инфо по каплям - а раки не сраки...

----------- --------
когда химики молчат в тряпочку...  а остальные должны дышать желтыми аэрозолями....
ВРЕДНЫЕ ХИМИЧЕСКИЕ ВЕЩЕСТВА (радиоактивные вещества) стр. 393 Рутений
\\\\\\\\\\\ \\\\\\\\\\\\\\
При нагревании выше 100°С разлагается со взрывом.
Сильный окислитель, пахнет озоном, со спиртом реагирует со взрывом.
\\\\\  \\\\\\\\\
Оксид рутения(VIII) — неорганическое соединение, оксид металла рутения с формулой RuO4, жёлто-оранжевые кристаллы, умеренно растворимые в воде, образует гидраты.

температура возгонки PuO4 около  27С
температура возгонки PuO4 около  27С
температура возгонки PuO4 около  27С
======== ===========
инфо по каплям -
а раки не сраки...
дети помрут
после этой атаки
но не сейчас
и не завтра
а в генах
что от Ruтения
вновь поседели

и ложь в России
давно - не ложь,
а просто обычный
советский
пи_дешь


Сталину слава!
начальников он
в генах
заставил
молчать
в сто веков!

======== ========

народу лапшу на уши... Ru 106 (Пащенко Эколог) / http://www.proza.ru/2017/11/24/2072
---------
Окисление кислородом воздуха рутения при нагревании:
Ru+2O2 (1000C) = RuO4
Для того чтобы рутений перешел в форму RuO4, нужна сильно окислительная среда. В условиях переработки отходов АЭС она отсутствует. Такие условия могут возникать при упаривании азотнокислых рафинатов высокого уровня активности, образующихся при экстракционной переработке ОЯТ. В этом случае в отходы добавляют реагенты, восстанавливающие RuO4 до менее летучих форм.
------------ ---------
Сергей привет спасибо  \ а можешь прокомментировать то что сказал замдиректора Маяка
это  только появилось еще никто не виделъ \ он говорит про несколько километров над землей
----------- ---------
Привет вот посмотри виддео первый и второй сюжет
http://www.ozersk74.ru/news/city/372162.php
но вот пришло наконец полное научное разьяснение смотрим читаем и всё понимаем - только когда я  еще писал о PuO4 ?

вот вот -  ссым как всегда... доктора Рихтера не любим!!!!

мужик написал все грамотно -но как РАН не договорил главного
а именно

подьем частиц на высоту несколько км - нужен мощный источник  теплового всплытия - значит взрыв или устройство типа наземного сжигания старык 40 тонных ракет - мои работы 2000 годов на полигоне в Бийске

и второе - смешное как всегда при вырезании рака -

около  озерска должен образоваться след как тогда мы легко нашли старый не выходя из автобуса
след запросто будет фонить и в гамме (512КэВ) и в мощной бета
бытовухи дозиметры сработают если правильно детским совочком в песочнице вам дали тыкаться в раннем, еще не любовном, возрасте

гринпис и экологи типа бла бла бла тягут

можно и ваткой сейчас  брать скобы  с окон и листьев любимых цветов - форточки и балконы еще никто не отменял

но рядом есть  другие городки и поселки - и зряплаты тама не Маяковские а здоровье сейчас ой как дорого -  пусть их обследуют бесплатно - хоть штот народ за ядерные отходы перехватит у чинушан

можно и не входя в твой любимый город (Озерск) - иначе посадЮт, они это умеют и только это хорошо  умеют

вот  вблизи  дозу  будут  мама не горюй - и все спецы это понимают
см фото как облако оставляет  вблизи раково опасный шлейф НА ЗЕМЛЕ
https://fotki.yandex.ru/users/pashenko-ecolog/album/136212/

================= ==============
Pashenko Ecolog ссылка Бла Бла Бла - "МИнатом" везде такой \ дети найти не могут - смешно просто

Pashenko Ecolog спутник глупость - это точечный источник без всплытия - или там в высоте за 50 км все

Pashenko Ecolog надо считать простейшие хоть теории по создание следов в атмосфере большой протяженности

Peter Ericson It's even worse - at least information-wise - than during Soviet era.

Pashenko Ecolog тут удобнее складываю сюды свои мысли и тебя тож http://www.proza.ru/2017/11/25/594

инфо по каплям - а раки не сраки... (Пащенко Эколог) / Проза.ру

Peter Ericson Also reaches via jet streams. :(

Pashenko Ecolog Peter Ericson
it is necessary to raise the height more than 1 km for movement in the atmosphere for thousands of kilometers - or a big explosion or fire is too big -

Peter Ericson I know; I have followed the Fukushima jet stream distribution in realtime.

Pashenko Ecolog boilers in Fukushima exploded in the first major point release - this time and then what was the temperature and heating area of the place after the explosion - the equivalent of the heat from the fire (heat surface)

Pashenko Ecolog Peter Ericson stretch out your hand over an electric stove - and you will understand what is thermal surfacing (the formula of the area of the stove and its temperature and class of Paxville atmosphere will not lead - even clouding the brains of the people only Minatom our and your)

sorry - the translation - of course not boilers, and storage for spent nuclear fuel - what is worse in terms of radiation material

-------------- ----------
============ =============
НАУКА И ОБЩЕСТВО
ОТКУДА МОГ ВЗЯТЬСЯ РУТЕНИЙ-106
24.11.2017 Борис Жуйков, Наталия Демина  «Троицкий вариант» онлайн 7 комментариев 7040 просм., 1690 — за сегодня  Распечатать статью Распечатать статью 

Предисловие от редакции

Обнаруженный 27-29 сентября французскими и немецкими специалистами выброс рутения-106, произошедший, очевидно, на юге Урала в конце сентября 2017 года, стал достоянием российской общественности только в конце ноября. И, как водится, мы узнали об этом благодаря публикациям в западных СМИ, основанным на данных мониторинга местных служб радиационного контроля. Разгоравшийся скандал тлел с начала октября и разгорелся только сейчас.

В конце сентября в Европе уровень загрязнения варьировался от нескольких микробеккерелей (мкБк) до 5 миллибеккерелей (мБк) на куб. метр. Французские эксперты предположили на основе моделирования, что радиоактивный выброс произошел где-то на территории России между Волгой и Уралом, а количество рутения-106 в точке выброса – от 100 до 300 терабеккерелей (ТБк) [1]. Немецкие специалисты считают, что выброс случился где-то на Южном Урале, оговариваясь, впрочем, что это могло случиться и где-то еще на юге России [2].

В свою очередь Росгидромет, находящийся в подчинении у Минприроды РФ, утверждает, что своевременно сообщал об обнаружении радиоизотопа Ru-106 в своем еженедельном мониторинге о загрязнении окружающей среды. Так, в выпуске 6-13 октября [3] он сообщил о повышении уровня рутения-106 на своих постах на Южном Урале с 25 сентября (загрязнение составило 1,6-2,1.10-2 Бк/м3).

