Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій
Розглянуто можливість відокремленого безпечного зберігання радіоактивних відходів, що містять тритій, з використанням «пасивного» захисту з бетону, глини, силікагелю та додаткового інженерного бар’єра у вигляді захисного контейнера з полімерних матеріалів. Описано деякі властивості контейнера, вигот...
Збережено в:
| Дата: | 2016 |
|---|---|
| Автор: | |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Ukrainian |
| Опубліковано: |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
2016
|
| Назва видання: | Ядерна та радіаційна безпека |
| Онлайн доступ: | http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129807 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій / І.О. Полякова // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 52-55. — Бібліогр.: 18 назв. — укр. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| id |
irk-123456789-129807 |
|---|---|
| record_format |
dspace |
| spelling |
irk-123456789-1298072018-01-30T03:03:48Z Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій Полякова, І.О. Розглянуто можливість відокремленого безпечного зберігання радіоактивних відходів, що містять тритій, з використанням «пасивного» захисту з бетону, глини, силікагелю та додаткового інженерного бар’єра у вигляді захисного контейнера з полімерних матеріалів. Описано деякі властивості контейнера, виготовленого з двох полімерних матеріалів, для зберігання радіонуклідів тритію, відокремлених від інших радіонуклідів. Рассмотрена возможность отдельного безопасного хранения радиоактивных отходов, содержащих тритий, с использованием «пассивной» защиты из бетона, глины, силикагеля и дополнительного инженерного барьера в виде защитного контейнера из полимерных материалов. Описаны некоторые свойства контейнера, изготовленного из двух полимеров, для хранения радионуклидов трития, отделенных от других радионуклидов. The paper considers the possibility for separate safe storage of radioactive waste containing tritium using passive protection of concrete, clay, silica gel and additional engineering barrier in the form of container made of polymeric materials. It describes some physical properties of the container made of two polymeric materials for storage of tritium radionuclides separated from other radionuclides. The experts calculated the thickness of the container walls taking into account the ability of tritium diffusion as the main physical-chemical characteristics of tritium. The use of Teflon coating protects the plastic container in case of fire. 2016 Article Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій / І.О. Полякова // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 52-55. — Бібліогр.: 18 назв. — укр. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129807 621.039.74 uk Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| institution |
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| collection |
DSpace DC |
| language |
Ukrainian |
| description |
Розглянуто можливість відокремленого безпечного зберігання радіоактивних відходів, що містять тритій, з використанням «пасивного» захисту з бетону, глини, силікагелю та додаткового інженерного бар’єра у вигляді захисного контейнера з полімерних матеріалів. Описано деякі властивості контейнера, виготовленого з двох полімерних матеріалів, для зберігання радіонуклідів тритію, відокремлених від інших радіонуклідів. |
| format |
Article |
| author |
Полякова, І.О. |
| spellingShingle |
Полякова, І.О. Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій Ядерна та радіаційна безпека |
| author_facet |
Полякова, І.О. |
| author_sort |
Полякова, І.О. |
| title |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| title_short |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| title_full |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| title_fullStr |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| title_full_unstemmed |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| title_sort |
технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій |
| publisher |
Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України |
| publishDate |
2016 |
| url |
http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/129807 |
| citation_txt |
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій / І.О. Полякова // Ядерна та радіаційна безпека. — 2016. — № 2. — С. 52-55. — Бібліогр.: 18 назв. — укр. |
| series |
Ядерна та радіаційна безпека |
| work_keys_str_mv |
AT polâkovaío tehníčnízasobidlâbezpečnogopovodžennâzradíoaktivnimivídhodamiŝomístâtʹtritíj |
| first_indexed |
2025-07-09T12:13:16Z |
| last_indexed |
2025-07-09T12:13:16Z |
| _version_ |
1837171427207282688 |
| fulltext |
52 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016
УДК 621.039.74
І. О. Полякова
Державний науково-технічний центр
з ядерної та радіаційної безпеки, м. Київ, Україна
Технічні засоби
для безпечного поводження
з радіоактивними відходами,
що містять тритій
Розглянуто можливість відокремленого безпечного зберігання
радіоактивних відходів, що містять тритій, з використанням «пасивного»
захисту з бетону, глини, силікагелю та додаткового інженерного бар’єра
у вигляді захисного контейнера з полімерних матеріалів. Описано деякі
властивості контейнера, виготовленого з двох полімерних матеріалів,
для зберігання радіонуклідів тритію, відокремлених від інших
радіонуклідів.
