 20 de ani de la iradiere pentru leucemie, de 10 ani pentru tumori, 22-25 de ani pentru sâni etc. Cancerul cutanat apare la doze de circa 15 Gy radiații electromagnetice, între 25 și 40 de ani. Cancerul osos apare la doze >8Gy, iar leucemia la doze >1 Sv. Cancerul sânului apare la doze de 0,20 Gy (la iradieri radiologice), iar cancerul tiroidei la 0,1 Gy la copii între 13 și 14 ani.

Efecte genetice

Alături de alți agenți fizico-chimici (substanțe chimice, radiațiile electromagnetice, căldura etc.) care pot provoca efecte mutagene se află și radiațiile ionizante.

Dacă la doze slabe nu s-au înregistrat astfel de efecte la om, în schimb printre copiii supraviețuitorilor de la Hiroshima și Nagasaki, iradiați cu doze puternice, s-au înregistrat cazuri de anomalii genetice semnificative.

Pe plan uman, singurele informații de care dispunem sunt descendenții iradiaților de la Hiroshima și Nagasaki și ai pescarilor de la Bikini, dar în ambele cazuri, dozele nu sunt cunoscute cu precizie. În cazul supraviețuitorilor de la Hiroshima și Nagasaki, deși au prezentat forme cancerigene pentru doze ridicate (>1 Gy), nu s-au înregistrat efecte genetice. De asemenea, în cazul celor 23 marinari pescari de la Bikini, iradiați de căderile radioactive, cu excepția unuia care a decedat, după o sterilitate de doi ani, ceilalți au avut copii normali (45 copii), la care nu au fost observate efecte genetice aparente la prima generație.

În modul de evaluare a efectelor genetice se întâmplă unele dificultăți datorate următorilor factori: caracterul particular al efectelor genetice; necesitatea extrapolării rezultatelor obținute experimental pe animale, la om și de asemenea, extrapolarea rezultatelor obținute experimental cu doze forte, la doze slabe.

Din investigările pe animale, s-a stabilit că fercvența anomaliilor genetice se observă la doze >1 Gy. La om, anomaliile (de ex. structura cromozomilor) reprezintă un risc de 1-10 pe milion de nașteri vii, pe centiGy, iar mutațiile genetice apar, la iradierea celor doi părinți, cu o frecvență de 5-65 pe milion de nașteri vii, pe centiGy. După prima generație și la echilibru (după 5 generații), frecvența lor este de 40-200 pe milion de nașteri vii pe centiGy, pe generație. Mutațiile sunt legate de sexe, în sensul că ele se transmit prin femei. În prima generație, numărul de afecțiuni adaugat este < 1,3 pe milion de nașteri vii pe centiGy.

Particularitățile mutațiilor genice. În funcție de sex, riscul pentru femeie este mai puțin important, ca pentru bărbat. După vârstă, la femei sunt doua perioade critice: principala este perioada reproducerii, de la pubertate la menopauză. A doua este până în luna a șaptea a vieții fetale. La bărbat, perioada periculoasă se află între 20 și 40 ani, perioada în care se fac majoritatea fecundărilor.

Ipoteza prejudiciului genetic dat de iradierile slabe. În mod normal, o populație se află în echilibru genetic. Apariția de noi mutanți este compensată de eliminarea mutanților existenți prin decese precoce, sau prin fecundări mai puține, uneori chiar nule. În cazul unor iradieri suplimentare, acest echilibru se rupe, iar fiecarei generații i se vor adăuga descendenților, mutațiile produse la toate generațiile anterioare (mutanți suplimentari). Ca urmare, se va produce o creștere a mutațiilor letale și a celor dominante, precm și o acumulare a mutațiilor primite.

Efecte biologice teratogene

Efectele teratogene sunt anomalii și malformații provocate de acțiunea unor agenți fizici, chimici și infecțioși, sau a radiațiilor ionizante asupra embrionului pe timpul creșterii.

Sensibilitatea lor la radiații variază după stadiul dezvoltării embrionului, dar pragul de acțiune este foarte net mai jos decât după naștere. Efectele teratogene sunt ireversibile, iar radiațiile ionizante produc aceleași efecte ca și alți agenți teratogeni. Sub acțiunea radiațiilor ionizante, în funcție de stadiul de dezvoltare a embrionului și a fetusurilor, se deosebesc următoarele:

– În stadiul de preimplantare, iradierea determină fie distrugerea oului, fie moartea uneia sau a mai multor celule. Această perioadă adesea trece neobservată de femeie. Doza letala 50 este de 0,5-0,6 Gy.

– În stadiul de organogeneză, când femeia are consecințe de întârziere și bănuiala că ar fi însărcinată, o doza de 0,1 Gy poate antrena malformații. Aceasta este perioada critică, deoarece radiosensibilitatea este maximă.

– În stadiul fetal, frecvența și gravitatea malformațiilor se diminuează. În schimb, iradierea poate avea o acțiune cancerigenă, care se manifestă la copii tineri. Dozele egale sau inferioare la 0,25 Gy sunt considerate fără efect.

Cele mai importante consecințe legate de efectele teratogene sunt:

– malformațiile, ca de exemplu cele microcefalice, care pot fi însoțite de întârzierea mentală;

– întârzierea creșterii, care are loc la doze puternice (>1 Gy), printre care se remarcă deficitul ponderal, scăderea taliei și a circumferinței capului și o întârziere a osificării;

– cancerul, care apare la iradieri în uter cu doze de 0,02 Gy;

-mortalitatea intrauterină și neonatală crește. În cazul supraviețuitorilor de la Hiroshima și Nagasaki, ea a fost cu 40% mai mare decât cea normală;

– efecte genetice nu s-au observat nici printre descendenții celor iradiați în uter cu ocazia exploziilor nucleare de la Hiroshima și Nagasaki.

Pe baza acestor observații, se impune luarea unor precauții în cazul femeilor însărcinate, care sunt expuse profesional la doze de radiații ionizante și excluderea lor de la orice fel de examen radiologic.

Capitolul 2. Monitorizarea radiologică preoperațională a mediului în jurul Instalației Pilot Experimental de Separare a Deuterului și Tritiului

Descrierea Pilot Experimental

Instalația Pilot Experimental pentru Separarea Tritiului și Deuteriului are ca scop stabilirea tehnologiei de extragere a tritiului din apa grea de la reactoarele CANDU.

Procesul tehnologic cuprinde următoarele faze tehnologice:

Schimb isotopic catalizat în care se transferă tritiul din faza de apă tritiată în faza de deuteriul gaz.

Purificare în care deuteriul este ars într-un reactor catalitic pentru eliminarea oxigenului conținut, după care are loc uscarea avansată pe site moleculare.

Distilarea criogenică a amestecului D2 + DT, în care are loc separarea izotopilor de hidrogen (D,T), prin distilare criogenică, obținându-se tritiu gazos concentrat și deuteriu.

Stocare tritiu gaz sub formă de DT2 si D2, unde tritiu gaz rezultat este îmbuteliat în butelii (getere) sub formă de deutero-tritiură de titan.

Figura 2.1. Schema de principiu a Instalației Pilot

2.1. Instalația de schimb izotopic –instalația A.

În această instalație se transferă tritiul din fază lichidă, apa grea tritiată, în fază gazoasă (deuterium+tritiu+hidrogen).

Principalele circuite ale instalației sunt următoarele:

Circuitul de deuteriu gaz

Deuteriu gaz, extras din vârful coloanei de distilare criogenică (din butelia aflată în depozitul de fluide tehnologice), este încărcat într-un vas tampon-VA7 la presiunea de 1,5 bar. Vasul este prevăzut cu supapa de siguranță cu presiunea de deschidere Pd = 7 bar. Tot în acest vas intră și deuteriu gaz pentru încărcarea inițială a instalației, provenit de la depozitul de deuteriu.

Din vasul VA7, deuteriu gaz, este încălzit, în încălzitorul HA2, până la temperatura t= 2000C, necesară procesului de schimb isotopic, ce are loc în coloana C1.

Schimbul izotopic prin care tritiul conținut în apa grea tritiată trece în fază gazoasă (în deuteriu gaz), are loc în coloana de schimb izotopic CA1, prevăzută cu straturi alternative de umplutură B7 din bronz fosforos și catalizator hidrofob, prin care circulă în contracurent apa grea tritiată și deuteriu gaz.

Deuteriul, îmbogățit în tritiu extras din apa grea tritiată, iese pe la partea superioară a coloanei CA1 și intră în condensatorul HA3, unde este răcit de la 900C la temperaturi de 7÷80C, agentul de răcire fiind apa subrăcită. Din HA3, hidrogenul este trimis la instalația 200, pentru uscare avansată.

Circuitul apei grele de proces

Apa grea tritiată este adusă în butelii D2O de aproximativ 200L și este transvazată în vasul VA1 cu ajutorul unui dispozitiv de umplere-golire similar cu cel folosit la Cernavodă. Pentru transvazarea lichidului se folosește deuteriu gaz din refularea compresorului KB. Vasul VA1 este prevăzut cu indicator de nivel, cu indicare și la tabloul central.

Din vasul VA1 apa grea tritiată este preluată de pompele dozatoare, cu membrane, P1A și P1R și după ce este încălzită în încălzitorul electric HA1, este introdusă în coloanaă pe la partea superioară.

Din blazul coloanei C1 apa este colectată în vasul VA2 care este prevăzut cu indicare de nivel la tabloul central.