Согласно тем же данным Росгидромета, 26-27 сентября продукты распада Ru-106 были зафиксированы в Татарстане, 27-28 сентября облако загрязнений переместилось в Волгоград и Ростов-на-Дону. С 29 сентября его уже фиксировали все страны Европы
(n.10-3 Бк/м3). 2-6 октября Ru-106 был обнаружен в пробах аэрозолей в Санкт-Петербурге, и на этот момент концентрация Ru-106 в Европе снизилась до n.10-4 Бк/м3.

Столь стремительное распространение загрязненного облака с Южного Урала Росгидромет объясняет метеорологической обстановкой (смычкой двух антициклонов), «благодаря которой возникли условия для активного восточного переноса воздушных масс и загрязняющих веществ с территории Южного Урала и Южной Сибири в район Средиземноморья и затем на север Европы».

Теперь руководство Росгидромета жалеет, что опубликовало данные по рутению-106 без указания предельно допустимой концентрации (ПДК), что, мол, вызвало некорректную, а иногда и преднамеренно недобросовестную интерпретацию их данных некоторыми СМИ и общественными организациями. По данным главы Росгидромета Максима Яковенко концентрация рутения-106 ни разу не превышала ПДК [4].

Стоит отметить, что еще 11 октября «Российская газета» опубликовала сообщение Росатома, согласно которому в России выброса рутения-106 не было, на предприятиях Росатома радиоактивность в пределах нормы и соответствует естественному радиационному фону. Более того, газета со ссылкой на экспертов Росатома предположила, что следы рутения-106 ведут вовсе не на юг России, а в одну из стран на востоке Евросоюза, но мы не будем показывать на эту страну пальцем. Свои выводы эксперты основывали на том, что, мол, пробы аэрозолей показали наличие в России рутения-106 только в Санкт-Петербурге, в то время как «концентрация Ru-106 в воздухе над Румынией составляла 145 000 мкБк/м3, над Италией –  54 300, Украиной – 40 000, Словенией – 37 000, Польшей — 9 930 мкБк/м3» [5].

Получается, что информация Росатома и Росгидромета противоречат друг другу. Глава Росгидромета утверждает, что еще 20 октября руководство администрации Челябинской области провело специальный брифинг для СМИ, на котором подтверждался факт наличия рутения-106 в пробах, взятых Уральским управлением гидрометеорологической службы. Тут же журналистам пояснили, что концентрации Ru-106 «в сотни-тысячи раз ниже допустимой среднегодовой объемной активности и не представляют опасности для населения». Там же заявили о некоем «транзитном» происхождении рутения [6].

(Предисловие подготовлено Наталией Деминой)

 

Откуда мог взяться рутений-106

Борис Жуйков
Борис Жуйков. Фото Игната Соловья.
Что же могло произойти на самом деле? Своим анализом данных с выбросом рутения-106 с ТрВ-Наука поделился докт. хим. наук, зав. Лабораторией Института ядерных исследований РАН Борис Жуйков.

Последние месяцы Европа и Россия взбудоражены сообщениями о надвигающемся радиоактивном облаке рутения-106. Люди задаются вопросом: в чем же дело, что же произошло?

Обычная история. Как случается что-то связанное с радиоактивностью, специалисты, работающие именно в этой области, хранят молчание, а комментируют люди, которые кое-что слышали о радиоактивных изотопах, но на самом деле не разбираются.

Мне пришлось в свое время работать с радиоактивными изотопами рутения, изучать их летучесть. В общем, дело понятное.

1. Как получают рутений-106?

Этот радионуклид (период полураспада 374 дня) – продукт деления урана и получается при работе ядерных реакторов. На циклотронах его вовсе не получают, разговоры об этом – глупость.

Выход рутения-106 в продуктах деления – 0,4%, а другого более короткоживущего радиоизотопа рутения – рутения-103 (период полураспада 39 дней) – 3%. Химическое поведение обоих радионуклидов одинаково, и если второго изотопа не видно (как в данном случае), это значит, что рутений-106 выделился из старых продуктов атомного реактора, года полтора или даже через несколько лет после наработки.

2. Как мог получиться выброс чистого рутения-106?

Чистый рутений-106 получают в небольших количествах для изготовления аппликаторов для лечения некоторых глазных заболеваний. Но объяснять появление огромного рутениевого облака какой-то переработкой этих медицинских продуктов нельзя. По оценке Института ядерной и радиационной безопасности Франции (IRSN) [1], выброс составил 100-300 терабеккерелей. Это огромная активность, никаких аппликаторов не хватит. Да и зачем их перерабатывать?

Еще одна «утка»: рутений появился в результате разрушения спутника. Это опровергается членом Российской академии космонавтики, бывшим советником главы РКК «Энергия» А.Б. Железняковым [7]: на спутниках рутений-106 не используется.

Так в чем же дело? Почему не видно других продуктов расщепления урана?

Дело в том, что рутений обладает достаточно редким для металлов химическим свойством – он образует легколетучее соединение – тетраоксид рутения. Так что при нагревании ядерных отходов на воздухе до определенной температуры полетит только рутений. Есть и другие легколетучие продукты деления урана, например иод-131, но он уже распался (период полураспада 8 дней); другой изотоп иода – иод-129  имеет очень большой период полураспада (16 млн. лет), поэтому его активность крайне мала и на этом фоне не видна.

Таким образом, если выпаривать на воздухе водный раствор старых радиоактивных отходов или нагревать их в печи для остекловывания, то полетит только рутений-106 в виде тетраоксида. Такие долгоживущие радионуклиды, как стронций-90, цезий-137, в данных условиях не летучи и поэтому не выделяются при нагревании. Они появляются в воздухе либо при взрыве и выбросе твердого или жидкого вещества, либо при нагревании до гораздо более высокой температуры – при работе ядерного реактора. Существующие технологии переработки радиоактивных отходов, безусловно, предусматривают улавливание улетевшего рутения специальными фильтрами, но, видимо, в данном случае фильтры не работали.

3. Как распространяется рутений-106?

Попав в атмосферу, рутений будет осаждаться на частичках пыли уже в виде малолетучего диоксида. Распространение может быть довольно широким, и облако может распространяться далеко в соответствии с метеоусловиями.  Частичное выпадение частиц приводит к повышенной концентрации радиоизотопа на поверхности в отдельных пунктах. Естественно, больше таких пунктов будет поблизости от того места, где произошел выброс, но рутениевые осадки могут случиться и довольно далеко от места аварии. Сам рутений-106 испускает только бета-частицы, но его распространение легко проследить по гамма-активности дочернего короткоживущего продукта распада – родию-106.

Карта, с предположительным местом выброса рутения-106
Рис 1. Начальное распределение активности рутения-106 согласно расчетам Института ядерной и радиационной безопасности Франции. Источник: 

Рис. 2. Перемещение радиоактивных частиц, предполагаемое на основе опубликованных данных измерений. Источник: www.openrussia.org [9]
Рис. 2. Перемещение радиоактивных частиц, предполагаемое на основе опубликованных данных измерений. Источник: www.openrussia.org [9]
 

 

4. Где бы это могло произойти?   