К л ю ч о в і с л о в а: радіоактивні відходи, тритій, пасивний захист,
інженерні бар’єри, технічні засоби поводження з радіоактивними
відходами, полімерний матеріал, двохполімерний контейнер.
И. А. Полякова
Технические средства для безопасного обращения
с радиоактивными отходами, содержащими тритий
Рассмотрена возможность отдельного безопасного хранения
радиоактивных отходов, содержащих тритий, с использованием
«пассивной» защиты из бетона, глины, силикагеля и дополнительного
инженерного барьера в виде защитного контейнера из полимерных
материалов. Описаны некоторые свойства контейнера, изготовленного
из двух полимеров, для хранения радионуклидов трития, отделенных
от других радионуклидов.
К л ю ч е в ы е с л о в а: радиоактивные отходы, тритий, пассивная
защита, инженерные барьеры, технические средства обращения
с радиоактивными отходами, полимерный материал, двухполимерный
контейнер.
© І. О. Полякова, 2016
П
роблема безпечного поводження з РАВ,
що містять тритій (Т), є надзвичайно актуаль-
ною в Україні. Із застосуванням тритію в ба-
гатьох галузях науки і техніки та з викорис-
танням джерел іонізуючого випромінювання
(ДІВ) у практичній діяльності утворюються радіоактивні
відходи (РАВ), що містять його радіонукліди [1]. Радіо-
нуклід тритію становить небезпеку, утворювану ізотопним
обміном між радіонуклідом і воднем (Н), що входить до
складу органічних структур [2], в разі вдихання його газо-
вих форм (НТ, DТ, Т2), потрапляння тритієвих вод (НТО,
DТО, Т2О) через органи травлення, надходження до орга-
нізму людини через шкіру. Безпечний за умови зовнішньо-
го опромінення людини, тритій, надходячи до організму,
спричиняє різні ефекти на всіх рівнях біологічної організа-
ції. Ці ефекти (за поглинених доз близько 1 Гр) полягають
у морфологічних змінах і порушеннях функцій ендокрин-
них та кровотворних органів, судинної системи, печінки
тощо.
Потрапивши до організму людини, тритій з імовір-
ністю 0,71—0,85 укорінюється в структурі ДНК і заміщує
34—68 атомів водню в кожному ядрі клітини, спричиня-
ючи радіаційно індуковані генетичні ефекти, обумовлені
як опроміненням хромосом внаслідок b-розпаду тритію,
так і ефектом його перетворення в 3Не, за якого розри-
вається вуглецевий зв’язок у хромосомі через утворен-
ня гелію [3]. Мутагенна ефективність тритію зростає
в міру збільшення енергії трансмутації й залежить також
від об’єму клітини, кількості та тривалості надходження
тритію в організм, форми зв’язку трансмутації з генетич-
ним матеріалом тощо [4—15].
Фізико-хімічні властивості й характеристики тритію
свідчать про необхідність відокремлення його від інших
радіонуклідів та спеціального зберігання.
Відокремленням радіонуклідів тритію від інших радіо-
нуклідів можна досягти таких результатів:
зменшити вплив шкідливих чинників на персо-
нал, що працює з ДІВ та РАВ (зовнішнє опромінення
від g-випромінюючих радіонуклідів відсутнє в разі відо-
кремленого зберігання та виконання регламентних робіт);
іммобілізувати та убезпечити довгострокове зберігання
відокремлених довгоіснуючих радіонуклідів;
зменшити об’єми рідких радіоактивних відходів (РРВ)
та скоротити час зняття з регулюючого контролю РАВ,
що містять тритій, завдяки відсутності довгоіснуючих
радіонуклідів;
уникнути додаткової небезпеки хімічного руйнування
компонентів захисних оболонок контейнера, спричиненої
взаємодією з пероксидом водню (Н2О2), тобто радіолізом,
що виникає внаслідок радіоактивного розпаду хімічних
елементів у рідких сумішах з утворенням a-, b-, g-частинок,
які вилітають з атомних ядер з певною енергією і утворю-
ють вільні радикали на шляху іонізації; довготривале руй-
нування захисних оболонок контейнера призведе до по-
рушення його цілісності та виникнення радіаційної аварії
з емісією РРВ в оточуюче середовище. Рідкі РАВ, що міс-
тять лише радіонукліди тритію, не є хімічно агресивними,
радіоліз у цьому випадку буде незначним;
мінімізувати викиди тритію, використовуючи спе-
ціальні захисні контейнери. Тритій, що виходить з РАВ
у вигляді пари чи газу, може конденсуватись на частинках
ґрунту та дифундувати в напрямку підземного водоносно-
го горизонту. Коефіцієнт дифузії НТО в ґрунті за різними
оцінками дорівнює 1,03∙10–5 … 3,0∙10–6 см2/с [16].