Aerisirea vasului VA2 este legată cu aerisirile coloanei CA1, a vasului VA1 și a vasului VA7 și merg la sistemul central de colectare a vaporilor.

Din vasul VA2, apa grea detritiată este transvazată în buteliile de D2O de 200L cu ajutorul dispozitivului de umplere-golire, urmărind greutatea cu un dispozitiv de cântărire. Acesta acționează un electroventil, care, la atingerea greutății prescrise a buteliei plină cu apa grea, închide electroventilul.

2.2. Instalația de purificare – instalația B

Această instalație are următoarele circuite:

Circuitul de deuteriu gaz

Deuteriu gaz de la instalația A intră în vasul VB1. Acest vas are rolul de stocare și de amortizor de pulsații pentru compresorul KB. Vasul B2 este prevăzut cu supapă de siguranță, cu presiune de deschidere 15 bar.

Oxigenul conținut ca impuritate în deuteriu este îndepărtat prin ardere catalitică pe catalizator DEOXO, în reactorul catalitic RC (t=1200C), cu semnalizare de temperatura maximă la t=1500C.

Deuteriu umed, rezultat, este răcit în condensatorul HB2, cu apa subrăcită de 7-80C, cu ajutorul unui agregat frigorific. După îndepărtarea grosieră a apei, deuteriu este introdus în bateria de uscare cu site moleculare, formată din două absorbere de uscare B 2.1 și B 2.2, în care are loc îndepărtarea înaintată a apei conținută în deuteriu.

Bateria de uscare avansată este formată din două absorbere moleculare 13X, B 2.1, B 2.2, care lucrează astfel: un absorber în faza “uscare” și celălalt în “regenerare”. Absorberele de uscare sunt prevăzute cu indicatoare de temperatură pe intrarea și ieșirea gazului. Deuteriu pentru regenerare este deuteriul returnat de la instalația de separare criogenică.

Deuteriul uscat este trimis la instalația C – separare criogenică. Puritatea deuteriului, la ieșirea din instalația 200, este controlată de analizoarele ARA-201 (conținut H2O, punct de rouă = -700C) și RASH-202 (conținut O2 = 0…..12ppm), cu alarma de conținut maxim la conținut de O2 = 14ppm.

Regenerarea sitei moleculare se face cu deuteriu epuizat de tritiu din coloana de distilare criogenică C31 de la instalația C.

Circuitul de apă grea

Apa grea care se acumulează în timp în vasele VB1 și VB2, precum și cea recoltată prin condensarea în HB2 și HB4 se colectează într-o butelie D2O-200 pentru drenaje. Tot în această butelie de apă grea se colectează drenajele de la vasele VA7, VA1, VA2 și pompele P1A și R.

2.3. Instalația de separare criogenică – instalația C.

În aceasta instalație are loc separarea speciilor D2 și DT din hidrogen, prin distilare criogenică, la temperaturi până la 24K (-2500C).

Descrierea procesului de separare criogenică cuprinde trei circuite criogenice:

circuitul de deuteriu de alimentare coloană (P = 2-15bar);

circuitul de hidrogen de înaltă presiune (P = 21 bar);

circuitul auxiliar de azot.

Circuitul de deuteriu de alimentare coloană

Circuitul de alimentare coloană constă din deuteriu gaz purificat în modulul B.

Separarea speciilor D2 și DT, prin distilare criogenică a amestecului, se realizează într-o coloană de distilare criogenică, C33, prevăzută cu condensator în vârf și fierbător în blaz, situate în coldboxul CB33 împreună cu schimbatoarele aferente, SR 31, SR33, SA31, SA33.

Deuteriu primar purificat în instalația B, ce conține speciile D2 și DT, este alimentat în vasul VC3.

În interiorul coldboxului, circuitul deuteriului de alimentare continuă pe următorul traseu: schimbătorul de căldură SA31, unde este răcit până la 128,4K de către hidrogenul epuizat, de la coloana C33, apoi trece în schimbătorul SA32 din baia de azot liclid BN3, unde se răcește cu azot lichid până la cca. 70K. În continuare, este răcit în schimbătorul de căldură SA33, apoi suferă o detentă în ventilul de laminare RL-31, atingându-se temperaturi de 25K, fiind astfel lichefiat, după care se alimentează coloana de distilare criogenică C33.

Coloana de distilare criogenică a deuteriului este echipată cu umplutură B7 din oțel inoxidabil, în care vaporii circulă în contracurent cu faza lichidă, condensarea vaporilor în condensatorul din vârful coloanei fiind asigurată cu ajutorul hidrogenului lichid din circuitul de hidrogen de înaltă presiune.

Deuteriul separat la partea superioară a coloanei, cu temperaturi 25K și presiunea 2 bar, trece prin schimbătoarele criogenice SA33, SA32, în care răcește amestecul de alimentare a coloanei și este trimis în continuare la instalația B în vederea regenerării absorberelor și, ulterior la VA1. Amestecul D2 și DT sunt evacuate la partea inferioară a coloanei C33 și trimis la instalația de stocare tritiu.

Circuitul de hidrogen de înaltă presiune, (P=81bar)

Hidrogenul de înaltă presiune, asigură atât fierberea din blazul coloanei de distilare C33, precum și condesarea vaporilor în vârful coloanei, prin funcționarea în circuit închis.

Este încărcat, inițial, din butelie, în vasul VC4, presiunea din vas fiind indicată de un anometru local (P=4bar). Compresorul de hidrogen, cu membrane, de tip CORBLIN-K31, comprimă hidrogenul secundar la 81 bar, după care, este trimis în schimbătorul de căldură criogenic SR31, apoi în schimbătorul de căldură SR32 din baia de azot lichid BN31, unde se răcește până la cca. 70K.

În continuare, o fracție este răcită în schimbătorul de căldură SR33, laminat în ventilul de laminare RL-32, temperatura scăzând la cca. 24K, obținându-se hidrogen lichid ce se acumulează în colectorul de hidrogen lichid. Din colector, hidrogenul secundar lichid este introdus în condensatorul coloanei C33. Temperatura hidrogenului, la intrarea în condensator, atinge valoarea de cca. 24K.

Cealaltă fracție, cu temperatura T=70K, alimentează fierbătorul coloanei C33, producând lichidul din blazul coloanei de vapori ascendenți, necesari în procesul de separare criogenică.

După laminarea în ventilul de laminare RL-32, prin detenta de la presiunea de 81 bar la cca. 1 bar, amestecul vapori-lichid obținut este introdus în condensatorul coloanei de distilare criogenică. Hidrogenul de pe circuitul de înaltă presiune vaporizat în condensator, cu temperaturi de 25,3K intră în schimbătoarele de căldură SR33 și SR31, realizând răcirea hidrogenului de înaltă presiune la intrare în circuit criogenic, apoi merge la aspirația compresorului K31, încheindu-se ciclul.

Circuitul auxiliar de azot

În scopul atingerii temperaturilor joase pentru lichefierea hidrogenului și a deuteriului de alimentare a coloanei de distilat, este necesar un circuit auxiliar cu azot. Azotul este vehiculat în circuit închis, într-o instalație cuplată cu circuitele de hidrogen de înaltă presiune, precum și cu cel de alimentare coloană de distilare. Circuitul auxiliar de azot montat în coldboxul CB32 cuprinde schimbătoarele de căldură SN31, SN32, vasul de separare azot VSN31, baia de azot lichid montată în coldboxul CB31 și turbodetentorul TD31.

Azotul, din vasul stocator de azot lichid este încărcat inițial în vasul VC2, comprimat la presiunea de 11 bar cu ajutorul compresorului K31, apoi este introdus în schimbătorul de căldură criogenic SN31, unde este răcit până la temperatura de 132,5K.

La ieșirea din SN31 circuitul se bifurcă, o parte intră în turbodetector, de tip LINDE, unde prin destinderea gazului la cca 1,1 bar, se răcește azotul până la 39K. Această fracție trece apoi prin schimbătoarele de căldură criogenice SN31 și SN31, răcind cealaltă ramură de azot; după care intră în aspirația compresorului reluând ciclul. Al doilea traseu de azot intră în schimbătorul de căldura SN32, unde este răcit până la 107K, iar lichidul rezultat este colectat în vasul de separare azot VSN 32.

Azotul lichid obtinuț este laminat în ventilul de laminare RL33, obținându-se o scădere de temperatură până la cca. 70K. Lichidul intră în baia de azot lichid BN31, în care se realizează răcirea circuitelor primar și secundar de deuteriu. De aici, azotul gaz rezultat în BN31 trece prin SN32, apoi prin SN31, este aspirat de boosterul compresor BK31, se unește cu azotul de la turbodetentor și intră în aspirația compresorului K31, reluând ciclul. Debitul de azot de pe ramura ce intră în turbodetentor este de cca. 170Nm3/h iar cel de pe circuitul de laminare de cca. 15Nm3/h.

Cele două coldboxuri sunt vidate în interior la P=10-6 torr, pentru a se crea o izolație termică cât mai bună, necesară abținerii temperaturilor joase. Vidarea se face cu câte un tandem format dintr-o pompă de vid preliminar și o pompă de difuzie.

Vasul VC2 este folosit și pentru golirea instalației de azotul din circuitul auxiliar de azot, în cazul revizilor sau a unei avarii. Pentru golirea circuitului de hidrogen secundar, de presiune se folosește vasul VC4.