На опубликованных картах видно (см. рис. 1 и 2), что облако начало свое распространение от Уральского региона. Из крупных ядерных объектов там расположено производственное объединение «Маяк», предприятие госкорпорации Росатом в г. Озерске (Челябинская область).  Не так далеко, рядом с Екатеринбургом, действует Белоярская атомная электростанция – также предприятие Росатома. Большинство комментаторов подозревают в инциденте «Маяк», потому что именно там занимаются переработкой ядерных отходов.

Пункты с наибольшим загрязнением рутением-106, согласно опубликованному бюллетеню Федеральной службы по гидрометеорологии и мониторингу окружающей среды России (Росгидромета) [8], – поселки Метлино, Аргаяш, Худайбердинск, Новогорный – находятся как раз в этих местах, в Челябинской области. «Маяк» отрицает причастность к аварии и выбросам. Это предприятие закрытое, несанкционированный доступ на любые его объекты строго запрещен, так что проверить их довольно трудно.

5. Насколько это опасно для населения?

Власти и специалисты говорят, что обнаруженные концентрации рутения-106 не опасны. Многие люди, памятуя Чернобыльскую историю, им не верят. Давайте разберемся детально.

Журналисты и некоторые экологи любят сравнивать уровень загрязнения с фоновым значением (как они говорят – обычным значением). Это совершенно неправомерно. Если фоновое значение кого-то редкого вещества близко к нулю, то и тысячекратное превышение фона мало что значит.

Дело вовсе не в наличии радиоактивности, а в уровне радиоактивности. Совершенно неправильно думать, что любая радиоактивность вредна. Какая-то радиоактивность есть везде и всегда. При малых дозах (и только при малых дозах!) количество заболеваний вовсе не пропорционально дозе облучения, скорее, наоборот (радиационный гормезис). Человеческому организму необходим такого рода иммунитет, иначе он может погибнуть, например, после вспышек на Солнце.

Существуют нормы [10], они довольно жесткие и сделаны с большим запасом.  Согласно этим нормам, для профессионалов, работающих с радиоактивностью и под постоянным контролем (лица категории А) норма предельного годового поступления в организм рутения-106 составляет до 1 100 000 беккерелей, на рабочем месте в воздухе его можно иметь не более 440 беккерелей на кубический метр.

Для лиц категории Б – всего населения – нормы более жесткие – не более 36 000 беккерелей внутрь организма и 4,4 беккерелей на кубический метр в среднем за год. Радиотоксичность рутения-106 выше, чем у цезия-137, но ниже, чем у стронция-90.

По опубликованным данным Росгидромета [8], которым нет оснований не доверять, максимальное зарегистрированное содержание рутения-106 в воздухе составило в п. Аргаяш 0,046 беккерелей на кубометр.  То есть, чтобы получить дозу, предельную для населения, человеку надо вдохнуть как минимум около миллиона кубометров такого воздуха, в профессионалу – 100 млн м3. А человек вдыхает обычно около нескольких тысяч кубометров в год... Либо нужно тщательно слизать рутений с наиболее активной поверхности (п. Метлино) на площади примерно 50 м2.

Но даже временное превышение предельно допустимой концентрации не так страшно. Ведь иначе весь центр Москвы, не говоря уже про Челябинск и Норильск, давно уже нужно было эвакуировать, так как там регулярно наблюдается многократное превышение предельно допустимых концентраций вредных химических веществ. И с моей точки зрения это гораздо более важная проблема. Но к радиоактивности у народа отношение особое – радиоактивность нельзя увидеть, понюхать и пощупать, поэтому она так пугает.

Значит ли это, что беспокоиться совершенно не о чем? Не совсем так. Безусловно, ни о какой эвакуации, даже из самых грязных мест, говорить не приходится. Но выпадение радиоактивности может быть очень неравномерным, и тщательный контроль в зараженных областях необходим. И, конечно, надо найти причины случившегося и исключить подобное в будущем.

 ---------------  -------------
============================ ============
Неорганические соединения[править | править вики-текст]
Рутений не растворяется в кислотах и царской водке (смеси HCl и HNO3). Вместе с тем рутений реагирует с хлором выше 400 °C (образуется RuCl3) и со смесью щелочи и нитрата при сплавлении (образуются рутенаты, например, Na2RuO4).
Рутений способен давать соединения, соответствующие разной степени окисления:
8 RuO4; RuO4 · PCl3
7 M[RuO4]
6 M2[RuO4]; M2[RuF8]; RuF6
5 M[RuF6]; RuF5
4 RuCl4; RuO2; M2[RuCl6]
3 RuCl3; М3[RuCl6]
2 M2[RuCl4]; M4[Ru(CN)6]
1 Ru(CO)nBr
0 Ru(CO)n
Соединения рутения представлены также широким спектром нитрозосоединений — содержащих группировку RuNO. Данные комплексные соединения, в особенности, нитрозонитроамины (например, [RuNO(NO2)2(NH3)2OH]) и нитрозонитрокомплексы (особенно комплексный анион [RuNO(NO2)4OH]2;) (желто-оранжевый) отличаются высокой устойчивостью и кинетической инертностью.
Тетраоксид рутения (Ru+VIIIO4) по свойствам несколько напоминает тетраоксид осмия.

========== ==============

Классы МПК: B01J20/20;содержащие свободный углерод; содержащие углерод, полученный процессами коксования
C01B31/16;получение ионообменных веществ из веществ, содержащих углерод;
G21F9/02;обработка газообразных отходов
Автор(ы): Соснихин Владимир Алексеевич (RU), Мухин Виктор Михайлович (RU), Зубова Инна Дмитриевна (RU), Гутникова Маргарита Арсеновна (RU), Крайнова Ольга Леонтьевна (RU), Чебыкин Валентин Васильевич (RU), Карев Валерий Андреевич (RU), Адрианов Михаил Николаевич (RU)
Патентообладатель(и): Федеральное государственное унитарное предприятие "Электростальское научно-производственное объединение "Неорганика" (ФГУП "ЭНПО "Неорганика") (RU)
Приоритеты: подача заявки:
2005-08-05публикация патента:
10.01.2007
Изобретение предназначено для использования в системах очистки АЭС и других объектов атомной энергии. Предложен способ получения химического поглотителя для улавливания трудноадсорбирумых газовых соединений, образующихся при распаде ядерного топлива, включающий пропитку активного угля с соотношением объемов сорбирующих (микро- и мезо-) к суммарному (микро-, мезо- и макропор) объему пор, равному 0,6-0,8, водным раствором, содержащим триэтилендиамин и иодид одного из металлов (калия, бария, цинка, свинца или строниця), сушку в интервале 80-120°С при скорости нагрева 0,5-3,0°С/мин с последующим выдерживанием при температуре сушки 10-20 минут. При этом пропиточный раствор берут при содержании компонентов, % (мас.): воды - 95-98, триэтилендиамина - 1,0-2,5, иодида калия, бария, цинка, свинца или стронция - 1,0-2,5. Предлагаемый поглотитель позволяет повысить эффективность и надежность защиты атмосферы и окружающей среды от загрязнений радиоактивного трудноудаляемого изотопа йода 129J и его летучих соединений, а также летучих соединений 106Ru, в частности RuO4 . 1 з.п. ф-лы, 4 табл.
ФГУП "ЭНПО "Неорганика", Электросталь...