Метою даної статті є обґрунтування впровадження у міс-
цях тимчасового зберігання РАВ додаткових інженерних
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016 53
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій
бар’єрів як у вигляді двохполімерного захисного контейнера
для тимчасового зберігання такого типу РАВ, так і у вигляді
«пасивного» захисту — шарів бетону, глини, силікагелю.
Контейнери для зберігання РАВ, що містять тритій. Щоб
запобігти надходженню радіонуклідів у довкілля, радіоак-
тивні відходи тимчасово зберігаються в спеціальних кон-
тейнерах (компонент багатоешелонованого захисту [17]).
Простота виготовлення та експлуатації, технологічність,
менша вартість контейнерів можуть бути забезпечені ви-
готовленням їх з полімерних матеріалів, які, в свою чергу,
убезпечать довготривале зберігання РАВ, різних за радіо-
нуклідним складом, типами радіаційного випромінюван-
ня та агрегатним станом.
Поводження з РАВ із вмістом тритію ускладняється
специфікою фізико-хімічних властивостей і характерис-
тик тритію.
Властивості спеціальних контейнерів (радіаційна стій-
кість, механічна стійкість, корозійна стійкість до радіа-
ційних матеріалів та дезактивуючих сумішей, хімічна
стійкість, дифузійні процеси, що відбуваються з ріди-
нами і газами тощо) з полімерно-композитних матеріа-
лів — двох полімерів на основі поліетилену (-СН2-СН2-)n
та фторопласту (-CF2-CF2-)n — відповідатимуть техніч-
ним вимогам і зберігатимуться протягом усього терміну
експлуатації контейнерів.
Габаритні розміри спеціального захисного контейне-
ра у вигляді бочки з двохполімерного матеріалу наведено
на рис. 1.
Конструкція двохполімерного контейнера унеможлив-
лює його виготовлення на загальнопромисловому облад-
нанні без застосування спеціальних технологій.
Товщини полімерно-композитних матеріалів роз рахо ву-
ва лися виходячи з фізичних і хімічних характеристик три-
тію, насамперед радіаційних та дифузійних властивостей.
Залежності лінійних пробігів b-частинок Rb, см,
від енергії Еb, МеВ, у різних речовинах знайдені дослід-
ним шляхом; для теоретичних розрахунків інформації
про тритій недостатньо, оскільки цей елемент має дуже
малу енергію, що виділяється під час розпаду.
Максимальний масовий пробіг b-частинок тритію
в (-СН2-СН2-)n
2
2
Al
Al
CH Al
CH
CH
,
2max max
Z
A
R R
Z
A
β β= ⋅ (1)
де RmaxbAl — масовий пробіг, кг/м2, b-частинок в алюмінії;
ZAl, ААl — заряд ядра та атомна маса алюмінію; ZCH2
,
ACH2
— зведені заряд ядра та атомна однієї структурної
ланки поліетилену, відповідно.
Масовий пробіг b-частинок в алюмінії
RmaxbAl = 5,26Еb = 5,26∙0,0186 = 0,097 кг/м
2.
Значення ZAl, ААl візьмемо з таблиці Менделєєва,
а ZCH2
, ACH2
розрахуємо: ZAl = 13, ААl = 26,98, ZCH2
= 2,6,
ACH2
= 4,6.