Sistemul de stocare tritiu – instalația C.s.

Apa grea din moderator poate avea concentrații de tritiu foarte ridicate, la sfârșitul duratei de viață a centralei, pentru a putea fi folosită sau stocată.

Costul stocării de lungă durată pentru a permite dezintegrarea naturală a tritiului va fi extrem de ridicat, astfel încât existența unei facilități de îndepărtare a tritiului este oportună în reducerea impactului radiologic global al centralei.

Gazul îmbogățit în tritiu (deuteriu tritiat) extras din blazul coloanei de distilare criogenice, cu ajutorul unui adsorber, este stocat într-un echipament special, din import, denumit Getter, absorbția gazului făcându-se pe Titan sau Uraniu.

Operația se realizează într-o boxă de mănuși BM 31, prevăzută cu o antecameră etanșă pentru a se evita scăpările de gaz radioactive în timpul operațiilor de cuplare-decuplare a getterului la sistemul de extracție a tritiului.

Boxa cu mănuși este o incintă din oțel inoxidabil, având pereții din plexiglas și prevăzută cu mănuși din cauciuc pentru a se putea executa operațiile din interiorul acesteia. Boxa este prevăzută cu racorduri pentru intrarea gazului tritiat, apa de răcire și racord pentru vidarea incintei, ce duce la sistemul de recuperare a scăpărilor de gaz radioactiv.

Sistemul de recuperare are rolul de a reține scăpările de gaz tritiat ce se produc în timpul operațiilor de cuplare-decuplare a getterului de stocare a tritiului, în interiorul boxei cu mănuși și a nu permite evacuarea gazului în atmosferă. După decuplarea și închiderea etanșă a getterului se videază incinta boxei cu mănuși, cu ajutorul pompei de vid preliminar PVP 33. Gazul tritiat din refularea pompei de vid ars intră în reactorul catalitic RC 31 și apoi în adsorberul cu site moleculare 13X, C 31. Apa condensată este colectată într-un recipient etanș, iar gazul trece printr-o cameră de ionizare și este apoi evacuată la coșul general de evacuare.

Capitolul 3. Programul preoperațional de monitorizare a mediului pentru Instalația Pilot Experimental pentru Separarea Tritiului și Deuteriului (IPESTD)

Obiectivele programului de monitorizare a mediului sunt:

măsurarea concentrațiilor radionuclizilor în factorii de mediu pentru a evidenția modificările, pe termen scurt sau lung, nivelelor de radioactivitate în lanțurile trofice specifice zonei care se pot produce în urma funcționării IPESTD de Detritiere;

furnizarea datelor pentru evaluarea dozei pentru un membru al grupului critic și doza colectivă pentru populație produsă de funcționarea IPESTD;

verificarea rezultatelor programului de monitorizare a emisiilor radioactive și a modelelor asociate pentru confirmarea evaluărilor furnizate de modelele utilizate;

măsurarea și evaluarea concentrațiilor de tritiu și radionuclizi emițători de radiații în factorii de mediu în vederea obținerii informațiilor necesare evaluării dozelor actuale sau potențiale către membrii grupului critic, rezultate din activitatea de detritiere;

furnizarea de informații publicului.

3.1. Programul de monitorizare de rutină a mediului

Programul de monitorizare de rutină asigură monitorizarea radioactivității mediului pentru căile de transfer și factorii de mediu semnificativi în condițiile specifice amplasamentului IPESTD.

Elementele programului de monitorizare de rutină

Principalele componente ale programului de monitorizare de rutină sunt următoarele:

radionuclizii și compartimentele mediului care vor fi monitorizate;

locațiile pentru monitorizare;

frecvența de prelevare;

frecvența analitică;

evaluarea dozelor pentru persoanele din populație;

evaluarea eficacității controlului surselor.

În continuare sunt prezentate cerințele aplicabile fiecărei componente și este stabilită structura fiecăreia.

Radionuclizi și compartimente ale mediului monitorizate

Programul de monitorizare a radioactivității mediului a fost stabilit având în vedere specificul emisiilor radioactive de la IPESTD, limitele derivate de evacuare și mărimea dozelor prognozate pentru fiecare grup critic.

Ținând seama de caracteristicile radiologice (apă grea din circuitul moderator de la reactorii CNE Cernavodă) și tehnologice ale sursei de emisie, principalul radionuclid care face obiectul programului de monitorizare a mediului este tritiul. Pentru calea de evacuare în aer, probabilitatea de emisie pentru alți radionuclizi este neglijabilă astfel că nu este necesară includerea acestor radionuclizi în probe din compartimentele de mediu specifice acestei căi de evacuare.

Locații și frecvențe de monitorizare a mediului în jurul IPESTD

Programul de monitorizare a mediului a stabilit numărul locațiilor ținând seama de condițiile specifice ale amplasamentului și de caracteristicile evacuărilor din sursă.

Deoarece se anticipează că evacuările gazoase vor avea o pondere importantă, este necesară amplasarea unor stații fixe pentru prelevarea continuă a probelor de aer din atmosferă, ținând seama de direcția predominantă a vântului, particularitățile de dispersie ale amplasamentului (efectul de clădire), zona locuită cea mai apropiată de instalația de detritiere.

Deoarece unul din obiectivele programului de monitorizare de rutină este să determine impactul datorat funcționării instalației (dozele încasate de grupul critic) este necesar să se determine nivelul de fond ale radioactivității mediului. Aceste niveluri de fond se datorează în primul rând radioactivității naturale și, într-o măsură mai mică, contribuției antropogene. Doza pentru public datorată fondului poate fi mai mare sau mai mică decât cea datorată funcționării IPESTD. Din acest motiv măsurările de fond ale mediului trebuie să fie făcute suficient de departe de influența evacuărilor din instalație.

Punctele de prelevare a probelor au fost stabilite la limita amplasamentului și în locații accesibile publicului (locații indicator) și în afara amplasamentului instalației la o distanță suficientă pentru a determina nivelul fondului natural (locații de fond). Această distribuție permite determinarea dozelor de radiații către populație și identificarea zonelor contaminate (în special cu tritiu)

Locații indicator/de control:

Locația cod LPPM-1: Curtea ICSI, în apropierea gardului instalației, lângă clădirea corpului de jandarmi (amplasare Stație nr. 1);

Locația cod LPPM-2: Curtea ICSI, lângă gardul ICSI spre USG, NE de corpul F (amplasare Stație nr. 2);

Locația cod LPPM-3: Curtea ICSI, lângă atelierul mecanic al ICSI (amplasare Stație nr. 3);

Locația cod LPPM-4: Colonia Nuci, aproximativ 1,5 km de instalație, direcția Sud (amplasare Stație nr. 4 în curtea stației de pompare apă potabilă).

Locații de fond:

Locația cod LPPM-5: În vecinătatea sursei de apă potabilă folosită în zona ICSI – Stația de tratare apă potabilă Băbeni – aflată la aproximativ 9 km distanta de instalație, direcția Sud (amplasare Stație nr. 5 în curtea acestei stații).

Tabelul 3.1. Locațiile de monitorizare, tipurile de probe, frecvențele de prelevare/măsurare și tipul analizei.

Concentrația apei tritiate în vegetație prezintă interes din cauza potențialului de încorporare în organismul uman prin ingerarea de alimente de origine vegetală. Vegetația constituie de asemenea o cale primară de încorporare a tritiului în compuși organici care pot fi transferați prin lanțurile alimentare. În plus frunzele unor tipuri diverse de plante constituie excelente “dispozitive de prelevare” care permit monitorizarea emisiilor radioactive de tritiu.

Prelevarea probelor de alimente se va face din cele mai apropiate centre de producție și prelucrare sau de la producătorii particulari din zonă, când este posibil din gospodăriile persoanelor din grupul critic. În cazul evacuărilor în aer s-a stabilit grupului critic în Colonia Nuci.

Stabilirea locațiilor de prelevare în raport cu emisiile radioactive lichide:

Efluenții lichizi sunt evacuați prin sistemul de canalizare al Platformei industriale OLTCHIM, fiind mai întâi colecați într-o cameră de amestec (laolaltă cu apele uzate, convențional curate și meteorice ale agenților economici de pe platforma industrială) și apoi fiind deversați în râul Olt printr-un canal magistral „Deversor Olt”. În aceste condiții s-a considerat un grup critic ipotetic expus pe toate căile de contaminare semnificative: ingestia de produse vegetale contaminate prin irigare, ingestia de produse animale contaminate ca urmare a ingerării de apă din Olt de către acestea și a pășunatului din zone irigate cu apă din Olt, ingestie de pește din Olt.

Locații indicator/de control:

Locația cod LPPM-6: camera de amestec;

Locația cod LPPM-7: canal „Deversor Olt”;

Locația cod LPPM-8: Râul Olt, în aval de punctul de deversare al canalului „Deversor Olt”;

Locații de fond:

Locația cod LPPM-9: Râul Olt, în amonte de punctul de deversare al canalului „Deversor Olt”;

Evaluarea dozelor către populație

În situația în care rezultatele programului de monitorizare a mediului depășesc limitele de detecție, acestea vor fi folosite direct pentru evaluarea dozelor de radiații către grupurile critice și pentru verificarea conformității cu constrângerea de doză stabilită de CNCAN.

