«Д. Ким, Л. А. Геращенко Радиационная экология Учебное пособие Братск Издательство Братского государственного университета 2010 УДК 630.81 Ким Д., Геращенко Л. А. Радиационная экология : учеб. пособие. – Братск : ГОУ ВПО ...»

Радиационная авария – потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей дозами выше установленных норм или к радиоактивному загрязнению окружающей среды.

[ОСПОРБ-99/09].

Радиационная безопасность населения – состояние защищённости настоящего и будущих поколений людей от вредного для их здоровья воздействия ионизирующего излучения [ОСПОРБРадиоактивное загрязнение – превышение естественного уровня содержания в окружающей среде радиоактивных веществ.

Оно может быть вызвано испытаниями ядерного оружия, ядерными взрывами и утечками радиоактивных компонентов в результате аварий на предприятиях ЯТЦ, на предприятиях по захоронению радиоактивных отходов, веществ и других материалов, при их транспортировке, а также при транспортировке ядерного топлива, при добыче радиоактивных руд и т. д.

Радиоактивное излучение – это ионизирующее излучение, испускаемое при распаде радиоактивных атомных ядер (радионуклидов).

Радиоактивные вещества (РВ) – не относящиеся к ядерным материалам вещества, испускающие ионизирующее излучение.

Радиоактивные отходы (РАО) – не подлежащие дальнейшему использованию ядерные материалы и радиоактивные вещества в любом агрегатном состоянии, отходы производства, материалы, изделия, оборудование, объекты биологического происхождения, газообразная среда, грунт, а также породы, руды и отходы обогащения и выщелачивания руд, в которых содержание радио нуклидов превышает уровень, установленный нормативными правовыми актами. В зависимости от агрегатного состояния такие отходы делятся на газообразные, жидкие, твёрдые, в зависимости от уровня радиоактивности – на низкоактивные, среднеактивные и высокоактивные [Ярошинская, 1996].

Риск радиационный – вероятность возникновения у человека или его потомства какого-либо вредного эффекта в результате облучения [ОСПОРБ-99/09].

Радон (Rn) – инертный радиоактивный газ, был открыт как продукт распада радия. Является источником альфа-излучения. Создаёт мощное внутреннее облучение организма. Предельно допустимая концентрация (объёмная активность) радона в воздухе помещений – 200 Бк/м3, предельно допустимая доза (годовая индивидуальная эффективная доза) – 12,2 мЗв.

Санитарно-гигиенические нормы – показатели санитарногигиенических условий и качества окружающей среды человека, соблюдение которых обеспечивает ему условия существования, благоприятные для жизни и безопасные для здоровья.

Самоочищение – естественное разрушение загрязнителя в среде в результате природных физических, химических и биологических процессов.

Санитарно-экологическая оценка (эколого-гигиеническая оценка) территории (населенных пунктов) – изучение механизмов связи (причинно-следственной связи) изменений состояния здоровья населения (социальной группы) определенной территории и качества среды его обитания (окружающей среды) с использованием гигиенических, эпидемиологических, клинических, токсикологических, химико-аналитических и других методов исследования.

Синэкология – раздел экологии, изучающий сообщества организмов (биоценозы, экосистемы).

Скрининг – это: биологическая или химическая экспрессоценка и контроль потенциально вредных промышленных выбросов и отходов; отбор и анализ комплексных проб отходов и выбросов промышленных предприятий для целей мониторинга, а также медико-биологическая оценка состояния здоровья населения, проживающего на потенциально опасной территории, и обследования больших групп людей с целью выявления лиц с определенным заболеванием.

Смог – 1) сочетание пылевых частиц и капель тумана; 2) термин, широко используемый для обозначения видимого загрязнения воздуха любого характера.

Социально-гигиенический мониторинг – система организационных, социальных, медицинских, санитарно-эпидемиологических, научно-технических, методологических и иных мероприятий по организации наблюдения за состоянием санитарноэпидемиологического благополучия населения, по его оценке и прогнозированию изменений, по установлению, предупреждению, устранению или уменьшению факторов вредного влияния среды обитания на здоровье человека.

Сорбция – поглощение твердым телом или жидкостью какого-либо вещества из окружающей среды.

Среда обитания – совокупность факторов окружающей среды, с которыми индивидуум непосредственно контактирует в процессе своей жизнедеятельности.

Стабильность экологическая – способность экосистемы противостоять внутренним абиотическим факторам среды и антропогенным воздействиям.

Стохастический (случайный) эффект – определенные изменения среди групп, облучаемых обязательно возникнут, но у кого именно, заранее не известно.

СНИП- санитарные нормы и правила при работе с радиоактивными изотопами.

Стерилизация-лишение животных и человека способности к воспроизводству потомства.

ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент) – кассета с ядерным горючим.

ТВС (тепловыделяющая сборка) – это пакет герметичных циркониевых трубок, в которых находятся оксид урана в гранулах.

Техногенные факторы – элементы техногенных форм воздействия человека на природные компоненты, обусловливающие возникновение и развитие явлений техногенеза.

Техногенные экосистемы – значительно измененные или возникшие под влиянием техногенных факторов природные, а также культурные экосистемы.

Техносфера – это: 1) часть биосферы, коренным образом преобразованная человеком в технические и техногенные объекты (здания, дороги, механизмы и т. п.); 2) часть биосферы (по некоторым представлениям, со временем вся биосфера), преобразованная людьми с помощью прямого или косвенного воздействия технических средств в целях наилучшего соответствия социально-экономическим потребностям; 3) практически замкнутая региональноглобальная будущая технологическая система утилизации и реутилизации вовлекаемых в хозяйственный оборот природных ресурсов, рассчитанная на изоляцию хозяйственно-производственных циклов от природного обмена веществ и потока энергии.