------------ --------------
Изобретение относится к области сорбционной техники и может быть использовано при получении поглотителей для очистки вентвыбросов атомных электростанций от радиоактивных изотопов йода и летучих окислов рутения.

Известен способ получения поглотителя (хемосорбента), включающий пропитку активного угля хлоридом никеля, сушку, термообработку и рассев (см. патент РФ №2019288, B 01 J, С 01 В 31/16, опубл. 15.09.94 г.).

Недостатком известного способа является низкая поглотительная способность получаемого сорбента по радиоактивным изотопам йода.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ получения химического поглотителя, включающий пропитку активного угля раствором, содержащим амин и йодид металла, выбранный из группы калий, барий, цинк, свинец, стронций, и сушку при 80-120°С (см. патент RU IP 2174722, 10.10.2001 г.), который принят за прототип предполагаемого изобретения. Способ обеспечивает достаточно высокую эффективность удаления радиоактивного изотопа йода ( 131J) и его метилиодида.

Недостатком известного способа является невысокая степень поглощения радиоактивного изотопа йода (J129) и летучих окислов рутения (106 RuO4).

Целью изобретения является повышение эффективности поглощения трудноадсорбируемых радиоактивных соединений йода (129J) и четырехокиси рутения (RuO4 ) при относительно низких температурах 5-30°С, т.е. обеспечение надежности защиты окружающей среды, особенно при аварийных ситуациях.

Поставленная цель достигается предлагаемым способом, включающим пропитку активного угля с соотношением сорбирующего объема пор к суммарному, равным 0,6-0,8, пропитку осуществляют путем перемешивания в растворе при 40-50°С в течение 40-80 минут, а сушку осуществляют в интервале температур 80-120°С при подъеме температуры со скоростью 0,5-3,0°С/мин с последующей выдержкой импрегнированного угля при температуре сушки в течение 10-20 минут, при этом пропиточный раствор берут с содержанием ингредиентов, % (мас.):

воды 95-98
триэтилендиамина 1,0-2,5
иодида калия,
иодида бария,
иодида цинка,
иодида свинца
или иодида стронция 1,0-2,5
Отличие предлагаемого способа от известного состоит в том, что в качестве угольной основы берут уголь с соотношением сорбирующих пор (vми+vме ) к общему (суммарному объему) пор, равным 0,6-0,8.

Другое отличие заключается в том, что для повышения эффективности удерживания поглощенных веществ пропитку осуществляют путем перемешивания угля в растворе при 40-50°С в течение 40-80 минут, а сушку осуществляют при подъеме температуры со скоростью 0,5-3,0°С/мин, импрегнированный уголь выдерживают при температуре сушки в течение 10-20 минут.

Использование активных углей с высоким содержанием сорбирующих пор при минимальном объеме транспортных (балластных) макропор в производстве импрегнированных сорбентов-поглотителей авторам из научно-технической литературы неизвестно.

Пропитка угля путем перемешивания его в растворе при температуре 40-50°С в течение 40-80 минут так же, как и сушка угля с медленной скоростью нагрева 0,5-3,0°С/мин и выдерживание при температуре сушки в аналогичных технических решениях неизвестны.

Сущность предлагаемого способа заключается в следующем.

В настоящее время в качестве основы для приготовления поглотителей, применяемых в очистных сооружениях атомных электростанций, используют активные угли, с большими объемами макропор, характеризующиеся относительно низким (0,3-0,5) соотношением сорбирующих пор к суммарному объему пор, что не обеспечивает эффективного поглощения таких трудносорбируемых веществ как иод (129J) и окислы рутения, особенно при относительно низких температурах (5-30°С), когда скорости химических реакций значительно замедляются. Все это снижает степень защиты окружающей среды от вредных загрязнений АЭС, особенно в аварийных ситуациях.

Нашими исследованиями было показано, что в наибольшей степени заданным требованиям отвечают активные угли, получаемые из уплотненного растительного сырья, например косточек плодовых деревьев, скорлупы кокосовых орехов, гранулированного при повышенных давлениях торфа, продуктов переработки древесины и др., отличающиеся высокоразвитыми объемами микро- и мезопор при умеренном развитии транспортных (баластных) макропор.

Экспериментальным путем было также установлено, что определяющими параметрами формирования на таких углях активных комплексных соединений аминов с иодидами металлов являются:

- продолжительность и температура пропитки угля;

- темп нагрева при его сушке от 80 до 120°С;

- время выдерживания при температуре сушки.

Предлагаемый способ осуществляют следующим образом.

Берут 100 г активного угля с соотношением сорбирующих пор к суммарному объему пор, равным 0,6-0,8 (уголь из косточек плодов или другого уплотненного растительного сырья), который пропитывают путем перемешивания в растворе, содержащим 95-98% (мас.) воды, 1,0-2,5% триэтилендиамина и 1,0-2,5% иодида одного из металлов (калия, бария, цинка, свинца или стронция) при 40-50°С и выдерживании в течение 40-80 минут. Затем уголь помещают в термошкаф и осуществляют сушку при скорости подъема температуры 0,5-3,0°C/мин. При температуре сушки импрегнированный уголь выдерживают в течение 10-20 минут, после чего охлаждают до комнатной температуры и исследуют.

Следующие примеры поясняют сущность изобретения.

Пример 1. Берут 100 г активного угля марки МеКС из косточкового сырья с соотношением сорбирующих пор к суммарному объему пор, равному 0,8:

 способ получения химического поглотителя, патент № 2290993

и характеризующегося высокой энергией адсорбции Е=24 кДж/моль, который пропитывают раствором, приготовленным из расчета % (мас.) воды 95, триэтилендиамина 2,5 и иодида калия 2,5 путем перемешивания в растворе при 40°С в течение 40 минут. После этого уголь сушат при подъеме температуры 0,5°С/мин и выдерживают в течение 10 минут. Полученный поглотитель имеет степень очистки:

129J 99,99%
106RuO 4 99,98%
Пример 2. Осуществление процесса, как в примере 1, за исключением того, что берут иодид бария, перемешивание ведут при 45°С в течение 60 минут, подъем температуры при сушке составляет 1,5°С/мин с выдержкой 15 минут. Полученный поглотитель имеет степень очистки:

129J 99,99%
106RuO 4 99,99%
Пример 3. Осуществление процесса, как в примере 1, за исключением того, что берут иодид цинка, перемешивание осуществляют при 50°С в течение 80 минут, подъем температуры при сушке составляет 3,0°С/мин с выдержкой 20 минут.

Полученный поглотитель имеет степень очистки:

129J 99,99%
106RuO 4 99,99%
Пример 4. Осуществление процесса, как в примере 1, за исключением того, что берут иодид свинца.

Степень очистки J129 составляет 99,99%, четырехокиси рутения - 99,97%.