Підставивши розрахункові та табличні значення до
формули (1), отримаємо максимальний масовий пробіг
b-частинок тритію в (-СН2-СН2-)n:
CH2max
13
26,980,097 0,083
2,6
4,6
R β = ⋅ = кг/м2.
Щоб визначити мінімальну товщину стінки контейне-
ра, перерахуємо масовий максимальний пробіг b-частинок
тритію в (-СН2-СН2-)n на лінійний пробіг.
Масовий пробіг частинки в речовині прямо пропорцій-
ний добутку густини речовини (в даному випадку — гус-
тини поліетилену ρ = 910 кг/м3) на лінійний пробіг. Отже,
лінійний пробіг дорівнює 0,083:910 = 9,12∙10–5 м=0,091 мм.
Товщина захисної стінки контейнера з (-СН2-СН2-)n,
тобто 0,091 мм, цілком достатня для повної зупинки
β-частинок тритію.
Рис. 1. Двохполімерний захисний контейнер для зберігання РАВ, що містять тритій:
1 — поліетиленова захисна бочка з фторопластовим покриттям;
2 — кришка з різзю та механізмом для загвинчування по осі контейнера;
3 — підйомно-фіксуючий ремінь із захватами для строп і храповим механізмом
54 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016
І. О. Полякова
Однак найважливішою в розрахунку товщини стінки
контейнера характеристикою безпечного зберігання три-
тію є дифузійна проникність.
З урахуванням необхідності забезпечити механічну стій-
кість та убезпечити зберігання РАВ у контейнері, а також
взявши до уваги технічні можливості виготовлення його
на загальнопромисловому обладнанні, товщину стінки
контейнера експериментально визначено за різних товщин
поліетиленових плівок і пластин за допомогою серії лабо-
раторних досліджень на базі Державної установи «Інститут
геохімії оточуючого середовища» НАН України: товщина
стінки контейнера має дорівнювати 0,5 см, а товщина по-
криття з фторопласту — 0,1 см, що повністю забезпечить ви-
конання вимог, які висуваються до спеціальних контейнерів.
Приклад системи безпечного зберігання РАВ, що містять
тритій. Особливу увагу потрібно звернути на інженерно-
технічні характеристики місць зберігання рідких та твер-
дих РАВ із вмістом тритію. За результатами дослідження
причинно-наслідкового зв’язку виникнення та поширення
радіаційних аварій на сховищах РАВ Державної корпорації
«Українське державне об’єднання “Радон”» з емісією три-
тію в навколишнє середовище [1, 18], виявилася потреба
в розробці «пасивної» системи захисту на шляху розповсю-
дження радіоактивних матеріалів та додаткових інженерних
бар’єрів. Таку систему розроблено автором статті в рамках
дисертаційного дослідження на базі Державної установи
«Інститут геохімії оточуючого середовища» НАН України.
План-схему розташування всередині будівлі (ангара)
контейнерів з РАВ, що містять тритій, наведено на рис. 2.
Відповідно до схеми будівлі, зазначеної в технічному
паспорті місць зберігання РАВ із вмістом тритію, всередині
приміщення (ангара) розташовано у вигляді матриці захис-
ні контейнери (бочки) з твердими (ТРВ) та рідкими (РРВ)
радіоактивними відходами, що містять тритій. Кришки та
самі бочки марковані, завдяки чому будь-який захисний
контейнер безперешкодно може бути вилучений та дослі-
джений окремо. Згідно з маркуванням кожний захисний
контейнер внесено до бази даних РАВ, де зазначено нуклід,
активність тритію, дату постановки на облік, тип відходів
(рідкі або тверді), дату зняття з регулюючого контролю тощо.
За регламентом радіаційного контролю, опера-
тор-дозиметрист візуально оглядає захисні контейнери
з РАВ та в разі потреби вносить змінення в базу даних.
Інформацію про виявлення радіаційної аварії у вигля-
ді пошкоджень оболонки бочки, неузгодженого поза-
планового відкривання кришки, зникнення бочки тощо
оператор-дозиметрист передає начальнику служби радіа-
ційного захисту та до адміністрації підприємства.
Форма захисного контейнера (бочка) для рідких РАВ
та твердих РАВ, що містять тритій, відповідає всім ви-
могам безпеки.