Трансурановые элементы (актиноиды) – радиоактивные химические элементы, расположенные в Периодической системе вслед за ураном, имеют атомные номера больше 92. В природе практически отсутствуют и получаются искусственно в результате нейтронной активации урана и различных ядерных превращений.

Трансмутация – преобразование долгоживущих радионуклидов в короткоживущие или стабильные нуклиды путем облучения нейтронами в ядерных установках.

Тротиловый (ТЭ) или тринитротолуоловый (ТНТ) эквивалент – принятая мера для измерения мощности ядерных взрывов.

При взрыве мощностью 1 т ТЭ выделяется 1,2 млрд калорий энергии. (При полном делении 1 кг урана-235 выделяется такое же количество энергии, как при взрыве 20 кт тротила. Это принято считать номинальной атомной бомбой.) Тропизм – поворот, направление – ростовое движение органов растений, вызываемое направленным действием какого-либо раздражителя: кислорода (аэротропизм); воды (гидротропизм) и т. д.

Трофический (например, т. нерв) – регулирующий обмен веществ тканей.

Управление риском – это: 1) процесс принятия решений, использующий результаты оценки риска для обоснования регулирующих действий в отношении загрязнения окружающей среды с позиций технического, научного, социального, экономического и политического характера; 2) процесс принятия решений с рассмотрением информации (политической, социальной, экономической, технической, а также по оценке риска), для того чтобы разработать, проанализировать и сравнить управленческие подходы и выбрать оптимальные решения; 3) объединение трех основных процедур:

сравнительной характеристики риска, контроля воздействия и мониторинга риска.

Урбанизация территории – процесс преобразования естественных ландшафтов в искусственной (антропогенной), развивающейся под влиянием городской застройки, среде.

Условия жизни человека – количественное соотношение потребностей человека с социальными, антропогенными и природными факторами, возможность их удовлетворения.

Устойчивость экологических природных систем – способность популяции, сообщества или экосистемы сохранять свою структуру и функциональные особенности при воздействии внешних факторов.

Ущерб от загрязнения среды – фактические и возможные убытки народного хозяйства, связанные с загрязнением среды, а также потери, обусловленные ухудшением здоровья населения, сокращением длительности трудового периода и жизни людей.

Уран – радиоактивный химический элемент III группы Периодической таблицы Менделеева, атомный номер 92, атомная масса 238,029; относится к актиноидам. Природный уран состоит из смеси трёх изотопов: неделящийся уран-238 (99,274 %), делящийся уран-235 (0,72 %) и уран-234 (0,006 %); является сырьём для изготовления ядерных зарядов и топлива для атомных станций на основе урана-235; для этих же целей может быть использован уран-233, получаемый при облучении тория нейтронами; уран-238 применяется для получения другого делящегося элемента – плутония-239.

Фактор антропогенный – элементы разных форм хозяйственной деятельности человека, оказывающие воздействие на природные компоненты (рельеф, атмосферу, живое вещество и т.

д.), участвующие в формировании антропогенных ландшафтов.

Фактор риска провоцирует или увеличивает риск развития определенного заболевания; некоторые факторы могут являться наследственными или приобретенными, но в любом случае их влияние проявляется при определенных условиях.

Фактор среды – любой фактор, рассматриваемый с учетом какого-то объекта или явления, принимаемого за центральный в наблюдаемой совокупности.

Фауна – совокупность всех видов животных.

Флюенс – число частиц излучения, переносимое через единичную поверхность за некоторый промежуток времени.

Фотоэффект – вырывание фотоэлектронов из вещества под воздействием электромагнитного излучения.

Функция риска – зависимость между риском ущерба объекту воздействия и концентрацией воздействующих на него загрязнителей атмосферного воздуха.

Характеристика риска – заключительный этап оценки риска, объединяющий три предшествующие фазы процедуры оценки риска (идентификация опасности, оценка воздействия и установление зависимости доза – ответ) для определения характера и вероятности неблагоприятных эффектов, и выработки в конечном итоге количественного заключения о доле людей или особей, пострадавших в популяции, подверженной воздействию; описание природы и величины риска для человека.

Хвостохранилище – замкнутый или полузамкнутый (полузамкнутость возникает при создании земляной или подобной ей плотине, через которую частично инфильтруется жидкость) бассейн для хранения жидких хвостов.

Хвосты – отходы (обычно подразумеваются жидкие или газообразные), возникающие при обогащении полезных ископаемых или других технологических процессов; «Лисьи хвосты» – выбросы, содержащие хлор.

Частицы горячие – мельчайшие частицы пыли с высокой искусственной радиоактивностью. Величина и форма сильно варьируются (размеры могут изменяться от 2 до 20 мкм). Радиоактивность может достигать 3,7·1011 Бк (10 Ки) на 1 частицу.

Образуются при ядерных взрывах и авариях на атомных энергетических установках. Особую опасность представляют при попадании в организм человека и животных.

Экологическая безопасность – состояние защищенности жизненно важных экологических интересов человека, прежде всего прав на чистую, здоровую, благоприятную для жизни окружающую природную среду (ст. п. 1 СТ. Закона РФ от 25 марта 1982 г.

«О безопасности»).

Экологическая культура – использование окружающей природной среды на основе познания естественных законов развития природы, с учетом ближайших и отдельных последствий изменения природной среды под влиянием человеческой деятельности.

Экологическая среда человека – см. Окружающая среда.

Экологические права человека – право на чистую, здоровую, благоприятную для жизни окружающую природную среду, на использование природной среды для удовлетворения своих экономических, эстетических духовных потребностей (ст. 11 Закона РФ от 25 марта 1982 г. «О безопасности»).