Evaluarea eficacității controlului surselor de emisii radioactive

Unul din obiectivele programului de monitorizare de rutină este verificarea eficacității controlului evacuărilor radioactive din instalație în mediu. Aceasta se realizează prin compararea valorilor medii măsurate (concentrații) în mediu cu concentrațiile prevăzute.

În cazul în care concentrația tritiului este statistic diferită de fondul natural, evaluarea eficacității programului este necesară dacă din valorile concentrației nete se evaluează o doză efectivă angajată pentru grupul critic mai mare decât constrângerea stabilită de către CNCAN (50 Sv/an). Dacă valorile nu sunt acceptabile, excluzând domeniul de incertitudine inerent în măsurări și în metodele de calcul pentru LDE, va fi inițiat un studiu suplimentar pentru a explica discrepanțele și a recomanda modificările necesare ale programului de monitorizare a mediului sau măsuri de reducere a emisiilor, după caz.

3.2.Programul de monitorizare a mediului în situații de urgență

Programul de monitorizare a mediului în situații de urgență trebuie să asigure îndeplinirea următoarelor obiective specifice:

(a) furnizarea în timp util de date exacte despre nivelul contaminării radioactive (cu tritiu) a mediului în urma unei emisii radioactive accidentale;

(b) asigurarea, informațiilor necesare personalului implicat în luarea deciziilor referitoare la acțiunile de protecție a publicului și a mediului și pentru remedierea consecințelor;

(c) furnizarea informațiilor necesare protecției personalului implicat în intervenție;

(d) furnizarea informațiilor necesare identificării persoanelor care vor necesita supraveghere medicală pe termen lung.

Acest program va include:

prelevări de probe de tritiu din locații diferite față de cele cuprinse în programul de monitorizare de rutină în funcție de condițiile meteorologice

frecvențe de prelevare și analiză, mai mari decât cele cuprinse în programul de monitorizare de rutină, stabilite în funcție de evoluția accidentului.

3.3. Manangementul Calității Programului de Monitorizare a Radioactivității Mediului

Activitățile desfășurate în cadrul programului de monitorizare a mediului trebuie să satisfacă cerințele generale din Manualul de calitate al INC-DTCI – ICSI. Programul de management al calității trebuie să urmărească îndeplinirea cerințelor de monitorizare a mediului, stabilite de CNCAN, și participarea la intercomparări ale metodelor și instrumentelor utilizate în monitorizare, între laboratoare, la nivel național și internațional. Programul de asigurare a calității trebuie să cuprindă prevederi specifice privind:

proiectarea și implementarea programelor de monitorizare, inclusiv selectarea echipamentelor, locațiilor și procedurilor de prelevare și măsurare adecvate, cât și a documentației tehnice potrivite;

identificarea reglementărilor și a criteriilor de raportare;

menținerea, testarea și etalonarea corespunzătoare a echipamentelor și instrumentelor, în scopul asigurării funcționării corecte a acestora;

utilizarea unor etaloane trasabile la etaloane naționale sau internaționale;

mecanismele și procedurile de control al calității, în scopul revizuirii și evaluării eficienței totale a programului de monitorizare;

analiza incertitudinilor asociate rezultatelor programului de monitorizare;

cerințele de păstrare a înregistrărilor rezultate din desfășurarea programului de monitorizare a mediului;

pregătirea și instruirea personalului, adecvate unității în care își desfășoară activitatea.

Modelul compartimental de transfer al radionuclizilor în mediu

Figura 3.1. Calea de emisie: efluenți gazoși

Figura 3.2. Calea de emisie: efluenți lichizi

Frecvența de prelevare

Frecvența de prelevare sau de monitorizare a probelor (f) este legată de timpul mediu de viață (Tm) al nuclidului într-un compartiment al mediului.

f = 1/Tm (3.1)

unde Tm este dat în ani.

Timpul mediu de viață Tm este egal cu:

(3.2)

unde Tp (ani) este timpul mediu de rezidență al radionuclidului în vecinătatea probei, sau lângă locația de monitorizare, iar Tr (ani) este timpul mediu de viață radiologic al radionuclidului. Tr este legat de timpul de înjumătățire radiologic T1/2 astfel:

(3.3)

Timpul de înjumătățire al apei tritiate în atmosferă este cuprins între 21 și 41 de zile. Cu aceste valori rezultă o frecvență de monitorizare cuprinsă între 9 și 17 probe pe an, deci o frecvență lunară de prelevare și măsurare, este satisfăcătoare.

Oxidarea tritiului gaz în atmosferă are loc foarte lent, cu un timp de înjumătățire de ordinul a 100 de ani sau mai mult. Totuși după anumite estimări timpul de înjumătățire al hidrogenului gaz în atmosferă este de doar 4.8 ani. Diferența dintre cele două estimări este explicabilă prin faptul că timpul de înjumătățire al tritiului gaz în atmosferă este controlat nu de oxidarea în atmosferă ci de absorbția foliară în plante.

Frecvența analitică

Frecvența analizelor este determinată de următoarele elemente :

activitatea specifică minim detectabilă a metodei de analiză;

sensibilitatea analitică a metodei de analiză;

numărul de rezultate cerut pentru a genera un set de date statistice valabile.

Limite de detecție

Activitatea minim detectabilă a echipamentelor și metodelor de măsurare folosite pentru monitorizarea mediului trebuie să asigure măsurarea unor niveluri radioactive semnificativ mai mici (cu unul sau două ordine de mărime) decât nivelurile care ar conduce la constrângerea de doză impusă de CNCAN

Impactul radiologic din timpul exploatării IPESTD este măsurat în termeni de doză pentru populație. LDE reprezintă cantitatea de radionuclizi care, dacă sunt emiși, ar determina o doză pe întreg corpul, adițională maximă egală cu constrângerea pe fiecare cale de evacuare (aer, respectiv apă) pentru un individ din grupul critic, fiind o cale de expunere semnificativă.

Activitatea specifică minim detectabilă cerută, pentru fiecare cale de expunere pentru care s-a stabilit LDE, este acea activitate specifică sau debit de expunere care ar rezulta într-o doză pe întreg corpul de 5.10-5Sv pe an peste fondul natural.

Valorile activității specifice minim detectabile cerute sunt utilizate la alegerea echipamentelor de prelevare a probelor, a metodelor de prelucrare și analiză a acestora. Valorile pentru activitatea specifică minim detectabilă se calulează utilizând următoarea relație:

(3.4)

unde:

FCD- factorul de conversie a dozei

C – rata de încorporare anuală, pentru mediul analizat

Da- doza anuală suplimentară peste fond datorată funcționării instalației

Considerând un volum anual mediu de aer inhalat de 8400 m3, concentrația în aer care conduce la o doză anuală de 1 µSv este 4.4 Bq m–3. Având în vedere performanțele dispozitivelor de prelevare și ale tehnicilor de măsurare, sunt accesibile concentrații mult mai mici, de ordinul Bq m–3.

În mod similar, pentru un consum de apă anual de 700 litri se obține o concentrație a tritiului de 4630 Bq l–1, o concentrație mult peste limitele uzuale de detecție ale tehnicilor utilizate în laboratoarele de monitorizare a radioactivității mediului.

Figura 3.3. Interiorul perimetrului ICSI

Distanța față de așezările umane

Instalația Pilot de Separare a Tritiului și Deuteriului este amplasată în cadrul Institutului de cercetare Dezvoltare pentru Tehnologii Criogenice și Izotopice – ICSI Rm.Vâlcea, la o distanță de cca. 10 km de orașul Rm. Vâlcea.

Localități rurale: comuna Mihăiești (6700 locuitori) la o distanță de 5 km, comuna Băbeni (9100 locuitori) ~ 10 km, satul Căzănești ~ 3 km, localitatea Stolniceni ~ satul Copăcelul (nord) ~ 3 km.

Fiind amplasată pe platforma industrială a orașului, instalația are în vencinătate alete întreprinderi industriale:

EST – S.C. USG S.A. Rm. Vâlcea

VEST – Comuna Căzănești

SUD – Gara Govora și Colonia Nuci

NORD – CET Rm. Vâlcea și S.C. VILMAR S.A. Rm Vâlcea

Direcția dominantă a vântului

Direcția dominantă a vânturilor este nord – sud, de-a lungul culoarului Oltului, cu viteze medii ce nu depășesc 1-1,7 m/s.

În zona institutului, pe direcția dominantă a vântului, sunt situate localitățile: Colonia Nuci și Stupărei.

Demografie

Pe baza datelor furnizate de Direcția Județeană de Statistică, evoluția populației municipiului Rm. Vâlcea comparativ cu evoluția populației jud. Vâlcea, s-a prezentat în modul următor:

Tabelul 3.2. Date demografice

Capitolul 4. Măsurarea activității radionuclizilor beta globali în probe de mediu

4.1. Descriere echipament de măsurare- radiometrul model MPC 9300

MPC 9300 este un instrument versatil de numărare alfa/beta, foarte potrivit pentru aplicațiile de numărare cu rare cerințe de prelevare. Eficiența mare a numărării alfa și fondul scăzut alfa dau o detecție ultra scăzută a activității alfa. Numărarea simultană și cea separată dă o eficiență mare a detecției beta. Multe aplicații de numărare beta nu necesită fonduri ultra scăzute, electronica asociată și ecranarea necesară pentru permiterea acesteia. MPC 9300 poate detecta particule beta de energii foarte scăzute cum sunt C14 și H3, cu eficiența foarte mare, limitată doar de către auto-absorția din matricea probei.