Пример 5. Осуществление процесса, как в примере 1, за исключением того, что берут иодид стронция. Степень поглощения радиоактивного изотопа иода (J129) и четырехокиси рутения составляет 99,98%. В табл.1 приведены данные, характеризующие влияние соотношения объема микропор и мезопор (vми+vме) к суммарному объему пор (vми+vме+vма) угля на процент улавливания J129 и четырехокиси рутения RuO4 из отходящих газов атомных электростанций. В качестве иодида металла в данной серии опытов использован BaJ 2. Пропитку продукта осуществляли при 45°С в течение 60 минут, а сушку проводили в интервале температур 80-120°С - при скорости нагрева 1,5°С/мин.

Таблица 1

Влияние качества угля - основы на степень улавливания J129 и RuO4
Способ получения поглотителя Отношение объема сорбирующих пор к суммарному объему пор Степень улавливания, %
J 129 RuO4
Предлагаемый 0,4 98,70 97,0
  0,5 98,90 97,6
  0,6 99,99 99,99
  0,7 99,99 99,99
  0,8 99,99 99,99
  0,9 98,00 97,00
Известный пат. РФ №2174722 0,5 97,35 96,00
Примечание: Эксперименты по определению эффективности степени улавливания J129 и RuO4 проводились при следующих условиях:
- температура, °С 15;30
- влажность воздуха (относит), % 80
- линейная скорость газа, м/с 0,3
- высота слоя, см 5
- концентрация 129 J и 106RuO4, Ku/л 10-7;10 -10
Измерения проводились с помощью радиометрической аппаратуры, включающей сцинтиляционный детектор и пересчетный прибор ПСО.

Как следует из представленных в табл.1 данных, качество угля, взятого за основу при изготовлении эффективных амино-иодидных поглотителей J129 и RuO 4, играет значительную роль. Опыты показали, что максимальная степень очистки, равная 99,99%, достигается только при использовании углей с соотношением сорбирующего объема пор к суммарному, равным 0,6-0,8.

Уменьшение данного соотношения менее 0,6, свидетельствует о наличии в углях больших объемов крупных пор-макропор, которые характеризуются незначительной величиной поверхности (менее 5 м2/г) и участия в хемосорбционном процессе поглощения вредных примесей не принимают, что в свою очередь и обусловливает относительно низкие показатели степени улавливания 129 J и RuO4. Снижение защитных свойств поглотителя в случае повышения соотношения сорбирующих пор к суммарному объему пор более 0,8 обусловлено ухудшением кинетических свойств угля.

В табл.2-4 приведены данные, позволяющие обосновать выбор параметров технологического процесса приготовления поглотителя, обеспечивающего высокую адсорбционную емкость по йоду 129 и четырехокиси рутения.

В качестве угольной основы использовался активный уголь марки ВСК на основе карбонизата кокосового ореха, который характеризовался соотношением суммы микро- и мезопор к общему объему пор, равным 0,75.

Пропиточный раствор готовился из расчета, % (мас.) 98 - воды, 1,0 - триэтилендиамина, 1,0 - иодида бария.

Таблица 2

Влияние температуры пропитки угля на степень очистки выбросов АЭС
Способ получения поглотителя Температура пропитки, °С Степень улавливания, % Температура эксперимента, °С
129J 106RuO4
Предлагаемый 35 97,85 95,62 5-30
  40 99,99 99,99 -«-
  45 99,99 99,99 -«-
  50 99,99 99,99 -«-
  55 97,00 96,10 -«-
Известный пат. - 97,35 96,00 30-90
РФ №2174722 - 96,00 95,80 5-30
Из данных табл.2 следует, что температурный интервал пропитки, равный 40-50°С, в наибольшей степени обеспечивает достижение поставленной цели изобретения. При понижении температуры (ниже 40°С) идет частичная кристаллизация внесенных добавок, приводящая к снижению активной сорбирующей поверхности угля и падению степени улавливания загрязнителей. Повышение же температуры вылеживания приводит к блокировке мелких микропор, что также уменьшает эффективность поглощения исследуемых веществ. Было также показано, что высокие результаты сохраняются и при относительно «низких» температурах от +5 до +30°С, в то время как в прототипе отмечено ухудшение показателей при этих температурах.

Таблица 3

Влияние продолжительности пропитки угля на степень очистки вентвыбросов АЭС
Продолжительность пропитки, мин Степень улавливания, %
J129 106RuO4
30 97,00 96,00
40 99,99 99,99
50 99,99 99,99
70 99,99 99,99
80 99,99 99,99
90 96,50 95,30
Как следует из данных, представленных в табл.3, снижение времени пропитки менее 40 минут приводит к ухудшению поглощения йода и рутения вследствие неоднородного распределения добавок амина и иодида металла (бария). Повышение продолжительности пропитки способствует проникновению части молекул воды в ультратонкие микропоры, которые не удаляются при последующей термообработке, уменьшая сорбционную составляющую данного поглотителя.

Оптимальное время пропитки, обеспечивающее равномерное распределение химических добавок, составляет 40-80 минут.

Таблица 4

Влияние скорости подъема температуры при сушке в интервале 80-120°С на степень очистки выбросов АЭС
Скорость подъема температуры, °С/мин Степень улавливания, %
J 129 RuO4
0,3 97,15 96,99
0,4 97,60 96,00
0,5 99,99 99,99
1,0 99,99 99,99
1,5 99,99 99,99
2,0 99,99 99,99
3,0 99,99 99,99
3,5 96,50 96,50
4,0 96,00 96,50
Исследования показали, что скорость подъема температуры при сушке угля играет большое значение, т.к. удаление воды обусловливает равномерность образования барий-иодидного комплекса и его распределение в объеме микро- и мезопор. При быстром темпе удаления паров воды (скорость подъема температуры более 3,0°С/мин) большая часть добавок распределяется на внешней поверхности частицы угля, что приводит к снижению адсорбционной емкости адсорбента. При медленном темпе нагрева часть раствора проникает в мелкие поры и блокирует их поверхность. Оптимальной скоростью подъема температуры, судя по полученным данным является 0,5-3,0°С/мин.

Серией проведенных экспериментов было определено, что максимальная степень очистки газовых выбросов равная 99,99 достигается при содержании в растворе триэтилендиамина и иодида одного из металлов (К, Ва, Zn, Pb или Sr) в количестве 1,0-2,5%. При уменьшении количества химических добавок ниже 1,0% степень очистки уменьшается до 96,00%, а увеличение добавок более 2,5% не приводит к повышению степени очистки выделяющихся газов АЭС.


Было также установлено, что получаемый поглотитель стабильно работает в условиях повышенных значений концентраций радиоактивных веществ и влажности, а также широком диапазоне температур, в том числе и в интервале от +5 до 30°С, тогда как известный способ (см. табл.2) при этом снижает степень очистки (до 96,00% и 95,80%).

Предлагаемый поглотитель является универсальным, т.к. обеспечивает защиту и от другого более тяжелого изотопа йода 131J, а также метилиодида иода СН3 131J.

Как следует из изложенного, каждый из признаков заявленной совокупности в большей или меньшей степени влияет на достижение поставленной цели, а вся совокупность является достаточной для характеристики заявленного технического решения, т.е. повышения эффективности очистки газовых выбросов атомных электростанций от трудноудаляемых компонентов.