Экологические фонды – внебюджетные фонды, создаваемые за счет обязательных отчислений с предприятий, других источников для решения природоохранных задач, восстановления потерь в природной среде, оздоровления окружающей природной среды.

Создаются при исполнительных органах власти города, района, области, края, республики, федерации.

Экологическое право – совокупность правовых норм, регулирующих общественные отношения в сфере взаимодействия общества и природы.

Экологическое преступление – общественно опасное, виновное деяние, посягающее на установленный в Российской Федерации экологическое правопорядок, экологическую безопасность общества, причиняющее вред окружающей природной среде и здоровью человека.

Экологическое нарушение – отклонение от обычного состояния экосистемы любого иерархического уровня организации, а также любое временное или постоянное отклонение условий жизни от благоприятных для человека.

Экологическое нормирование – нормирование любого антропогенного воздействия на экосистему в пределах экологической емкости, не приводящего к нарушению механизмов саморегуляции;

основной критерий при определении экологической нагрузки – ненарушение биологического (продукционно-деструкционного) баланса, стабильности и разнообразия экосистемы.

Экология – это: 1) интегрированная фундаментальная наука о составе, структуре, свойствах, функциональных особенностях и эволюции систем надорганизменного уровня, популяционных экосистем и биосферы; изучает основные фундаментальные закономерности: поток энергии, циркуляцию химических элементов; 2) «это познание экономики природы, одновременное исследование взаимоотношений всего живого с органическими и неорганическими компонентами среды, включая непременно неантагонистические и антагонистические взаимоотношения контактирующих животных и растений. Одним словом, экология – наука, изучающая все сложности взаимосвязи и взаимоотношения в природе, рассматриваемые Дарвиным как условия борьбы за существование»

(Э. Геккель).

Экосистема – это: 1) природный комплекс животных, растений и элементов среды их обитания (вода, воздух, почва), связанных между собой обменом веществ и энергией. Экосистемы могут быть различных типов (лесной массив, озера и т. д.); 2) элементарная функциональная единица биосферы; система, включающая все организмы (биоценоз) на данном участке (биотопе) и взаимодействующая с физической средой таким образом, что поток энергии создает определенную трофическую структуру, видовое разнообразие и круговорот веществ внутри системы; термин введен А. Тенсли (1935).

Эквивалентная доза (Н) – основная дозиметрическая величина, введённая для оценки ущерба здоровью человека от воздействия ионизирующего излучения. Учитывает биологическое действие различных видов излучения через введение так называемого коэффициента качества излучения (K). В свою очередь, с учётом разной степени чувствительности органов и тканей для отражения суммарного эффекта облучения существует показатель «эффективная эквивалентная доза».

3иверт (3в) – единица эквивалентной дозы. Один 3иверт соответствует поглощенной дозе в 1 Гр для рентгеновского, гаммаи бета-излучений.

Бэр – внесистемная единица эквивалентной дозы, является биологическим эквивалентом рада или рентгена. 1 бэр = 0,01 3в;

1 бэр = 1 рад = 1 Р = 0,01 Гр.

3иверт в секунду (3в/с) – мощность эквивалентной дозы.

1 Зв/с = 100 бэр/с.

Экспозиционная доза (Х) – доза излучения, определяемая по ионизации воздуха. Характеризует ионизирующую способность рентгеновских и гамма-излучений в воздухе.

Кулон на килограмм (Кл/кг) – единица измерения экспозиционной дозы, внесистемная единица измерения – Рентген (Р).

1 Кл/кг = 3,88103 Р.

Экспозиционная доза в 1 мкР/ч соответствует дозе внешнего облучения 0,005 мЗв/год. Норма мощности экспозиционной дозы -излучения (МЭД) = 60мкР/ч.

Электрон-вольт (эВ) – работа, совершаемая силами электрического поля над зарядом, равным заряду электрона при прохождении им разности потенциалов в 1 В, т. е. 1 эВ = 1,610–19 Кл 1 В = = 1,610–19 Дж = 1,610–12 эрг.

Эффекты излучения детерминированные – клинически выявляемые вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением. В отношении этих эффектов предполагается существование порога, ниже которого эффект отсутствует. Если порог выше, то тяжесть эффекта находится в прямой зависимости от дозы [ОСПОРБ-99].

Детерминированные эффекты (лучевые поражения тканей и функций организма) имеют пороговый характер и могут клинически проявляться при уровнях однократного облучения opгaнов 0,15 Гр либо хронического многолетнего облучения, когда мощность дозы составляет более 0,1 Зв/год (100 м3в/год), или в ранее применяемых единицах измерения – 10 бэр/ год, что ориентировочно будет соответствовать на местности экспозиционной дозе 1142 мкР/ч [Рихванов, 1997].

Эффекты излучения стохастические – вредные биологические эффекты, вызванные ионизирующим излучением, не имеющие дозового порога возникновения. Вероятность их возникновения пропорциональна дозе и тяжесть проявления не зависит от дозы [ОСПОРБ-99/09].

ЯТЦ (ядерный топливный цикл) – полный цикл операций от добычи урановой руды до захоронения радиоактивных отходов.

В мире существуют два вида ЯТЦ: закрытый и открытый. В соответствии с ними есть два подхода к обращению с ОЯТ. При закрытом цикле ОЯТ поступает на радиохимические заводы (самые «грязные» заводы ЯТЦ) на переработку с извлечением урана, плyтoния и других компонентов, с возвращением их в ядерный цикл и с последующим вечным хранением радиоактивных отходов после соответствующей переработки и отверждения. (Из-за большого объёма образовавшихся отходов сложилась порочная практика сбрасывания РАО в Мировой океан, внутренние водоёмы и закачки под землю.) При открытом цикле осуществляется прямое удаление и длительное контролируемое хранение ОЯТ без переработки в специальных дорогостоящих могильниках.