Figura 4.1. Radiometrul model MPC 9300

Probe de hârtie de filtru, pânză, vapori de apă sau sol sunt plasate în curieri ai planșelor de 1 sau 2 inch diametru și introduse în instrument pentru numărare. Mai mult decât a fi un numărător de bază, acest instrument combină simplitatea și fiabilitatea mare a detectorilor nucleari (un contor proporțional cu curgere de gaz) cu procesarea semnalului ˮstarea tehnicăˮ și convenția de operare controlată a microprocesorului. Calibrările fundamenatale care se folosesc pentru a măsura orele sunt acum realizate automat și nesupravegheat.

Operarea este controlată prin intermediul unei console cu panou cu afișaj cu cristale lichide(LCD). Rutinele de numărare, vizionare, tipărire, memorare, setare și calibrare sunt selectate folosind butoanele funcțiilor și o tastatură. Dacă se dorește, parametrii instrumentului și cei ai calibrării pot fi protejați cu ajutorul backup-ului bateriei și a unui cod de trecere (parolă). Un calendar/ceas din backup-ul bateriei urmărește fiecare numărare cu data și timpul curente. Un buffer circular de date menține o istorie a ultimelor o sută de probe numărate, în modul Memory al operării.

Detectorul MPC-ului 9300

Detectorul semisferic proporțional cu curgere de gaz folosit în MPC 9300 este destinat performanței și serviceabilității. Detectorul placat cu aur rezistă la atacuri de la chimicale caustice și este ușor de curățat. Anodurile înlocuibile și garniturile minimizează timpul datorită remedierilor. Operare cu ferestre permite eficiența energetică scăzută, dar minimizează efectele contaminării accidentale a detectorului și anulează necesitatea purjării detectorului înaintea fiecărei numărări. Fereastra de intrare ultra subțire folosită asigură eficiența maximă realizabilă cu operarea cu fereastră.

Mecanismul precis de transport al probei

Un mecanism precis de transport al probei transferă lin proba la detector pentru numărare. Mecanismul include întreținerea legăturilor libere și un absorber șoc pentru a minimiza disturbanța probei. Precizia toleranțelor mecanice elimină necesitatea reglărilor și alinierilor și asigură un timp de viață lung al operării.

Operarea cu meniul de condus

MPC 9300 furnizează accesul la șase categorii de rutine cu ajutorul consolei sale. Selecțiile sunt făcute prin apăsarea unei tastaturi cu butoane, care include butoane de funcție marcate clar și o secțiune de introducere a numerelor. În modul de interacție al meniului de condus, fiecare rutină conduce în pași secvențiali operatorul prin nivelele funcților și parametrilor făcând intrări sau schimbări dacă este necesar.

Control COUNT

Toate numărările probei încep prin apăsarea butonului COUNT. Probele sunt numărate fie prin rutina de intrare manuală fie printr-o rutină pre-programată(mudul Memory Active). Unele istorii ale celor mai recente 100 de înregistrări ale probelor sunt stocate în memoria susținută de baterie. Această memorie poate fi ștearsă periodic folosind funcția SETUP. Funcția CALIBRATE activează alte două moduri de numărare (PLATEAU și TREND) folosite la numărarea standardelor pentru determinarea factorilor de calibrare. Senzorii asigură faptul că numărarea continuă doar dacă proba este în poziție, integritatea gazului din detector este asigurată și ciclul de purjare este complet.

Control VIEW

Datele arătate pe afișajul cu cristale lichide(LCD) sunt selectate folosind butonul VIEW. Apăsări repetate ale butonului declanșează selectarea datelor care pot fi vizionate. Aceste selecții sunt în funcție de modul de activare.

Funcția MEMORY

Modul de numărare inițial stochează și raportează ultima probă numărată în unități de pulsuri și în pulsuri pe minut(cpm). Aceste date sunt înlocuite de fiecare dată când o probă este numărată. Funcția MEMORY va menține înregistrările de la ultimele 100 probe numărate într-un buffer al memoriei susținută de baterie. Acest buffer poate fi curățat periodic folosind funcția SETUP. Operatorul poate introduce un ID de 8 digiți pentru probă, înainte de a număra. Factorii de calibrare sunt introduși folosind funcția SETUP care permite instrumentului să raporteze rezultatele probei în dezintegrări nete (cu fondul scăzut) pe minut la fel ca și în cpm. De asemenea, instrumentul calculează și raportează valorile activității minime detectabile (MDA) asociate în acest mod.

Funcția CALIBRATE

Primul pas pentru calibrarea instrumentului este de a determina tensiunile optime de operare. În acest scop funcția CALIBRATE include o operație de realizare a platoului. Operația de numărare Memory Active necesită o condiție de presetare activă (pulsuri alfa și/sau beta și/sau timp) și factori de calibrare. Factorii de calibrare includ valorile de fond eficienței și cele ale amplificării alfa. Aceste valori sunt determinate cu asistarea modului Trend al funcției CALIBRATE și introduse folosind funcția SETUP. Odată introduse, instrumentul poate raporta datele nete alfa și beta în dezintegrări pe minut (dpm) la fel ca și valorile activității minime detectabile (MDA) pentru probele numărate cu modul Memory Active.

Modul platoului activ

O verificare fundamentală a calibrării pentru un instrument cu un detector proporțional cu gaz este curba de performanță. Acestă curbă este realizată prin numărări repetate ale unei surse standard de verificare și reprezentarea pulsurilor rezultante versus tensiunea detectorului. Curba se referă în general la curba platoului detectorului, luându-și numele din forma sa probabilă.

Tensiunile optime de operare ale instrumentului sunt determinate dintr-o examinare a curbei platoului. MPC 9300 adună automat colectarea datelor necesare pentru a construi acestă curbă. În plus, MPC 9300 calculează și afișează pantele curbelor și tipărește rezultatele în ambele formate, și cel grafic și cel numeric, pe o imprimantă opțională.

Modul urmei active

Factorii de calibrare sunt, de obicei, determinați prin numărări repetate ale standardelor radioactive pentru eficiență și a blank-urilor pentru fonduri. O medie a rezultatelor este folosită pentru a calcula valorile. Modul Trend face numărări repetate și le mediază. Sunt raportate valorile medii, cele ale deviaților standard și cele ˮchi-squaredˮ. Dacă raportul este tipărit, atunci sunt arătate o dată cu datele tabelate și graficele. Rapoarte separate sunt incluse pentru datele alfa și beta.

Funcția SETUP

Această funcție este folosită pentru a seta diferiți parametrii ai instrumentului. Aceștia includ ora și data, timpii de purjare a detectorului, tensiunile de operare și factorii de calibrare din modul Memory.

Protecția codului de trecere(parola)

MPC 9300 permite calibrarea sensibilă și setarea datelor pentru a fi protejate. Un cod (parola) de 5 digiți poate fi introdus și este permis pentru a preveni schimbările neautorizate la datele pertinente și la parametrii.

4.2. Procedeul de măsurare

Instrumentul recomandat pentru măsurarea globală a activitatii beta este radiometrul cu contor proporțional cu circulație de gaz, detector de gardă în anticoincidență și incinta de fond scăzut. Instrumentul la care se referă această procedură este marca PIC model MPC 9300.

Se pregătește aparatul ca pentru măsurarea unei probe, conform instrucțiunii de lucru IL-RP-A/B-01 (presiunea gazului P-10 va fi setată la 10 psi, iar debitul de curgere la 60 cc/min.), și se efectuează o purjare cu gaz P-10 timp de 15-30 minute.

Display-ul aparatului este cel de așteptare, afișând ora și data.

Determinarea ratei medii a fondului (Observație: această operație se face o dată pe zi, la începutul activităților de măsurare)

Se fac cel puțin patru măsurători ale fondului astfel:

Se plasează în suportul probei o taviță goală, curată, identică cu cea în care se află proba de măsurat, apoi se așează suportul probei cu tavița goală pe brațul de inserție după care, rotind și ridicând pârghia de acționare a brațului, se introduce proba sub detector, cât mai aproape de fereastra acestuia;

Se apasă butonul COUNT, pe ecran va apărea afișat „Alpha and Beta”, se apasă din nou butonul „COUNT” și pe ecran va apărea afișat „Psetmins” aparatul așteptând introducerea timpului presetat pentru un ciclu de numărare;

Se setează timpul de numărare la 15 min și se apasă butonul „ENTER”;

Se apasă butonul COUNT, pe ecran va apărea afișat „Enter to start”

Se apasă butonul ENTER, pe ecran va apărea afișat timpul scurs, indicând începerea secvenței de numărare

După încheierea ciclului de numărare, display-ul va afișa ecranul de așteptare (ora și data). Se apasă repetat butonul VIEW pentru a vizualiza și nota în caietul de lucru datele rezultate în ciclul de numărare, sau, prin apăsarea butonului „PRINT” pot fi tipărite la imprimantă. Aceste date apar pe rând, după cum urmează:

Timpul de numărare scurs (pentru un ciclu încheiat setat la 15 minute, valoarea afișată este „15”);

Timpul de numărare rămas din ciclu (pentru un ciclu încheiat, valoarea afișată este „0.00”);

Numărul de impulsuri (evenimente) numărate în platoul alfa, pe ecran apărând:

A CTS valoare

Numărul de impulsuri (evenimente) numărate în platoul beta, pe ecran apărând:

B CTS valoare

Rata de numărare în platoul alfa, pe ecran apărând:

A CPM valoare

Rata de numărare în platoul beta, pe ecran apărând:

B CPM valoare

Tensiunea de lucru, pe ecran apărând: VOLTS valoare

Se notează toate aceste date în caietul de lucru, la rubrica „Determinare Fond”;

Se repetă pașii (2) – (7) de cel puțin trei ori și se efectuează determinarea ratelor medii de numărare pentru fond în cele două platouri;

Măsurarea probei de interes

Odată ce fondul este determinat, se pot efectua măsurări de probe. Procedura de operare este identică cu cea pentru fond, pașii (1) – (7), cu urmatoarele excepții:

Tăvița goală cu care s-au efectuat măsurătorile pentru fond va fi înlocuită cu tăvița cu proba de analizat;

Datele rezultate din măsurători vor fi notate în caietul de lucru la rubrica „Măsurare probă: …codul probei…”

După efectuarea măsurătorilor, datele brute rezultate din măsurători și notate în caietul de lucru vor fi prelucrate pentru a efectua determinarea activității probelor.