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Способ получения химического поглотителя, используемого для очистки газовых выбросов атомных электростанций, включающий пропитку активного угля раствором, содержащим амин и йодид металла из ряда: калий, барий, цинк, свинец, стронций и сушку при 80-120°С, отличающийся тем, что пропитке подвергают активный уголь, характеризующийся отношением суммы объемов микропор и мезопор к суммарному объему пор угля, равным 0,6-0,8, пропитку осуществляют путем перемешивания угля в растворе при 40-50°С в течение 40-80 мин, а сушку осуществляют при подъеме температуры со скоростью 0,5-3,0°С/мин и выдерживании импрегнированного угля при температуре сушки в течение 10-20 мин.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что раствор берут при следующем содержании ингредиентов, мас.%:

Вода 95-98
Триэтилендиамин 1,0-2,5
Иодид кадия, иодид бария,
иодид цинка, иодид свинца
или иодид стронция 1,0-2,5
============ ==========
Химические свойства[править | править вики-текст]
Разлагается при нагревании:
{\displaystyle {\mathsf {RuO_{4}\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ RuO_{2}+O_{2}\uparrow }}} {\displaystyle {\mathsf {RuO_{4}\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ RuO_{2}+O_{2}\uparrow }}}
Является сильным окислителем:
RuO_{4}+6HCl  H_{2}[RuCl_{4}O_{2}]+Cl_{2}\uparrow +2H_{2}O}}} {\displaystyle {\mathsf {RuO_{4}+6HCl\ {\xrightarrow {}}\ H_{2}[RuCl_{4}O_{2}]+Cl_{2}\uparrow +2H_{2}O}}}
{\displaystyle {\mathsf {4RuO_{4}+32HCl\ {\xrightarrow {}}\ 2(RuCl_{3}\cdot RuCl_{4}]\downarrow +9Cl_{2}\uparrow +16H_{2}O}}} {\displaystyle {\mathsf {4RuO_{4}+32HCl\ {\xrightarrow {}}\ 2(RuCl_{3}\cdot RuCl_{4}]\downarrow +9Cl_{2}\uparrow +16H_{2}O}}}
{\displaystyle {\mathsf {4RuO_{4}+4KOH\ {\xrightarrow {}}\ 4KRuO_{4}\downarrow +O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}} {\displaystyle {\mathsf {4RuO_{4}+4KOH\ {\xrightarrow {}}\ 4KRuO_{4}\downarrow +O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}}
{\displaystyle {\mathsf {2RuO_{4}+4KOH\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ 2K_{2}RuO_{4}+O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}} {\displaystyle {\mathsf {2RuO_{4}+4KOH\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ 2K_{2}RuO_{4}+O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}}
{\displaystyle {\mathsf {2RuO_{4}+2H_{2}O_{2}\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ 2RuO_{2}\downarrow +3O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}} {\displaystyle {\mathsf {2RuO_{4}+2H_{2}O_{2}\ {\xrightarrow {100^{o}C}}\ 2RuO_{2}\downarrow +3O_{2}\uparrow +2H_{2}O}}}
============ ===========
ДВУХСТУПЕНЧАТЫЙ АЭРОЗОЛЬНЫЙ ФИЛЬТР ФАС-3500-Д
До 1990 г. основным изготовителем аэрозольных фильтров для АЭС и предприятий атомной промышленности был завод «Двигатель» (г. Таллинн, Эстония). Выпускаемые им фильтры оборудованы высокоэффективным полимерным материалом – фильтром Петрянова ФП, состоящим из слоев полимерных волокон диаметром d=1,0-2,5 мкм, нанесенных на марле-вую подложку. Оригинальность и необычность данного материала связана с формированием на волокнах фильтрующей ткани зарядов, которые могут сохраняться в течение длительного времени, обеспечивая относительно высокую эффективность улавливания частиц. Частицы поляризуются полем волокна и осаждаются на нем. Однако при прокачивании через фильтр ФП влажного или ионизированного воздуха заряды нейтрализуются (или стекают) и эффективность улавливания аэрозолей резко падает. Волокна в фильтре не скреплены между собой и поэтому при попадании влаги они собираются в «жгутики», причем необратимо, т.к. данный фильтроматериал не имеет жесткой внутренней структуры, подобной структуре фильтроматериалов из стеклянных волокон. Кроме того, следует отметить относительно низкую термостойкость (60-70 оС), малый ресурс до предельного забивания примесями, выделение токсических веществ при горении материала ФП.

В течение 90-х годов прошлого века специалистами Научно-технического центра по Ядерно-радиационной безопасности (НТЦ ЯРБ) Госатомнадзора проводилось обследование работы аэрозольных фильтров типа ФП (Д-23, Д-23кл, А-17), в системах спецгазоочистки на Курской, Калининской, Ленинградской. атомных станций. Анализ полученных результатов показывает, что эффективность уловленных аэрозольных частиц для большей части исследо-ванных фильтров не достигает значений, указанных в технической документации. При некоторых измерениях были получены недопустимо низкие значения. Подобные контрольные проверки затем были проведены также на других АЭС – Балаковской, Кольской, Запорожской и др. Результаты этих обследований мало отличаются от данных по Курской, Калининской и Ленинградской АЭС.

Следует отметить, что к настоящему времени разработчики фильтроматериала ФП су-щественно продвинулись в улучшении его технических характеристик, в частности, повысили термостойкость до ~300 оС. Однако при этом соответствующее повышение себестоимости изготовления ФП сдерживает организацию серийного производства и тем самым оснащение АЭС данными фильтрами.
Установка УФК-3500 рассчитана на производительность 3500 м3/ч и включает в себя следующие последовательно установленные блоки, рис.3:

каплетуманоуловитель;
нагреватели;
фильтр предварительной очистки от радиоактивных аэрозолей;
фильтр тонкой (высокоэффективной) очистки от радиоактивных аэрозолей;
фильтр йодной очистки, состоящий из различных типов параллельно включенных модулей.
При этом блок нагревателей гарантирует отсутствие капельной влаги и требуемое сни-жение относительной влажности воздуха, а блок аэрозольных фильтров – отсутствие твердой дисперсной фазы в воздухе, поступающем на блок йодной очистки.

В настоящее время наряду с макетным образцом УФК-3500, установленным на Первой АЭС, изготовлены два опытно-промышленных образца УФК-3500, один их которых уже в те-чение более 2-х лет эксплуатируется на Калининской АЭС. Другой опытно-промышленный образец УФК-3500 прошел весь цикл испытаний, включая испытания на сейсмостойкость, под-твердив свои проектные характеристики.

Испытания макетного образца УФК-3500 выполнялись в условиях разделки тепло-выделяющих стрежней, стрежней управления защиты и облучательных каналов, что обеспечи-вало наличие в газо-воздушном потоке содержания ;-активных изотопов (51Gr, 60Co) и ;-активных аэрозолей (239Pu, 240Pu, 238Pu, 241Аm, 242, 243, 244Cm) с объёмной активностью до 4.105 Бк/м3 /3/. Установлено, что УФК-3500 обеспечивает эффективность очистки воздуха от аэрозо-лей по наиболее проникающим частицам – не менее 99,96 %, по молекулярному радиойоду – не менее 99,90 % и по метилйодиду (СН3I) – не менее 99,0 %, что отвечает требованиям Генпроектанта АЭС России.