Ядерное топливо – вещество, которое используется в ядерных реакторах для: осуществления ядерной цепной реакции деления. Существует только одно природное топливо – урановое, которое содержит делящиеся ядра U-235, обеспечивающие поддержание цепной реакции (ядерное горючее), и т. н. «сырьевые» ядра U-238, способные превращаться, захватывая нейтроны, в новые делящиеся ядра Ри-239, не существующие в природе (вторичное горючее).

Ядерные материалы – материалы, содержащие или способные воспроизвести делящиеся (расщепляющиеся) ядерные вещества. К ним относятся плутоний, уран, торий и др. Согласно ст. Федерального закона «Об использовании атомной энергии» от октября 1995 г., ядерные материалы подлежат государственному учёту и контролю на федеральном и ведомственном уровнях в системе государственного учёта и контроля ядерных материалов.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Василенко О. И., Ишиханов Б. С. и др. Радиация : учеб. пособие. – М. : Изд-во МГУ, 1996. – 42 с.

2. Герасимов А. С., Киселев Г. В. Успехи физических наук. – Т. 173. – № 7739 (2003).

3. Риволь Ж. Успехи физических наук. – Т. 173. – № 7747 (2003).

4. Ишиханов Б. С., Капитонов И. М., Юдин П. Н. Частицы и атомные ядра : учебник. – М. : Изд-во ЛКИ, 2007. – 584 с.

5. Куклев Ю. И. Физическая экология. – М. : Высшая школа, 2001. – 357 с.

6. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. – М. : Атомиздат, 1959. – 280 с.

7. Марадудин И. И., Панфилов А. В., Шубин В. А. Основы прикладной радиоэкологии леса : учеб. пособие. – М. : ВНИИЛМ, 2001. – 224 с.

8. Максимов М. Т., Оджагов Г. О. Радиоактивные загрязнения и их измерение : учеб. пособие. – М. : Энергоатомиздат, 1989. – 304 с.

9. Наумов А. И. Физика атомного ядра и элементарных частиц :

учеб. пособие. – М. : Просвещение, 1984. – 384 с.

10. Нормы радиационной безопасности НРБ-99/2009. Санитарные правила и нормативы СанПин 2.6.1.2523–09.

11. Общество и радиация. – Иркутск : Байкальская экологическая волна, 2002. – 100 с.

12. Пивоваров Ю. П., Михалев В. П. Радиационная экология : учеб.

пособие. – М. : Издательский центр «Академия», 2004. – 240 с.

13. Савельев И. В. Курс общей физики : учеб. пособие. – М. : Наука.

Физматлит, 1998. – 368 с.

14. Старков В. Д., Мигунов В. И. Радиационная экология. – Тюмень : ФГУИПП «Тюмень», 2003. – 304 с.

15. СП 2.6.6.1168-02 «Санитарные правила обращения с радиоактивными отходами (СПОРО-2002)».

16. Тихонов М. Н. Радиационная география в системе научных знаний. БЖД, № 1. – 2010. – Прил. 1–24.

17. Широков Ю. М., Юдин Н. П. Ядерная физика : учеб. пособие. – М. : «Наука», 1980. – 728 с.

18. Черняев А. П. Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом : учеб. пособие. – М. : Физматлит, 2004. – 152 с.

ДОЗИМЕТРИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ПРОБ

Пример. На радиометрический анализ поступила проба мяса.

Приготавливают два препарата: № 1 – из внутренней части пробы;

№ 2 – из поверхностного слоя. Препараты измеряют на установке ДП-100-М с торцовым счетчиком МСТ-17.

При измерении препарата № 1 в течение 1 мин было набрано 530 импульсов при фоне 20 имп./мин. Затем рассчитываем N по формуле По таблице определяем для мяса значение K1 = 60, затем активность объема Aоб рассчитываем по формуле При измерении препарата № 2 оказалось, что скорость счета Значение активности поверхностного слоя мяса толщиной 10 мм рассчитываем по формуле Следовательно, качественный анализ показал, что мясо заражено по всему объему с удельной -активностью, равной 30 600 расп./мин, и, кроме того, заражено на поверхности так, что внешний слой куска толщиной 10 мм имеет удельную -активность 109 580 расп./мин.

Единицей концентрации радиоактивных веществ в жидкостях и газах является кюри на литр или на килограмм:

Результаты определения активности препаратов часто требуется выразить в единицах кюри. Для этого пользуются следующей формулой:

где А – активность препарата, Ки; Nnр – число импульсов от препарата в минуту, имп./мин; Kэф – коэффициент эффективности, %;

2,21012 – коэффициент пересчета активности, Ки.

При расчете удельную активность газов и жидкостей выражают в кюри на литр, удельную активность твердых тел – в кюри на килограмм.

По окончании работы в лаборатории убирают рабочие места и дезактивируют приборы, посуду и инструменты до предельно допустимых значений.

Все работы по дезактивации имущества производят в резиновых перчатках.

Использованные в процессе работы деревянные шпатели, бумажную тару, подстилочную бумагу, полиэтиленовые мешки, сильно зараженные и не поддающиеся дезактивации алюминиевые ванночки, а также дезактивирующие растворы и промывные воды собирают вместе как радиоактивные отходы и по окончании работы захоранивают.

По завершении дезактивации необходимо вымыть перчатки и, не снимая их, тщательно вытрясти вне помещения халат, после чего вновь вымыть перчатки водой с мылом и снять их с рук.

ЗАДАЧИ ДЛЯ СЕМИНАРСКИХ ЗАНЯТИЙ

Основной закон радиоактивного распада:

где – постоянная распада; – среднее время жизни радиоактивных ядер; Т1/2 – период их полураспада.