4.3. Metoda de calcul utilizată pentru determinarea activității beta globale

Activitatea beta:

Dacă radiometrul utilizat nu este dotat cu discriminator alfa/beta și proba conține o activitate alfa semnificativă se va corecta rata de numărare în palierul beta prin extragerea contribuției radiațiilor alfa. Pentru aceasta se va utiliza factorul de amplificare alfa determinat la calibrare cu ajutorul relației:

(4.1)

unde:

Rαα- rata de numărare a standardului alfa pe palierul alfa

Rαβ- rata de numărare a standardului alfa pe palierul beta.

Întrucât radiometrul marca PIC model MPC 9300 este dotat cu un astfel de discriminator, concentrația de activitate beta a probei măsurate, cA (în Bq/l) se va calcula în acest caz cu ajutorul relației:

(4.2)

unde:

cA- concentrația de activitate beta a probei măsurate [Bq/l]

rg – rata de numărare brută (cu fond) a probei [cts/sec],

r0 – rata de numărare a fondului [cts/sec],

ε- eficacitatea de numărare pentru standardul radioactive e specificat

V–volumul echivalent cantității de probă din tăvița de măsurare [l]

(4.3)

(4.4)

unde:

Vt – volumul de probă recoltat [l]

m – masa de reziduu rezultat [mg]

mr – masa de reziduu depozitată pe tăvița de măsurare [mg]

(4.5)

unde:

rs – rata de numărare brută (cu fond) a sursei etalon [cts/sec]

A –activitatea beta a sursei de calibrare [Bq]

4.4. Rezultatele monitorizării concentrației radionuclizilor beta emițători în probe de mediu

Tabelul 4.1.Locațiile de prelevare, tipurile de probe și perioadele de monitorizare

pentru determinarea activității globale beta.

Măsurarea activității beta globale a probelor de mediu

Tabelul 4.2. prezintă valorile concentrației activității beta globale în probele de apa. Acestea au fost prelevate lunar din locațiile indicate și au fost prelucrate și măsurate în carul Laboratorului de Analize gama, alfa și beta global (LGABG) al ICSI.

Din cele trei locații de pe albia râului Olt, s-au prelevat probe de apă cu un volum de aproximativ 5 litri. Din proba de apă identificată se ia pentru preparare un volum măsurat, astfel încât după calcinare valoarea densității să fie cel puțin 0.1 Apa a fost filtrată și concentrată prin evaporare pe baie de nisip, până la un volum de aproximativ 50 ml, iar apoi adăugat 1 ± 0.2 ml de acid sulfuric. Calcinarea a fost realizată la o temperatură de 350 oC, timp de o oră. Reziduul obținut a fost așezat în tăvițe de măsurare cu diametrul de 3 centimetri. Probele au fost măsurate cu ajutorul radiometrului în fond scăzut, prin metoda probelor în strat gros.

Indicatorii de calitate ai apei brute din râul Olt: pH 7,5, alcalinitate totală 2,3 – 3,0 mval/l, duritate temporară 5,6 – 8,4 od, duritate totală 7 – 15 od, Fe+3 0,3 – 0,8 mg/l, cloruri 20 – 60 mg/l, substanțe organice 40 – 100 mg/l, suspensii 50 – 15000 mg/l.

Tabelul4.2. Concentrația activității beta globale a probelor de apă Olt

Figura 4.1. Activitatea beta globale în probe de apă din râul Olt în 2011

Activitatea beta globale în probele de apă de suprafață, recoltate din râul Olt, în perioada martie – decembrie, este prezentată în figura de mai sus, obsevându-se că în locația LPPM – 9 în luna a 8-a se înregistrează cea mai ridicată valoare iar cea mai scăzută în luna a 6-a. În locația LPPM – 8 valoarea radioactivității este maximă în luna a 8-a în valoare de 0.45Bq/l și minimă în luna a11-a în valoare de 0.06 Bq/l.

Valorile înregistrate sunt valori normale în mediu în apa de suprafață.

Din cele doua locații stabilite în cadrul Programul de monitorizare a mediului din jurul instalației pilot experimental pentru Separarea tritiului și deuteriului, a fost prelevată o cantitate suficientă de pește. După eviscerare, peștele se usucă în etuvă la temperatura de 110 oC, până ce masa acestuia devine constantă.

Masa peștelui uscat se calcinează în cuptorul electric la temperatura de 420-450 oC, până când cenușa devine gri deschis. Cenușa obținută se mojarează, se cântărește cu o precizie de 2×10-4 g și se pune în tăvița de măsurare.

Concentrațiabeta globale în probele de pește se regăsește în tabelul 4.3.

Tabelul4.3. Concentrația activității beta globale în probele de pește

Figura 4.2. Activitatea beta globală în probele de pește din râul Olt în 2011

În figura de mai sus este prezentată activitatea beta globale în probele de pește din râul Olt, în luna septembrie 2011, obsevându-se că în locația LPPM – 8în această lună se înregistrează cea mai ridicată radioactivitate de 0.13Bq/g fw, iar în locația LPPM – 9 radioactivitatea este minimăde 0.11Bq/g fw.

Probele de vegetație acvatică, prelevate din amonte și aval de râul Olt se taie mărunt și se usucă la temperatura camerei (timp de câteva zile), după care se usucă în etuvă la 40 oC până la greutate constantă. Proba uscată se transferă în tăvi de inox și se calcinează în cuptorul electric la 450 oC.

Dupa cântărire și așezare în tăvițele de măsurare, proba este măsurată cu ajutorul radiometrului iî fond scăzut.

Valorile concentrației activității beta globale în probele de vegetație acvatică sunt prezentate în tabelul 4.4.

Tabelul4.4. Concentrația activității beta globale în probele de vegetație acvatică

Din cantitatea de sediment aluvionar recoltat, se îndepărtează pietrele și resturile vegetale. Proba este apoi sfărămițată, transferată într-o capsulă și pusă la uscat în etuvă la 1500C până la greutate constantă. Proba obținută se mojarează și se cerne prin sita fină (0.15 mm) cu țesătura din sârmă inox.

Din proba sitată se ia o cantitate și se trimite către măsurare, valorile concentrației activității beta globale în probele de sediment aluvionar fiint notate în tabelul 4.5.

Tabelul4.5. concentrația activității beta globale în probele de sediment

Fig 4.3. Activitatea beta globale în probele de sediment

În figura de mai sus este prezentată activitatea beta globale în probele de pește din râul Olt, în cele trei locații din luna iulie 2011, obsevându-se că în locația LPPM – 8 în această lună se înregistrează cea mai ridicată concentrație de 0.42Bq/g fw,în locația LPPM – 9 concentrația estede 0.32 Bq/g fw, iar în locația LPPM -6 concentrația este de 0.26 Bq/g fw.

Aceste valori se încadrează în limitele admise de lege.

Concluzii

În zilele noastre, când industrializarea înregistrează o dinamica nemaiîntalnită în istoria omenirii, iar criza de energie a determinat trecerea la consumul de combustibil fosil, concomitent apărând acumularea fără precedent a armelor nucleare, se pune mai acut problema asigurării protecției mediului înconjurator.

În acest sens, ecologia – stiința care studiază legile interacțiunilor organismelor, în particular a omului cu mediul înconjurator, are ca principal obiectiv protecția mediului, adoptarea de măsuri care să asigure păstrarea echilibrului ecologic și ameliorarea factorilor naturali capabili să creeze condiții de viață și de muncă tot mai bune generației actuale și generațiilor viitoare.

Omul ca produs al ecosferei, în care rămâne integrat prin stăpânirea stiinței și tehnologiei, a devenit specie dominată în ecosferă, transformând mediul la nevoile sale. Deși el a ieșit de sub influența legilor luptei pentru existența cu alte specii, rămâne o parte componenta a ecosferei, un subsistem, fapt pentru care modificările efectuate de om asupra ecosferei îl afecteaza și pe el. În mod eronat, omul a crezut multă vreme că aerul atmosferic, apa mărilor și oceanelor, precum și pământul, comportându-se ca un fel de receptoare, pot prelua și recicla nelimitat diferitele produse reziduale, deșeurile activităților sale.