Як додаткові інженерні бар’єри на шляху можливого
поширення РАВ із вмістом тритію (в разі виникнення ра-
діаційних аварій) запропоновано використовувати бетон,
глину, силікагель. Використання конструкційних мате-
ріалів приповерхневих сховищ з бетону як єдиного інже-
нерного бар’єра є неприпустимим через його фільтраційні
властивості відносно води, яка конденсується в процесі
нормальної експлуатації сховища. Застосування спеціаль-
них захисних контейнерів з полімерних матеріалів уне-
можливить потрапляння радіонуклідів тритію з конден-
сованою водою або у вигляді газу в довкілля.
Приклад системи безпечного зберігання радіоактивних
відходів у твердій та рідкій формах наведено на рис. 3. Дно
залізобетонної матриці, де зберігається захисний контей-
нер, торкретовано шаром глини та засипано силікагелем
(SiO2), що служить «пасивним» захистом на випадок ви-
никнення радіаційної аварії з витоком РАВ із вмістом
тритію. На боковій поверхні для визначення концентра-
ції тритію в повітрі розташовано індикатор з CaCl2 (може
бути використано CuSO4), який змінює свої характеристи-
ки, взаємодіючи з НТО.
Висновки
Захисний контейнер з двох полімерних матеріалів
поєднує в собі такі властивості, як хімічна стійкість,
підвищена стійкість до радіоактивного випромінювання,
триботехнічні, антиадгезійні, електроізоляційні харак-
теристики тощо, що дуже важливо для виробів, які ек-
сплуатуються в екстремальних умовах підвищених тем-
ператур, агресивних середовищах, за підвищених рівнів
радіаційного випромінювання та призначені для безпеч-
ного довготривалого зберігання радіоактивних матеріалів.
Застосування полімерних матеріалів для виготовлення
контейнерів забезпечить простоту виготовлення та експлуа-
тації останніх, значно здешевить вартість контейнера.
Відокремлене зберігання РАВ з вмістом тритію зменшує
вплив шкідливих чинників на персонал підприємств
(категорія А опромінюваних осіб), де напрацьовують-
ся РАВ, та в процесі поводження з РАВ (зовнішнє опро-
мінення від g-випромінюючих радіонуклідів відсутнє).
Радіоліз від b-випромінювання тритію незначний, а отже,
стінки контейнера не руйнуватимуться. Викиди тритію
із спеціальних захисних контейнерів мінімізуються.
Рис. 2. План-схема розташування захисних
контейнерів з РАВ, що містять тритій
Рис. 3. Приклад системи «пасивного» захисту
зберігання РАВ, що містять тритій
ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 2(70).2016 55
Технічні засоби для безпечного поводження з радіоактивними відходами, що містять тритій
Запропонована система «пасивного» захисту для без-
печного зберігання РАВ, що містять тритій, на шляху
розповсюдження радіоактивних матеріалів і додаткових
інженерних бар’єрів дасть змогу запобігти надходженню
радіонуклідів у довкілля.
Список використаної літератури
1. Тритій у біосфері / Долін В. В., Пушкарьов О. В., Шрамен-
ко І. Ф., Бобков В. М., Іщук О. О., Орлов О. О., Дікарєв О. О.,
Ковалюх М. М., Скрипкін В. В., Главацька О. В., Приймачен-
ко В. М., Долін В. В. (мол.), Стеценко Д. О., Тютюнник С. В., Ко-
ротких Д. І., Шевченко О. Л., Яковлєв Є. О. — К. : Наук. думка,
2012. — 224 с.
2. Окись трития / Ю. М. Штуккенберг, Т. И. Горячева,
А. Г. Истомина; под ред. Ю. И. Москалева. — М. : Атомиздат,
1986. — 396 с.
3. Tislajar-Lentulisen G. Enhancement ratio for single and double
strand breaks induced by tritium incorporated in DNA of cultured
human TL cells. Inpact on the transmutation effect / Tislajar-
Lentulisen G., Hennenberg P., Feinendegen L. E. // Radiat. Res. —
1983. — № 94. — P. 257–267.
4. Baverstock K. F. Risk of radiation at low dose rates /
Baverstock K. F., Papworth D., Vennart J. // Lancet. — 1981. —
№ 1(8217). — P. 430–433.