Активность радиоактивных ядер где а – активность, определяемая по формуле где N – число радиоактивных ядер.

Удельная активность где NA – число Авогадра; µ – молярная масса; m – масса.

Вековое уравнение имеет вид где 1, N1, T1 – постоянная распада, число ядер, период полураспада материнских ядер; 2, N2, T2 – то же соответственно для дочерних ядер.

Используя приведенные данные, необходимо выполнить следующие задачи:

1. Найти вероятность распада радиоактивного ядра Pu239 за промежуток времени t = 125 лет, если постоянная распада ядра равна = 2,8310–5 лет–1.

2. Какая доля первоначального количества ядер Sr 90 : а) останется через 10 и 100 лет; б) распадется за один день; за 15 лет (T1/2 = 28,6 лет) ?

3. Вычислить постоянную распада а, среднее время жизни и период полураспада T1/2 радиоактивного изотопа, активность которого уменьшается в 1,07 раза за 100 дней.

4. Определить возраст древних деревянных предметов, у которых удельная активность C14 составляет 3/5 удельной активности этого же изотопа в только что срубленных деревьях ( T1 / 2 =5730 лет для C14 ).

5. Свежеприготовленный препарат содержит 1 мкг радиоактивного изотопа 11 Na 24. Какую активность он будет иметь через сутки ( T1/2 =15 ч, молярная масса µ = 2410–3 кг/моль)?

6. Определить число радиоактивных ядер в свежеприготовленном препарате 35 Br 82, если известно, что через сутки его активность стала равной 0,20 Ku ( T1/2 = 36 ч).

7. Вычислить удельную активность чистого Pu 239 ( T1/2 = лет, молярная масса µ = 23910–3 кг/моль).

8. Сколько миллиграмм -активного Sr 89 следует добавить к 1 мг неактивного стронция, чтобы удельная активность препарата стала равной 1370 Ки/г ( T1/2 = 50,5 суток)?

9. В кровь человека ввели небольшое количество раствора, содержащего радиоизотоп Na 24 активностью a = 2 103 с 1. Активность 1 см3 крови, взятой через t = 5 ч после этого, оказалась а = 16 с–1см–3. Найти объем крови человека (Т1/2 = 15 ч).

10. Ra 226, являясь продуктом распада U 238, содержится в последнем в количестве одного атома на каждые 2,8 106 атомов урана.

Найти период полураспада U 238, если известно, что он значительно больше периода полураспада Ra 226, у которого T1/2 = 1620 годам.

11. Определить массу свинца Pb 208, который образуется из 1 кг U 238 за период, равный возрасту Земли ( T1/2 = 4,5109 лет – период полураспада U 238, возраст земли t = 4,5109 лет).

12. Используя эмпирические формулы, найти кинетическую энергию -частиц, средний пробег которых в железе равен 11 мкм.

13. На алюминиевую фольгу падают нормально -частицы с кинетической энергией 13,7 МэВ. При какой толщине фольги кинетическая энергия прошедших частиц равна 7 МэВ?

14. Найти с помощью эмпирических формул число пар ионов, которые образует -частица с начальной кинетической энергией 5,5 МэВ? На первом сантиметре одной пары иона в воздухе необходимо 35 эВ.

2. Поглощение и рассеяние излучения Удельные ионизационные потери энергии тяжелой заряженной частицы в веществе где q и – заряд и скорость частицы; = /с; ne – концентрация электронов в веществе; I 13,5Z эВ – средняя энергия ионизации атома вещества; Z – порядковый номер атома.

Эмпирические формулы для среднего пробега частиц с кинетической энергией Т, МэВ:

-частица в воздухе при нормальных условиях:

-частица в веществе с массовым числом А:

где R – пробег -частицы той же энергии в воздухе, см;

протон в воздухе при нормальных условиях где R – средний пробег -частицы с кинетической энергией 4Т в воздухе.

Удельные потери энергии электронов на излучение и ионизацию где Т – кинетическая энергия электрона, МэВ; re – классический радиус электрона; n – концентрация атомов в веществе; Z – порядковый номер атомов вещества.

Если потери энергии электрона в основном радиационные, то кинетическая энергия электрона в среде уменьшается по закону где lрад – радиационная длина – расстояние, на котором энергия электрона уменьшается в е раз.

Средний пробег электронов с кинетической энергией T, МэВ, в алюминии:

Эти формулы с хорошей точностью описывают пробеги в любых веществах, если потери энергии электрона в основном ионизационные.

Закон поглощения -частиц где J – поток -частиц; µ – линейный коэффициент поглощения; d – толщина слоя вещества.

Массовый коэффициент поглощения:

где Т макс – граничная энергия спектра -частиц, МэВ.

Закон ослабления узкого пучка монохроматического -излучения и рентгеновского излучения имеет вид где µ,, – линейные коэффициенты ослабления, поглощения и рассеяния.

Пробег тяжелой заряженной частицы в веществе с массовым числом А и плотностью определяется через ее пробег в воздухе Rвозд по формуле Для воды эмпирическое соотношение между кинетической энергией частицы Т и ее пробегом в среде R приближенно записывают в виде 15. Найти кинетическую энергию -частиц, средний пробег которых в железе равен 11 мкм.

16. Определить пробег -частицы в свинце, если известно, что ее энергия соответствует пробегу 17 мкм в алюминии.

17. На алюминиевую фольгу падают -частицы с энергией 13,7 МэВ. При какой толщине фольги энергия прошедших частиц равна 7 МэВ?

18. На расстоянии 5 см от радиоактивного препарата, испускающего -частицы с энергией 9 МэВ, помещают алюминиевую фольгу. Какой минимальной толщины должна быть эта фольга, чтобы она задерживала все -частицы? Окружающая среда – воздух.

19. Найти средний пробег протонов с энергией 3 МэВ в свинце.