Din nefericire, aceste presupuneri s-au spulberat atunci când s-a constatat că unele produse cum sunt cele sintetice nu sunt biodegradabile, iar altele, printre care se afla și cele radioactive, metalele etc., deși sunt dispersate într-o diluție foarte mică în mediul înconjurator, dupa un anumit timp se concentrează în lanțurile alimentare (trofice) naturale, ajungând în cele din urmă la om.

Deoarece natura este caracterizată de existența unui echilibru ecologic, în care procesele din ecosistemele sale au un pregnant caracter ciclic, în care se produce reciclarea materiei și a energiei, orice abatere de la mișcarea circulară conduce la poluare și regres. De aceea, acumularea deșeurilor activității umane care nu pot fi reintroduse în ciclurile biogeochimice, în particular a deșeurilor radioactive, conduce la ruperea și întreruperea ciclului ecologic și la înlocuirea lui cu procese liniare. Acestei acțiuni inconștiente ale omului, de ignorare a contradicției dintre confort și deteriorarea mediului înconjurător generează o situație de criză în relațiile omului cu ecosfere aparținătoare.

Din păcate, omul încă mai tratează natura ca pe învinsul său, și prin activitățile desfașurate provoacă imense pagube lui însăsi dar mai ales societății.

În procesul de deteriorare a mediului, un rol important îl are poluarea care se poate realiza pe cale fizică (radioactivă, termică, sonoră) și pe cale chimică (derivați gazoși, pesticide, metale grele, materiale plastice, îngrășăminte etc.). Dintre acestea un interes deosebit îl prezintă poluarea radioactivă care poate aduce prejudicii mari omenirii. În vederea realizării protecției mediului împotriva poluării radioactive, se impune cunoașterea surselor de contaminare și a căilor de expunere a organismului uman la acțiunea factorilor de sine pentru sănătatea omenirii. În zilele noastre, populația Terrei este supusă unei iradieri complexe, datorate unor surse naturale și artificiale, care pot fi externe sau interne. Prezența acestor substanțe în mediul înconjurător implică riscuri de iradiere prin inhalarea aerului, ingestia apei și consumului de alimente contaminate.

De asemenea orice radiație nucleară este atenuată în cursul propagării.

Atenuarea poate fi exponențială sau caracterizată de existența unui anumit parcurs al radiației. Tăria interacțiunii dintre radiație și mediu este măsurată prin coeficientul de atenuare liniară, în cazul atenuării exponențiale, sau prin lungimea parcursului. Cu cât coeficientul de atenuare liniară este mai mare și parcursul mai mic, cu atât interacțiunea este mai puternică și puterea de pătrundere mai mică.

Activitatea beta globala a probelor de apă din râul Olt a înregistrat valori în intervalul 0.01-0.60 Bq/l. Pentru probele de apă de suprafață prelevate din locația LPPM-6, activitatea beta globală a probelor de mediu s-a situat în majoritatea cazurile sub limita de detective a metodei de analiză utilizată, indicate ca activitate echivalenta K40.

Activitatea minim detectabilă a echipamentelor și metodelor de măsurare folosite pentru monitorizarea mediului trebuie să asigure măsurarea unor niveluri radioactive semnificativ mai mici (cu unul sau două ordine de mărime) decât nivelurile care ar conduce la constrângerea de doză impusă de CNCAN

Impactul radiologic din timpul exploatării IPESTD este măsurat în termeni de doză pentru populație. LDE reprezintă cantitatea de radionuclizi care, dacă sunt emiși, ar determina o doză pe întreg corpul, adițională maximă egală cu constrângerea pe fiecare cale de evacuare (aer, respectiv apă) pentru un individ din grupul critic, ia o cale de expunere semnificativă.

Activitatea specifică minim detectabilă cerută, pentru fiecare cale de expunere pentru care s-a stabilit LDE este acea activitate specifică sau debit de expunere care ar rezulta într-o doză pe întreg corpul de 5.10-5Sv pe an peste fondul natural.

Valorile activității specifice minim detectabile cerute sunt utilizate la alegerea echipamentelor de prelevare a probelor, a metodelor de prelucrare și analiză a acestora.

LIMITELE AUTORIZATE PENTRU IRADIEREA UMANĂ

Femeile la vârsta reproducerii ,doza maximă cumulată este sub 12,5 mSv pe trimestru;

Femeile gravide ,doza maximă pe abdomen este sub 10 mSv pe toată durata sarcinii;

Limitele trimestriale pentru lucrătorii de categoria A sunt 6/10 din limitele anuale pentru aceiași lucrători;

Valorile limitelor anuale pentru lucrătorii de categoria B sunt 8/10 din limitele anuale pentru lucrătorii de ctaegoria A ;

Valorile anuale ale limitelor pentru public sunt 1/10 din limitele anuale pentru lucrătorii de categoria A.

Listă simboluri

CNCAN- Comisia Națională pentru Controlul Activităților Nucleare

DL – Doza letală

ICSI – Institut de Criogenie și Separări Izotopice

INC-DTCI – ICSI – Institutul Național de Cercetare-Dezvoltare pentru Tehnologii Criogenice Izotopice – Institut de Criogenie și Separări Izotopice

IPESTD – Instalația Pilot Experimental pentru Separarea Tritiului și Deuteriului

LCD- Afișaj cu cristale lichide

USG – Uzinele Sodice Govora

BIBLIOGRAFIE

Articole

A. Antohe, B. Neacșu, A. Stochioiu, A. Luca, M. Sahagia, 2011, Methods for the realization of radioactive standards and environmental radioactivity measurement Journal of Science and Arts, no.2;

A.Luca, A.C.Wätjen, E.L.Grigorescu, M.Sahagia, C.Ivan, 2010, Conclusions from the Participation at Proficiency Tests for Gamma and Beta -Ray Spectrometry Measurements. Romanian Journal of Physics, ISSN 1221-146X, Vol 55, p 724-732;

Alexandru Dobrovicescu, EugeniaVasilescu, Sorin Gherghinescu, July 2011, Recent Researches in Geography, Geology Exergoeconomic Optimization of the Cryogenic Cycles used in the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation;

Anișoara Oubraham, Liana Simona Sborna, Monica Mateescu, Sebastian Sbirna, Luminița Cojocaru, 2011, Exposure Level to the Gamma radiation Emitted by Natural Radioactive Isotopes Occuring in Soil at Râmnicu Vâlcea, România, revista Progress of Cryogenics and Isotopes Separation, Vol. 14, Călimănești – Căciulata, p 93-99;

Anișoara Oubraham, Liana Simona Sbirna 2, Monica Mateescu 2, Sebastian Sbirna 3, Luminița Cojocaru, Exposure level to the gamma and beta radiation emitted by natural radioactive isotopes occuring in soil at Râmniu Vâlcea, România;

E. L. Grigorescu, 24-28 September 2007, Efficiency uncertainties in gamma,beta spectrometry, IRPA Regional Congress for Central and Eastern Europe, Brașov, România;

E.L. Grigorescu, M.Sahagia, A.C.Razdolescu, A.Luca, C.Ivan, 2008, Standardization of large area alpha and beta sources with a window-less multi-wire proportional counter. Rom. Rep. in Phys. Vol. 60, no.3, p 150-156;

Felicia Vasut, Preda Anișoara, Nicolae Bidica, Dragoiu Cosmin, 27-29 September 2003, Influience of radioactive isotopes upon environment – Procese Izotopice și Moleculare, Cluj-Napoca;

Ioan Ștefănescu, 1995, Separarea deuteriului și tritiului pe catalizatori hidrofobi, a -V-a Conferință Internațională despre tritiu și aplicațiile lui, Italia;

Ioan Ștefănescu, 1996, Pilot plant for heavy water detritiation, General Conference "trends in Physics" Spain (Sevilla);

Ioan Ștefănescu, Nicolae Bidica, Anisia Bornea, Iuliana Ștefan, Gheorghe Bubulașa, 2008, System for real-time estimation of tritium inventory in the water detritiation pilot plant from ICSI Rm. Vâlcea”,  Conferința Națională de Fizică, București-Măgurele;

M. Vladu, A. Preda, F. Vasut, C. Pearsica, 2007, Experimental study about determination of gamma active isotopes from enviroment samples (soil, vegetation, sediments) – Isotopic and molecular processes, Cluj – Napoca, p. 57;

M. Vladu, A. Preda, F. Vasut, C. Pearsica, A. Ghițulescu, 2007, Calculation of the radionuclidea dispersion in atmosphere, as the results of operating a cryogenic pilot plant – Isotopic and and molecular processes, Cluj – Napoca, p. 132-139;

M. Vladu, G. Bubulașa, A. Miu, 2010. Determination of gamma and alpha/beta-activ isotopes from enviroment samples, Progress in cryogenic and isotopes separation, Călimănești, p. 124;

M. Vladu, G. Bubulașa, C. Varlam, N. Bidică, A. Toma, C. Dulama, 2011, The Preoperational Monitoring Program for enviroment radioactivity around the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation ICSI Rm. Vâlcea, Nuclear, Pitești;

M. Vladu, G. Bubulașa, N. Bidică, 2011, Radioactivity in enviroment – measurements of gamma and beta activity around Experimental Pilot Plant for Deuterium and Tritium Separation, Progress in cryogenics and isotopes separation, Călimănești,p 121;

M. Vladu, G. Bubulașa, N. Bidica, 2011, Radioactivity Environment – Measurements of Gamma and Global Beta Activity Around Experimental Pilot Plant for Deuterium and Tritium Separation, Proceeding "A 17-a Conferință Națională cu participare internațională “Progrese în Criogenie și Separarea Izotopilor”, Călimănești – Căciulata;