5. Bender M. A. Significance of Chromosome Abnormalities /
Bender M. A. // Radiat. Carciogenesis Epidemiology and Biological
Significance. — New York : Raven Press, 1984. — P. 281–289.
6. Brackenbush L.W. Microdosimetric Basis for Exposure Limits /
Brackenbush L. W., Brady L. A. // Health Physics. — 1988. — № 55. —
Р. 251–255.
7. Cahill D. F. Tritium Irradiation of Mammalian Fetus / Cahill D. F.,
Yuile C. L. // Radiation Research. — 1970. — № 44. — Р. 727.
8. Goodhead D. T. Current Status of Ultrasoft X-ray and Track
Structure Analysis as Tools for Testing and Developing Biophysical
Models of Radiation Action / Goodhead D. T., Nikjoo H. // Radiat.
Prot. Dos. — 1990. — № 1/4. — Р. 343–352.
9. Hori T. A. Unusual Dose-Response of Chromosome Aberrations
Induced in Human Lymphocytes by Very Low Dose Exposures
to Tritium / Hori T. A., Nakai S. // Mutation Research. — 1978. —
V. 50. — P. 101–110.
10. Ito T. Mutagenesis in Yeast Cells by Storage in Tritiated Water /
Ito T., Kobayashi K. // Radiation Research. — 1978. — V. 76. —
P. 139–144.
11. Komatsu K. Radiation Dose to Mouse Liver Cells from
Ingestion of Tritiated Food or Water / Komatsu K., Okumura Y. //
Health Physics. — 1990. — V. 58. — P. 625–629.
12. Laskey J. W. Some Effects of Lifetime Parental Exposure
to Low Levels of Tritium on the F2 Generation / Laskey J. W. //
Radiation Research. — 1973. — V. 56. — P. 171–179.
13. Lytovchenko A. S. Assessment of the potential ability of
phyllosilicates to accumulate and retain tritium in structural OH-groups /
Lytovchenko A. S., Pushkarev A. V., Samodurov V. P. // Минерал.
журн. — 2005. — № 2. — P. 59–65.
14. Torok P. Effects of a Single Injection of Tritiated Water During
Organogeny on the Prenatal and Postnatal Development of Mice /
Torok P. // International Atomic Energy Agency symposium. Biological
Implications of Radionuclides Released from Nuclear Industries. —
Vienna, 1979. — V. 1. — 241 р.
15. Upton А. Prevention of Work-Related Injuries and Disease:
Lessons from Experience with Ionizing Radiation / Upton А. // Amer.
Jour. Indust. Med. — 1987. — Р. 300–301.
16. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Три-
тий. — М. : Энергоатомиздат, 1985. — 247 с.
17. Полякова І. О. Оцінка захисних властивостей контейнера для
зберігання відпрацьованих джерел іонізуючого випромінювання /
Полякова І. О. // Зб. наук. праць Інституту геохімії навколишнього
середовища. — 2013. — Вип. 22. — 179–187 p.
18. Кретинин А. А. Корректировка проекта минимизации влия-
ния радиационной аварии на хранилищах радиоактивных отходов
№ 5, 6, 7 ПЗРО Киевского ГМСК на окружающую среду. — Т. 15 :
Оценка воздействия на окружающую среду / Кретинин А. А., Жи-
вотенко А. Н., Нечипоренко Л. Г. — Желтые Воды : НТЦ КОРО,
2005. — 93 с.
References
1. Dolin, V.V., Pushkariov, O.V., Shramenko, I.F., Bobkov, V.M.,
Ischuk, O.O., Orlov, O.O., Dikarev, O.O., Kovalyh, M.M., Skripkin, V.V.,
Glavatska, O.V., Prijmachenko, V.M., Dolin, V.V. (jr), Stetsenko, D.O.,
Tjutjunnyk, S.V., Korotkyh, D.I., Shevchenko, O.l., Yakovlev, E.O. (2012),
“Tritium in the biosphere” [Trytii v biosferi], Kyiv, 224 p. (Ukr)
2. Shtukkenberg, Yu.M., Gorjacheva, T.I., Istomina, A.G.,Moskaliov,
Yu.I. (1986), “Tritium Oxide” [Okis tritiia], Moscow, 396 p. (Rus)
3. Tislajar-Lentulisen, G., Hennenberg, P., Feinendegen, L.E. (1983),
“Enhancement Ratio for Single and Double Strand Breaks Induced by
Tritium Incorporated in DNA of Cultured Human TL Cells. Impact
on the Transmutation Effect”, Radiat. Res., No. 94, pp. 257–267.