20. Оценить полную удельную потерю энергии электрона с кинетической энергией 30 МэВ в алюминии.

21. Найти зависимость радиационной длины lрад электрона от порядкового номера вещества Z. Вычислить lрад для электрона в азоте (при нормальных условиях), алюминии и свинце.

22. Оценить первоначальную энергию электронов, если после прохождения свинцовой пластинки толщиной 5 мм энергия электронов в среднем составляет 42 МэВ.

23. Вычислить с помощью эмпирических формул кинетическую энергию электронов, средний пробег которых в алюминии равен 100 мг/см2.

24. Пучок электронов с кинетической энергией 0,5 МэВ падает нормально на алюминиевую фольгу толщиной 50 мг/см2. Оценить с помощью эмпирических формул средний пробег электронов, прошедших эту фольгу, в воздухе.

25. Оценить первоначальную энергию электронов, если после прохождения свинцовой пластинки толщиной 0,5 см энергия электронов в среднем составляет 42 МэВ.

26. Оценить соотношение потерь на ТИ электронов с Те = 100 МэВ в воде и золоте.

27. Вычислить кинетическую энергию электронов, средний пробег которых в алюминии равен 100 мг/см2.

28. Пучок электронов с кинетической энергией Е0 = 0,50 МэВ падает нормально на алюминиевую фольгу толщиной L = 50 мг/см2.

Оценить с помощью эмпирических формул пробег в воздухе электронов, прошедших эту фольгу.

29. Электрон из ускорителя с энергией 10 ГэВ проходит через алюминиевую пластину толщиной 1 см. Сколько энергии он при этом теряет?

30. Степени ослабления узких пучков рентгеновского излучения с энергиями 200 и 400 кэВ при прохождении свинцовой пластинки отличаются друг от друга в 4 раза. Найти толщину свинцовой пластинки и степень ослабления пучка с энергией 200 кэВ.

31. Вычислить толщину слоя половинного ослабления узкого пучка рентгеновского излучения с длиной волны 6,2 нм для углерода, воды и воздуха.

32. Сколько слоев половинного ослабления в пластинке, ослабляющей узкий пучок моноэнергетического излучения в раз?

33. При прохождении слоя свинца толщиной 0,40 см электронами с энергией Те = 200 МэВ их энергия уменьшилась в среднем на 25 %. Найти радиационную длину, если известно, что потери энергии электрона в основном радиационные.

34. При увеличении толщины свинцовой пластинки на 2,0 мм интенсивность проходящего через нее узкого пучка монохроматического рентгеновского излучения уменьшалась в 8,4 раза. Найти с помощью табл. П. 3.4, 3.5 энергию фотонов.

35. Какой толщины следует взять алюминиевую пластинку, чтобы она ослабляла узкий пучок рентгеновского излучения с энергией 200 кэВ в такой же степени, как свинцовая пластинка толщиной 1 мм ( = 0,122 для Al и = 0,942 для Pb).

36. Степени ослабления узких пучков рентгеновского излучения с энергиями 200 и 400 кэВ при прохождении свинцовой пластинки отличаются друг от друга в четыре раза. Найти толщину пластинки и степень ослабления пучка с энергией 200 кэВ ( = 0,942 и = 0,220 для энергии 200 и 400 кэВ соответственно).

37. Вычислить толщину слоя половинного ослабления узкого пучка рентгеновских лучей с длиной волны 6,210–12 м для свинца, воды и воздуха.

38. Монохроматический пучок -квантов при прохождении алюминиевой пластины толщиной 2,9 см ослабляется в 2,6 раза.

Найти с помощью табл. П. 3.4, 3.5 соответствующий массовый коэффициент рассеяния.

39. Точечный источник -квантов с энергией 0,8 МэВ помещен в центр сферического слоя свинца, толщина которого r = 3 см и внешний радиус r = 5 см. Найти плотность потока нерассеянных -квантов на внешней поверхности этого слоя, если активность источника а = 1 мKu, причем на каждый распад испускается один квант.

40. Узкий пучок -квантов, содержащий в одинаковом количестве кванты с энергиями 0,4 и 0,6 МэВ, падает нормально на свинцовую пластинку толщиной 1 см. Найти отношение интенсивностей обоих компонентов пучка после прохождения этой пластинки ( = 0,220 и = 0,119 для энергии 0,4 и 0,6 МэВ соответственно).

41. Вычислить с помощью табл. П. 3.4, 3.5 среднюю длину свободного пробега -квантов с энергией 1 МэВ в воздухе, воде и алюминии.

42. Определить среднюю длину свободного пробега -квантов в среде, слой половинного ослабления которой равен 4,5 см.

43. Найти толщину слоя половинного поглощения -частиц, испускаемых радиоактивным препаратом P 32, для воздуха, алюминия и свинца.

Индивидуальные и коллективные дозовые пределы облучения.

Расчет индивидуальных доз облучения. санитарные правила работы с радиоактивными веществами 44. Определить мощность дозы излучения (мР/ч) и мощность поглощенной дозы (мрад/ч) в воздухе и воде в точках, где плотность потока -квантов с энергией 2 МэВ равна 1,3104 квант/(см2с).

45. На некотором расстоянии от радиоактивного источника, период полураспада которого равен 26 ч, мощность дозы -излучения в начальный момент составляет 1 Р/ч. Определить:

а) дозу излучения за 6 ч; б) время, за которое поглощенная доза в воздухе равна 1 рад.

46. Пренебрегая поглощением в воздухе, определить мощность дозы -излучения (мкР/с) на расстоянии 2 м от точечного источника активностью 0,1 Ки. Энергия -квантов 1 МэВ. Выход -квантов равен 0,5 квант/распад.