Mihaela Vladu, G. Bubulașa, Carmen Varlam, N. Bidica, A. Toma, C. Dulama, 2011, The Preoperational Monitoring Program for Enviromental Radioactivity Around the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation ICSI Rm. Vâlcea, Proceeding the 5-th Workshop “Managementul Tritiului”, Rm. Vâlcea, p.9-11;

Mitroi Mirela, 2000, Calitatea mediului, revista Tribuna economic, nr 5, p.3;

Ross I. Kleinschmidt, August–September 2004, Gross alpha and beta activity analysis in water—a routine laboratory method using liquid scintillation analysis, Applied Radiation and Isotopes, Volume 61, p 333-338;

Cărți

Bruno Comby, 2001, Energia nucleară și mediul, Editura TNR, București, p 52-79;

George Șindilaru, Alin Nicolae Bobolea, 2002, Dozimetria și protecția contra radiațiilor, Editura BREN, București, p 101-115;

George Șindilaru,2000, Noi concepte asupra dozimetriei radiațiilor, Editura Bren, București, p.33-54;

Karin Popa, Doina Humelnicu, Alexandru Cecal, 2000,ˮ Radioactivitatea mediului înconjurătorˮ, editura Matrix Rom, p 65-72;

Sandru Petrică, 2000, ˮRadionuclizi radioactivitate radioprotecțieˮ, Editura Planeta, p 20-24;

Scurtu Ion, Petraru Constantin, Sima Cristiana, 2003, ˮEcologia și protecția mediului înconjurătorˮ, Pitești, Editura Independența Economică, p 33-51;

Sima Cristiana, Poșircă Rozica, 2005, ˮEcologia și protecția mediuluiˮ, Pitești, Editura independenței Economice, p 18-21;

Șindilaru G.Prisecaru, I.Ghițescu, 2002, Lucrări practice de radioprotecție, Editura Bren, p 57-59;

Teușdea Valer, 2000, ˮProtecția mediuluiˮ, București, Editura Fundației România de Mâineˮ, p 12-15;

Vișan Sanda, Angelescu Anca, Alpopi Cristina, 2000, ˮMediul înconjurător-Poluare și Protecțieˮ- București, Editura Economică, p 38-42;

Site-uri web

1.www.apmab.anpm.ro (26.05.2012)

2. www.agentianucleara.ro (24.05.2012)

3.www. Wikipedia.ro radiațiile (18.04.2012)

4.www.google.ro (23.03.2012)

BIBLIOGRAFIE

Articole

A. Antohe, B. Neacșu, A. Stochioiu, A. Luca, M. Sahagia, 2011, Methods for the realization of radioactive standards and environmental radioactivity measurement Journal of Science and Arts, no.2;

A.Luca, A.C.Wätjen, E.L.Grigorescu, M.Sahagia, C.Ivan, 2010, Conclusions from the Participation at Proficiency Tests for Gamma and Beta -Ray Spectrometry Measurements. Romanian Journal of Physics, ISSN 1221-146X, Vol 55, p 724-732;

Alexandru Dobrovicescu, EugeniaVasilescu, Sorin Gherghinescu, July 2011, Recent Researches in Geography, Geology Exergoeconomic Optimization of the Cryogenic Cycles used in the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation;

Anișoara Oubraham, Liana Simona Sborna, Monica Mateescu, Sebastian Sbirna, Luminița Cojocaru, 2011, Exposure Level to the Gamma radiation Emitted by Natural Radioactive Isotopes Occuring in Soil at Râmnicu Vâlcea, România, revista Progress of Cryogenics and Isotopes Separation, Vol. 14, Călimănești – Căciulata, p 93-99;

Anișoara Oubraham, Liana Simona Sbirna 2, Monica Mateescu 2, Sebastian Sbirna 3, Luminița Cojocaru, Exposure level to the gamma and beta radiation emitted by natural radioactive isotopes occuring in soil at Râmniu Vâlcea, România;

E. L. Grigorescu, 24-28 September 2007, Efficiency uncertainties in gamma,beta spectrometry, IRPA Regional Congress for Central and Eastern Europe, Brașov, România;

E.L. Grigorescu, M.Sahagia, A.C.Razdolescu, A.Luca, C.Ivan, 2008, Standardization of large area alpha and beta sources with a window-less multi-wire proportional counter. Rom. Rep. in Phys. Vol. 60, no.3, p 150-156;

Felicia Vasut, Preda Anișoara, Nicolae Bidica, Dragoiu Cosmin, 27-29 September 2003, Influience of radioactive isotopes upon environment – Procese Izotopice și Moleculare, Cluj-Napoca;

Ioan Ștefănescu, 1995, Separarea deuteriului și tritiului pe catalizatori hidrofobi, a -V-a Conferință Internațională despre tritiu și aplicațiile lui, Italia;

Ioan Ștefănescu, 1996, Pilot plant for heavy water detritiation, General Conference "trends in Physics" Spain (Sevilla);

Ioan Ștefănescu, Nicolae Bidica, Anisia Bornea, Iuliana Ștefan, Gheorghe Bubulașa, 2008, System for real-time estimation of tritium inventory in the water detritiation pilot plant from ICSI Rm. Vâlcea”,  Conferința Națională de Fizică, București-Măgurele;

M. Vladu, A. Preda, F. Vasut, C. Pearsica, 2007, Experimental study about determination of gamma active isotopes from enviroment samples (soil, vegetation, sediments) – Isotopic and molecular processes, Cluj – Napoca, p. 57;

M. Vladu, A. Preda, F. Vasut, C. Pearsica, A. Ghițulescu, 2007, Calculation of the radionuclidea dispersion in atmosphere, as the results of operating a cryogenic pilot plant – Isotopic and and molecular processes, Cluj – Napoca, p. 132-139;

M. Vladu, G. Bubulașa, A. Miu, 2010. Determination of gamma and alpha/beta-activ isotopes from enviroment samples, Progress in cryogenic and isotopes separation, Călimănești, p. 124;

M. Vladu, G. Bubulașa, C. Varlam, N. Bidică, A. Toma, C. Dulama, 2011, The Preoperational Monitoring Program for enviroment radioactivity around the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation ICSI Rm. Vâlcea, Nuclear, Pitești;

M. Vladu, G. Bubulașa, N. Bidică, 2011, Radioactivity in enviroment – measurements of gamma and beta activity around Experimental Pilot Plant for Deuterium and Tritium Separation, Progress in cryogenics and isotopes separation, Călimănești,p 121;

M. Vladu, G. Bubulașa, N. Bidica, 2011, Radioactivity Environment – Measurements of Gamma and Global Beta Activity Around Experimental Pilot Plant for Deuterium and Tritium Separation, Proceeding "A 17-a Conferință Națională cu participare internațională “Progrese în Criogenie și Separarea Izotopilor”, Călimănești – Căciulata;

Mihaela Vladu, G. Bubulașa, Carmen Varlam, N. Bidica, A. Toma, C. Dulama, 2011, The Preoperational Monitoring Program for Enviromental Radioactivity Around the Pilot Plant for Tritium and Deuterium Separation ICSI Rm. Vâlcea, Proceeding the 5-th Workshop “Managementul Tritiului”, Rm. Vâlcea, p.9-11;

Mitroi Mirela, 2000, Calitatea mediului, revista Tribuna economic, nr 5, p.3;

Ross I. Kleinschmidt, August–September 2004, Gross alpha and beta activity analysis in water—a routine laboratory method using liquid scintillation analysis, Applied Radiation and Isotopes, Volume 61, p 333-338;

Cărți

Bruno Comby, 2001, Energia nucleară și mediul, Editura TNR, București, p 52-79;

George Șindilaru, Alin Nicolae Bobolea, 2002, Dozimetria și protecția contra radiațiilor, Editura BREN, București, p 101-115;

George Șindilaru,2000, Noi concepte asupra dozimetriei radiațiilor, Editura Bren, București, p.33-54;

Karin Popa, Doina Humelnicu, Alexandru Cecal, 2000,ˮ Radioactivitatea mediului înconjurătorˮ, editura Matrix Rom, p 65-72;

Sandru Petrică, 2000, ˮRadionuclizi radioactivitate radioprotecțieˮ, Editura Planeta, p 20-24;

Scurtu Ion, Petraru Constantin, Sima Cristiana, 2003, ˮEcologia și protecția mediului înconjurătorˮ, Pitești, Editura Independența Economică, p 33-51;

Sima Cristiana, Poșircă Rozica, 2005, ˮEcologia și protecția mediuluiˮ, Pitești, Editura independenței Economice, p 18-21;

Șindilaru G.Prisecaru, I.Ghițescu, 2002, Lucrări practice de radioprotecție, Editura Bren, p 57-59;

Teușdea Valer, 2000, ˮProtecția mediuluiˮ, București, Editura Fundației România de Mâineˮ, p 12-15;

Vișan Sanda, Angelescu Anca, Alpopi Cristina, 2000, ˮMediul înconjurător-Poluare și Protecțieˮ- București, Editura Economică, p 38-42;

Site-uri web

1.www.apmab.anpm.ro (26.05.2012)

2. www.agentianucleara.ro (24.05.2012)

3.www. Wikipedia.ro radiațiile (18.04.2012)

4.www.google.ro (23.03.2012)