4. Baverstock, K.F., Papworth, D., Vennart, J. (1981), “Risk
of Radiation at Low Dose Rates”, Lancet, No. 1(8217), pp. 430–433.
5. Bender, M.A. (1984), “Significance of Chromosome
Abnormalities”, Radiat. Carciogenesis Epidemiology and Biological
Significance, New York, Raven Press, pp. 281–289.
6. Brackenbush, L.W., Brady, L.A. (1988), “Microdosimetric Basis
for Exposure Limits”, Health Physics, No. 55, pp. 251–255.
7. Cahill, D.F., Yuile, C.L. (1970), “Tritium Irradiation
of Mammalian Fetus”, Radiation Research, No. 44, Р. 727.
8. Goodhead, D.T., Nikjoo, H. (1990), Current Status of Ultrasoft
X-ray and Track Structure Analysis as Tools for Testing and Developing
Biophysical Models of Radiation Action, Radiat. Prot. Dos., No. 1/4,
pp. 343–352.
9. Hori, T.A., Nakai, S. (1978), “Unusual Dose-Response
of Chromosome Aberrations Induced in Human Lymphocytes by Very
Low Dose Exposures to Tritium”, Mutation Research, V. 50, pp. 101—110.
10. Ito, T., Kobayashi, K. (1978), “Mutagenesis in Yeast Cells by
Storage in Tritiated Water”, Radiation Research, V. 76, pp. 139–144.
11. Komatsu, K., Okumura, Y. (1990), “Radiation Dose to Mouse
Liver Cells from Ingestion of Tritiated Food or Water”, Health Physics,
V. 58, pp. 625–629.
12. Laskey, J.W. (1973), “Some Effects of Lifetime Parental
Exposure to Low Levels of Tritium on the F2 Generation”, Radiation
Research, V. 56, pp. 171–179.
13. Lytovchenko, A.S., Pushkarev, A.V., Samodurov, V.P. (2005),
“Assessment of the Potential Ability of Phyllosilicates to Accumulate
and Retain Tritium in Structural OH-Groups, Mineral Journal, 26,
No. 2, pp. 59–65.
14. Torok, P. (1979), “Effects of a Single Injection of Tritiated
Water During Organogeny on the Prenatal and Postnatal Development
of Mice”, International Atomic Energy Agency Symposium, Biological
Implications of Radionuclides Released from Nuclear Industries,
Vienna, V. 1, P. 241.
15. Upton, А. (1987), “Prevention of Work-Related Injuries and
Disease: Lessons from Experience with Ionizing Radiation”, Amer.
Jour. Indust. Med., pp. 300–301.
16. Belovodskii, L.F., Gaevoi, V.K., Grishmanovsky, V.I. (1985),
“Tritium” [Tritii], Мoscow, 247 p.
17. Poliakova, I.O. (2013), “Evaluation of Protective Properties
of Container for the Storage of Spent Radiation Sources” [Otsinka
zakhysnykh vlastivostei konteinera dlia zberihannia vidpratsiovanukh
dzherel ionizuiuchoho vyprominiuvannia], Scientific Papers of the Institute
of Environmental Geochemistry, Edition 22, pp. 179–187. (Ukr)
18. Kretinin, A.A., Zhivotenko, A.N., Necheporenko, L.G. (2005),
“Revision of the Project on Minimizing Impact of Radiation Accident
at Radioactive Waste Storage Facilities No. 5, 6, 7 of Kyiv SISE
on the Environment. Volume 15. Environmental Impact Assessment”
[Korrektirovka proekta minimizatsii vliianiia radiatsionnoi avarii na
khranilishchakh radioaktivnykh otkhodov No. 5, 6, 7 PZRO Kievskogo
GMSK na okruzhaiushchiuiu sredu. T. 15. Otsenka vozdeistviia na
okruzhaiushchiuiu sredu], Zhovti Vody, 93 p. (Rus)
Отримано 17.03.2016.
|