47. Точечный радиоактивный источник активностью 18 мКи испускает на каждый акт распада два -кванта с энергиями 0, и 1,0 МэВ. Пренебрегая поглощением в воздухе, найти минимальное расстояние от этого источника, на котором мощность дозы излучения равна предельно допустимой для 36-часовой рабочей недели.

48. Источник -квантов с энергией Е = 1 МэВ равномерно распределен вдоль прямой. Длина источника l = 10 см, интенсивность J = 106 квант/с. Определить мощность дозы излучения в точке, которая расположена на перпендикуляре, проходящем через середину источника, на расстоянии R = 5 см от последнего.

49. Точечный -источник активностью А = 0,1 мKu находится в центре сферического свинцового контейнера с наружным радиусом r = 10 см. Найти минимальную толщину стенок контейнера, при которой мощность дозы снаружи не будет превышать 2,8 мР/ч.

Энергия -квантов Е = 2 МэВ, выход = 0,5 квант/распад.

50. Узкий пучок -квантов с энергией 2 МэВ падает нормально на свинцовый экран толщиной l = 5 см. Определить мощность поглощенной дозы в свинце вблизи точки выхода пучка из экрана, если мощность дозы в месте входа пучка в экран Р0 = 1 Р/с.

51. Какое количество -частиц с энергией 4,4 МэВ, поглощенных в 1 г биологической ткани, соответствует поглощенной дозе бэр? Для -частиц КК = 10.

52. Пучок -частиц от радиоактивного источника Sr 90 падает нормально на поверхность воды. Плотность потока J = 104 частица/(см2с). Определить дозу, поглощенную водой вблизи поверхности за t = 1 ч. Среднюю энергию -частиц считать равной Т макс/3.

53. Какому числу пар ионов в м3 и какой поглощенной энергии в Дж/кг, МэВ/кг и МэВ/м3 соответствует доза в 1 Р?

54. Рассчитать интенсивности излучения и плотности потоков -квантов, имеющих энергию фотонов 1 МэВ, если мощность экспозиционной зоны в воздухе и алюминии – 0,1 Р/с.

55. В вакууме находится сферическая поверхность, равномерно покрытая тонким непоглощающим слоем радиоактивного нуклида, испускающего -излучение с полной энергией 2107 МэВ в 1 с. Чему равна интенсивность излучения на расстоянии 1 м от центра сферы, если ее радиус равен 0,5 м?

56. В человеческом теле содержится около 18 % углерода.

Рассчитать активность человеческого тела и поглощенную дозу, обусловленную -распадом C14. Отношение количества ядер C14 / C12 = 1, 2 1012, E = 0,05 МэВ.

57. Найти мощность экспозиционной дозы в Р/мин на расстоянии 200 см от точечного источника -излучения с энергией 0,7 МэВ и активностью 2107 Бк.

58. Экспериментатор находится в центральном реакторном зале в поле смешанного излучения. Мощность поглощенной дозы в биологической ткани, создаваемая быстрыми и тепловыми нейтронами и -излучением, равна 0,9, 1,3 и 2,1 мрад в сутки соответственно. Определить мощность дозы в миллибэрах в неделю для шестидневной рабочей недели.

59. Рассчитать суммарную активность трития, образовавшегося в результате испытания ядерного оружия до 1970 г., если общий эквивалент ядерных взрывов составил 220 Мт. (Активность трития при испытании ядерного оружия составляет 2,61013 Бк/Мт.) 60. По санитарным нормам допустимая плотность потока быстрых нейтронов составляет I 0 = 20 нейтрон ( см 2 с ). Определить, на каком минимальном расстоянии от источника интенсивностью S = 106 нейтрон/c, можно работать без дополнительной защиты.

61. Индивидуальная доза облучения, полученная в результате воздействия источника C60 в течение 10 с, составила 100 Гр.

Сколько фотонов -излучения попало при этом в организм человека, если каждый фотон теряет в тканях тела около 40 % своей энергии?

62. Студент предполагает использовать -радиоактивный источник Sr 90, имеющий активность А = 270 МБк и содержащийся в стеклянной пробирке. В качестве защиты он хочет использовать только плотные перчатки. Не опасно ли это? Энергия -частицы равна Е = 1,74 МэВ, масса человека m = 70 кг, = 0,1. Предельно допустимая доза (ПДД) равна 1,710-7 рад/с.

63. Количество Sr 90, которое ежедневно попадает с пищей в организм человека, составляет 0,94 Бк. Каково значение дозы, накопленной в костной ткани за год? Средняя энергия -частицы равна Е = 1,3 МэВ. Масса кости человека m = 7 кг. Коэффициент поглощенной дозы, полученной костью, k = 0,7.

64. В организм человека попало 10 мг Fe55 -радиоактивного элемента. Найти значение поглощенной дозы за 10-летний период.

Период полураспада Fe55 = 2,9 года. Энергия -частицы равна Е = 0,22 МэВ. Масса человека m = 75 кг. Считается облученной 1/ часть тела человека.

65. Каким будет максимальное количество радионуклида Sr 90, если при попадании его в организм не будет превышена доза Д = 1 мГр/год. При этом T1/2 (Sr 90 ) = 28,6 лет. Масса кости 7 кг. Коэффициент дозы, полученной костью, k = 0,7. Энергия, выделившаяся в костях за один акт распада, равна Е = 1,29 МэВ.

66. Какой будет поглощенная доза в организме человека в течение 10 лет, если через органы дыхания в него попало 100 мкг изотопа Pu 239 ? Период полураспада Pu 239 равен 24 390 лет. Энергия -распада E = 5,1 МэВ. Масса тела m = 70 кг.

67. При какой концентрации (n) плутония в воздухе годовая доза от его попадания в легкие составит Д = 1,7 106 Гр.