Полученные данные позволили дать рекомендации по разработке и организации произ-водства типоразмерного ряда установок фильтровальных комбинированных производительно-стью 3500, 7000 и 10500 м3/ч.

Набор и количество секций УФК в каждом конкретном случае определяется с учетом вида и концентрации предполагаемых аэрозолей и газовых примесей, поступающих с воздухом. Сменные модули блоков (секций) УФК являются унифицированными для всего типоразмерного ряда.

В настоящее время проводятся научно-исследовательские работы по созданию фильт-рующих модулей УФК-3500 основанных на других принципах более эффективных по сравне-нию с аэрозольной секцией. Получены положительные результаты испытаний опытного образ-ца ионно-фильтровального модуля на производительность 1500 м3/ч, что позволяет в перспек-тиве заменить подобным модулем секцию предварительной очистки и увеличить ресурс секции тонкой очистки /4/.
АВТОРЫ
И.В. Ягодкин – начальник лаборатории фильтрации жидкостей и газов ГНЦ РФ-ФЭИ, к.т.н.
П.Н. Мартынов – начальник отдела ГНЦ РФ-ФЭИ, д.т.н.,
А.К. Паповянц – ведущий научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ, к.т.н.,
В.П. Мельников – ведущий научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ, к.т.н.,
В.П. Осипов – ведущий научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ, к.т.н.,
С.С. Скворцов –зам. начальника лаборатории фильтрации жидкостей и газов ГНЦ РФ-ФЭИ,
А.М. Посаженников – научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ,
А.Т. Сулим – главный конструктор - начальник отдела ГНЦ РФ-ФЭИ.
======== ===================

Старые Конструкторы опять показали, что физику и химию в школе не учили
ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ
Номинальная производительность фильтра-адсорбера по воздуху, м3/ч 1 500
Аэродинамическое сопротивление потоку воздуха, Па, не более 2 500
Эффективность очистки, %, не менее
- по молекулярному йоду
- по органическим соединениям йода (проверяется по метилйодиду)
99,95
99,00
Температура рабочей среды, 0С, до 90!!!!!!!!!!!!!! Тупо с учетом RuO4
Максимальная температура рабочей среды (не более 2 часов), 0С, до 150
Относительная влажность очищаемого воздуха, %, не более 90
Допустимое разряжение, кПа 9,8
Сорбционный материал Сорбент ВСК-5ИК
Габаритные и присоединительные размеры, мм, не более
- высота
- ширина (диаметр корпуса)
- длина (расстояние между торцевыми поверхностями фланцев)

============= =============
Удаление из растворов некоторых летучих и газовых ПД:
• барботаж раствора (прокачка воздуха) для удаления йода в виде ионов I-
, IO3
-
.
Из барботажных газов йод удаляется фильтрами с нитратом серебра AgNO3
:
3 I2 + 6 AgNO3 + 3 H2O ; 5 AgI + AgIO3 + 6 HNO3
;
• барботаж раствора озоном для удаления рутения Ru4+:
Ru4+ + 2 O3 + 2 H2O ; RuO4 + 2 O2 + 2 H2
.
• оксид RuO4
удаляется из барботажных газов реакцией с NaOH;

Основные стадии технологии DUPIC:
1. разборка ОТВС, извлечение твэлов;
2. поперечная резка твэлов на куски размером ~ 20 см;
3. продольная разрезка оболочек;
4. волоксидация, т.е. термическая обработка в атмосфере кислорода
при температуре 4000С. Диоксид урана UO2 переходит в U3O8,
объем топливного сердечника увеличивается на 30%, и топливо
сбрасывает оболочку. При этом топливо становится более порис-
тым, частично переходит в порошковую форму и из него уходят
газовые продукты деления (почти весь тритий, 40% I, 70% Кг,
17
90% 106Ru);

В сильно окисленной среде при растворении реакторного топлива
азотной кислотой образуется еще один газообразный радиоактивный продукт
– тетроксид рутения. Его удаляют из газового потока путем поглощения в
слое Fe2O3. Перед окончательным сбросом в атмосферу газовый поток,
очищенный от радиоактивных загрязнений, пропускается через фильтры из
стекловолокна.
----------------------- --------------

Обнаружени
 106Ru Б газообразно форм показывало, что, хот посл
авари прошл боле дву лет, в объект «Укрытие» продолжалис процессы,
способствовавши образовани летучи фор рутения. В данно эксперимен
те, вероятне всего, источнико служил ЛТСМ, находившиес в помещени
305/2. Именн туд был пройден скважин и помещени 207/5. ЛТС вс
ещ оставалис горячими. П сообщени сотрудник ИП АЭ НА Украин
. Б. Иванов детектор, установленны в припотолочно част помещени
212/2 (смежног с подреагпорны помещение 210/5), в март - апрел 1988 г.
фиксирова температур 51! °С. В ма он колебалас о 51 д 54 °С. Данны п
помещени 305/2 з 1988 г. найт н удалось.

40 °С. Экстраполяци н сентябр 1988 г. приводи к средне температуре
окол 55 °С, упомянуто выш п помещени 212/2.
Рис. 8. Температур (°С) в 1991-1995 гг. п показания датчик в
канал 33 ИИ «Финиш», установленног 24 январ 1991 г.
 пом. 305/2 объект «Укрытие» н отм. +9,1 к.
Представленны данны показывают, чт пр испытания респиратор
«Оленек» и противогазово систем в помещени 207/5 газообразны соедине
ния, содержащи
 106Ru, могл поступат п скважина и помещени 305/2.
Эт мог быт RuO4, температур возгонк которог 27 °С.
 эти условиях, очевидно, следовал организоват специальны наблю
дени з газообразным компонентам
 !06Ru, а служб радиационно безопас
ност должн был обеспечит персонал, занимавшийс бурение скважин,
СИЗО н тольк о аэрозолей, н и газообразны носителе радиорутени [53,
54]. И данны п улавливани аэрозольны носителе
 1MRu, представленны
 ри 76, следует, чт пр отбор проб в помещени 207/5 и проско чере
фильт «Оленек» составля 0,9 %. Таки образом, ка и дл аэрозолей
носителе
 |44
 и
 l34|137Cs, коэффициен защит превыша 100

Пр исследовани аэрозолей, находящихс в объект «Укрытие» и ег
окрестностях, представляю интере н тольк частицы-носител радиоактив
ны веществ, н и инертны пылевы частицы. Именн н ни в остро фаз
авари происходил осаждени летучи продукто (йода, рутения, теллура,
цези и др.) и образовани та называемы конденсационны аэрозолей. И
размер и концентраци влиял н скорост коагуляции, в то числ
вымывани части дожд<:вь::м каплями, н перено и выпадени и атмосферы.
 количеств и соотношени аэрозоле микронног и субмикронног разме
ро зависел эффективност и продолжительност эксплуатаци очистны

 Оценк показы
вают, чт 26 апрел 1986 г. вкла относительн летучи изотопо рутения., йод
 цези в загрязнени воздух бы больши н промплощадк станции, че
внутр ЧАЭС. Отношени активносте дл фракционирующи изотопо оказа
лис таким же, ка в топливе: отношени
 13
 Cs/mCs для: ли и подгрупп 1
равнялос 1,6 + 0,2, дл ли и подгрупп 1 - 2,2 ± 0,3; отношени
 l03Ru/!C6Ru
 3,9 + 0,7 и 3,1 ± 1,4 соответственно. Полученны значени коэффициенто
фракционировани хорош согласуютс с оценками, полученным п данны о
суммарно выброс и реактор и п проба и стру выброс [78 - 80]. Дале
дл каждог и погибши был определен поглощенны дозы, накопленны к
момент смерт (табл. 17).
Время;, прошедше о момент поступлени радионуклидо д гибел
эти людей, был мал дл формировани заметно част о ожидаемо з 50
ле доз внутреннег облучени легких, печени, красног костног мозг и др.
 доз облучени щитовидно желез был полность сформирована,
поскольк характерно дл этог врем посл однократног поступлени
аэрозол конденсации, содержащег
 131 1, равн примерн шест суткам. Эт
позволял корректн оценит величин ингаляционног поступлени
 !3|1 в
состав части конденсации, а зате п известны коэффициента
фракционировани восстановит поступлени топливны части и оценит
величин ожидаемы до внутреннег облучения.

Согласн данны табл. 17, средня поглощенна доз облучени щито
видно желез дл 23 погибши равн 0,7 Гр, чем соответствуе поступлени
окол 40 МБ I в состав конденсационны частиц. Коэффициен фракцио
нировани дл воздуха, которы 26 апрел 1986 г. дышал пострадавшие,
можн принят равны 10. Тогд 40 МБ
 i31 I должн соответствоват поступ
лени с топливным частицам примерн 8 МБ
 144Се. Согласн данны табл.
15 в это случа величин взвешенно эквивалентно доз внутреннег облу
чения, должн быт равн примерн 600 мЗв. Поскольк межд моменто
поступлени радиоактивны аэрозоле в организ и смерть прошл н боле
90 сут, т и рассчитанны величи ожидаемы до внутреннег облучени
эти ли был реализован н боле 6 %. Доз внешнег облучени дл ни
лежал в предела о 2 д 12 Гр. Следовательно, причино гибел был
внешне у-облучени и контактно (3-облучени [77].

Ингаляционны дозы, рассчитанны посуточно, составлял окол 200 мЗ дл
годовалог ребенк и окол 100 мЗ дл взрослых. Основно вкла в доз
вносит I 1 . Однако вблиз ЧАЭ вклад  |32  и  l06Ru бы ,
ка о 'I, особенн есл эвакуаци прошл быстро, наприме ка в Янове.

 ЧАЭ был установлено, чт вс радионуклид находятс в атмосфер н
частицах, относящихс к класс грубодисперсны [9]. И АМА находилс в
предела 3,0 - 6,4 мкм. Разме части п сравнени с периодо строительств
объект «Укрытие» нескольк увеличился. Н наблюдалос существенног
различи в дисперсно состав носителе а-, р и у-излучающи нуклидов, чт
свидетельствовал о одинаково механизм и образования. В некоторы
случая лиш
 I05Ru бы связа с частицам меньшег размера. В последующи
год н отмечен влияни характер рабо и снижени концентраци
радиоактивны аэрозоле н и дисперсны состав.

Таблица 4. Услови эксплуатаци и результат у-спектрометри респираторо
«Ленеогок-200» пр буровы работа в объект «Укрытие» в август 1988 г.
«Лепе
ток
200»,
1
2
3
4
5
6
Поме
щени
207
207
207
207 и
•127
207 и
427
Услови эксплуатаци
Рабоча
опера
ци
Бурени
Курени
Цезакт
наци
Уборк
Уборк
207 | Бурени
Продо
«итель
ост
нос:-;и, ч
>:
i.5
;;
:;:
Концен
раци
аэроз
лей,
Бк/м3
190
350
130
100
80
80
Обща у
актив
ност
респира
тора, Б
1760
971
491
347
261
442
Дол радионуклидов, %
9 5Nb
0,3
1,2
2,1
"*Ru
3,9
0,6
2,4
5,9
24,8
4,7
w C s
6,1
4,9
6,3
5,3
4,2
2,5
IJ7Cs
31,6
28,2
26,7
33,3
20,1
48,9
58,4
66,3
64,6
55,2
49,7
41,8

 р и . е ч а л и е. Концентраци аэрозоле рассчитан дл скорост дыхани 30 л/ми



Таблица 15. Ожидаемы з 50 ле эквивалентны доз облучени в органа и тканя
условног взрослог человек пр ингаляци в первы сутк посл авари единично
активност топливны части и части конденсации, нЗв/Б
Орга
Верхни отде толстог
кишечник
Нижни отде толстог
кишечник
Почк
Печен
Легки
Клетк костны
поверхносте
Красны костны моз
Селезенк
Семенник
Щитовидна желез
Эффективна доз
Топливны
частиц
140
350
2,8
.91
1.40
440
56
1,8
8,5
12
78
Конденсационны частиц
'-"I
0,14
0,14
0,13
0,13
0,37
0,19
0,16
0,13
0,12
2<50
13
1(uRu
1,1
2,3
0,13
0,22
5,7
0,14
0,18
0,20
0,056
0,12
1,2
ro6Ru
11
31
1,3
380
1,1
1,2
1,3
0,88
1,1
0,50
1J4Cs j
0,11
0,11
9,7
9,7
8,8
9,7
9,1
9,7
8,5
9,0
0,10
7,1
7,1
6,7
6,7
6,6
6,8
6,5
6,7
6,2
6,4
7,3
---------------- --------------------
ВРЕДНЫЕ ХИМИЧЕСКИЕ ВЕЩЕСТВА (радиоактивные вещества) стр. 393 Рутений
Выведение Pu106 из альвеолярного отдела легкий  происходит в результате растворения частиц с Тб равным 30 суток.
Рутений циркулирующий в крови в основном обнаруживается в плазме.  Выделения из плазмы происходит со скоростью обновления белка.
Внутривенное введение Ru106  собакам в количестве 74 кБк\г  обуславливает гибель на 14 сутки.
Для Pu 106  в нерастворимом виде -   критический орган - легкие  ДС(А) = 2.2*10(**4) Бк
ПДП (Бк\год) = 5.2*10(**5)  ДК(А) Бк\л = 0.2  ПГП =5.2*10**5 Бк\год
  Тут ДС(А)- допустимое содержание радионуклида в легких \\ ПДП предельно допустимое поступления через легкие \\\   ДК - предельно допустимая концентрация в воздухе рабочей зоны  \\ ПГП - предел годового поступления в организм 
http://www.proza.ru/2017/11/25/594