Для расчета принять:

1) в среднем человек вдыхает V0 = 0,01 литров воздуха в минуту;

2) в легких остается = 0,01 попавшего в организм при вдохе Pu 239 ;

3) первоначально плутоний в легких отсутствовал.

Период полураспада Т1/2 = 24 390 лет. Средняя энергия -частицы Е = 5 МэВ. Масса легких m = 0,5 кг.

СПРАВОЧНЫЕ МАТЕРИАЛЫ

Универсальные физические постоянные Элементарный заряд 1,6021773310-19 Кл = 4,803206810-10 ед.

вакууме постоянная Постоянная Планка 6,626075510-34 Джс = 4,13566910-21 МэВс Масса покоя элек- me Масса покоя прото- 1,007276470 а.е.м. = 1,67262310-27 кг = трона Масса атома водо- 1,007825035 а.е.м. = 1,67353410-27 кг = Относительный 1,758819621011 Кл/кг = 5,271017 СГСЭ заряд электрона заряд протона ровской орбиты Классический ради- 2,8179409210–15 м = 2,818 Фм ус электрона Электрическая по- 8,85418781710-12 Ф/м стоянная Магнитная постоян- 12,56637061410-7 Гн/м ная структуры массы Соотношения между единицами измерения активности и дозы характеристик поля излучения в СИ и внесистемными единицами Плотность:

потока I тока JI энергии частиц щенной дозы Р доза Dэкв лентной дозы Рэкв Рэкс А* – ток пучка в амперах 1 А = 1 Кл/с.

Линейные коэффициенты поглощения энергии -излучения, см– Энергия Массовые коэффициенты ослабления (µ/) Энергия, Оглавление Введение _ 1. Предмет и задачи радиоэкологии _ 2. Виды ионизирующего излучения 2.1. Состав и характеристики атомного ядра _ 2.2. Естественная и искусственная радиоактивность 2.3. Закон радиоактивного распада 2.4. Ионизирующее излучение 2.4.1. Космическое излучение 2.4.2. Внешнее облучение от радионуклидов земного происхождения 2.4.3. Внутреннее облучение от радионуклидов земного происхождения _ 2.4.4. Радиации от источников, созданных человеком _ 2.4.5. Испытание ядерного оружия 2.5. Распределение радионуклидов в экосистемах и продуктах питания _ 2.5.1. Радионуклиды в атмосфере _ 2.5.2. Радионуклиды в почве 2.5.3. Радионуклиды в воде _ 2.5.4. Радионуклиды в продуктах питания 3. Поглощение и рассеяние излучения _ 3.1. Прохождение тяжелых ядерных заряженных частиц через вещество _ 3.2. Прохождение электронов и позитронов через вещество 3.3. Прохождение нейтронов через вещество 3.4. Взаимодействие -излучения с веществом _ 4. Нормирование облучения. Индивидуальные и коллективные дозовые пределы облучения. Расчет индивидуальных доз облучения 4.1. Доза излучения. Единицы измерения радиоактивности 4.2. Современные представления о пределах радиационной безопасности (РБ) _ 4.3. Нормы радиационной безопасности 4.4. Предельно допустимые дозы облучения (ПДД) 4.5. Ограничение природного облучения _ 4.6. Ограничение медицинского облучения _ 4.7. Воздействие радиации на ткани живого организма _ 4.8. Воздействие радиации на человека _ 5. Методы радиационного контроля _ 5.1. Задача дозиметрии 5.2. Классификация и общие принципы устройства дозиметрических приборов _ 5.3. Измерение проб, заряженных радиоактивными веществами _ 5.3.1. Отбор проб для радиометрического измерения 5.3.2. Методы измерения радиоактивного заражения, используемые в радиометрической лаборатории 5.3.3. Относительный метод измерений удельной активности толстослойных препаратов 5.4. Определение зараженности воды, продовольствия, других материалов, содержащих -активные вещества _ 6. Типы ядерных энергетических реакторов _ 6.1. Цепная реакция. Коэффициент размножения нейтронов 6.2. Устройство и типы ядерных реакторов 6.3. Устройство атомной электростанции и ядерная энергетика 7. Добыча и переработка ядерного топлива. Переработка и захоронение ядерных отходов_ 7.1. Ядерный топливный цикл _ 7.2. Добыча природного урана _ 7.3. Производство гексафторида урана 7.4. Опасные отходы и выбросы АЭХК _ 7.5. Проблема захоронения радиоактивных отходов (РАО) _ 8. Радиоэкологические проблемы ядерной энергетики.

Снятие АЭС с эксплуатации _ 8.1. Радиотоксичность 8.2. Стратегия развития атомной энергетики России 8.3. Трансмутация радиоактивных отходов 8.4. Применение электроядерных установок (ЕА) для трансмутации актинидов 8.5. Уничтожение ядерных отходов: долгоживущие продукты деления (ДПД) _ 9. Санитарные правила работы с радиоактивными веществами _ 9.1. Общие положения _ 9.2. Образование и классификация радиоактивных отходов 9.3. Основные принципы радиационной безопасности и стадии общения с РАО 9.4. Требования к организациям по приему и транспортированию РАО _ 9.5. Меры индивидуальной защиты и личной гигиены _ 9.6. Противорадиационная защита Словарь терминов и понятий Список литературы Приложение 1. Дозиметрический анализ проб Приложение 2. Задачи для семинарских занятий Приложение 3. Справочные материалы _ Дмитрий Борисович Ким Людмила Андреевна Геращенко Радиационная экология Редактор Н. И. Щербина Компьютерная верстка М. В. Неватус Подписано в печать 26.08. Уч.-изд. л. 13,3. Усл. печ. л. 13, Отпечатано в издательстве БрГУ 665709, Братск, ул. Макаренко,