Добавил:
ivanov666
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Основы радиационной безопасности. Пособие для студентов инженерно-технических специальностей
.pdf
всего населения Земли менее 10 % жителей пьют воду с концентрацией радона свыше 100 000 Бк/м
3
.
Радон проникает в природный газ под землей. Хотя при переработке и хранении газа большая часть радона улетучивается, кое-что
до потребителя все же доходит. Поэтому при пользовании бытовым
газом необходимо оборудовать кухни вытяжной вентиляцией.
Значительно повышают концентрацию радона в помещениях
меры, направленные на экономию энергии, – герметизация окон, отсутствие проветривания.
В соответствии с НРБ-2000 нашей республики средняя годовая
эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и тория в воздухе жилых помещений не должна превышать
100 Бк/м
3
в строящихся и 200 Бк/м3 в построенных зданиях. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться
защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений.
В Германии, Англии, Франции, Японии и США нормой объемной
активности воздуха в жилых помещениях является 50 Бк/м3.
Согласно главе 4 Закона Республики Беларусь «О радиационной безопасности населения», в целях защиты населения и работников (персонала) от влияния природных радионуклидов должны
осуществляться:
− выбор земельных участков для строительства зданий и сооруже-
ний с учетом уровня выделения радона из почвы и гамма-излучения;
− проектирование и строительство зданий и сооружений с учетом
предотвращения поступления радона в воздух этих помещений;
− проведение производственного контроля строительных матери-
алов, приемка зданий и сооружений в эксплуатацию с учетом уровня
содержания радона в воздухе помещений и гамма-излучения природных радионуклидов;
− эксплуатация зданий и сооружений с учетом уровня содержания
радона в них и гамма-излучения природных радионуклидов.
Запрещается использование строительных материалов и изделий, не отвечающих требованиям по обеспечению радиационной
безопасности.
Эффективная удельная активность [А
А
и АTh – удельные активности
Ra
226
Rа и
= АRa + 1,3А
эф
232
Тh, находящихся в равно-
+ 0,09АK, где
Th
весии с остальными членами уранового и ториевого рядов; АK – удельная активность 40К (Бк/кг)] природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пилёный камень,
цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а
также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна
превышать:
61
− для материалов, используемых в строящихся и реконструируе-
мых жилых и общественных зданиях (I класс):
А
≤ 370 Бк/кг;
эф
− для материалов, используемых в дорожном строительстве в
пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений
(II класс):
≤ 740 Бк/кг;
А
эф
− для материалов, используемых в дорожном строительстве вне
населенных пунктов (III класс):
Аэф ≤ 1350 Бк/кг;
− для материалов, когда 1350 Бк/кг < А
4000 Бк/кг (IV класс),
эфф <
вопрос об их использовании решается в каждом случае отдельно по
согласованию с республиканским органом санитарно-эпидемиологической службы Министерства здравоохранения Республики Беларусь.
При Аэф > 4000 Бк/кг материалы не должны использоваться в
строительстве.
Вопросы для самоконтроля
1. Какие известны естественные источники радиоактивности?
2. Какие радионуклиды называются космогенными?
3. Чем обусловлена земная радиация?
4. Чем обусловлена естественная радиоактивность воздуха?
5. На какие классы по эффективной удельной активности делятся строитель-
ные материалы?
6. ИСКУССТВЕННЫЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ
В результате деятельности человека во внешней среде появились
искусственные радионуклиды и источники излучения. В природную
среду стали поступать в больших количествах естественные радионуклиды, извлекаемые из недр Земли вместе с углем, газом, нефтью,
минеральными удобрениями, строительными материалами. Сюда
относятся геотермические электростанции, создающие в среднем выброс около 4⋅1014 Бк изотопа Rn
энергии; фосфорные удобрения, содержащие Ra
в кольском апатите и 400 Бк/кг в фосфорите); уголь, сжигаемый в
жилых домах и электростанциях, содержит естественные радионук-
222
на 1 ГВт выработанной электро-
226
и U
238
(до 70 Бк/кг
62
лиды К
, U
232
и U
238
в равновесии с их продуктами распада. Роль
40
различных искусственных источников излучений в создании радиационного фона иллюстрируется в таблице 6.1.
Таблица 6.1
Среднегодовые дозы, получаемые от естественного радиационного фона
и различных искусственных источников излучения
(в миллизивертах в год)
Источник излучения Доза
Природный радиационный фон 2,0
Стройматериалы 1,4
Атомная энергетика 0,002
Медицинские исследования 1,4
Ядерные испытания 0,025
Полеты в самолетах 0,005
Бытовые предметы 0,04
Телевизоры и мониторы ЭВМ 0,001
Общая доза 5
6.1. Источники излучения в медицине
В настоящее время основной вклад в дозу, получаемую человеком от
техногенных источников радиации, вносят медицинские процедуры:
− рентгеновское обследование;
− лучевая терапия, при которой на отдельные органы дается
большая доза;
− изотопная диагностика (обследование с помощью "меченых"
атомов).
Наиболее распространенным видом излучения, применяющимся
в диагностических целях, являются рентгеновские лучи. Согласно данным по развитым странам, на 1000 жителей приходится от
300 до 900 обследований в год (не считая массовой флюрографии). В
большинстве стран около половины рентгенологических обследований приходится на долю грудной клетки. Доза местного одноразового облучения при рентгенографии зубов составляет 30 мЗв, рентгеноскопии желудка – 300 мЗв, флюрографии – 3,7 мЗв.
Среднегодовая доза от рентгенодиагностических процедур составляет 1,4–1,5 мЗв/год (для сравнения, в США эта величина составляла 0,2 и в Великобритании – 0,12 мЗв/год). Объясняется это
доступностью рентгенографических исследований, невысоким качеством аппаратуры и обязательными обследованиями при поступлении на работу или вуз, получении санаторной путевки, ежегодным
профосмотром и другими причинами.
63
К настоящему времени появился целый ряд технических усовершенствований, которые при условии их правильного применения
существенно уменьшают дозы, полученные при рентгенологическом
обследовании. На современных рентгеновских аппаратах доза за одно
обследование составляет 0,7–0,8 мЗв.
Самым значительным достижением в разработке методов диагностики стала к о м п ь ю терная томография. Так, например, применение этого метода при обследовании почек позволило
уменьшить дозы облучения кожи в 5 раз, яичников – в 25 раз, семенников – в 50 раз по сравнению с обычными методами урографии.
Большое значение в медицине имеет лучевая терапия, в
частности при лечении злокачественных опухолей. Лучевая терапия стала возможной благодаря выпускаемым промышленностью
мощным источникам γ-излучения, а также созданию специальных
ускорителей (электронных и протонных) для медицинских целей.
Выпускаемые γ-терапевтические аппараты работают на источнике
излучения с кобальтом-60 (радиационный выход – до 6,45 ⋅ 104 А/кг на
расстоянии 1 м).
Суммарные дозы, которые получают при этом лечении пациенты,
очень велики. Поглощенная доза в облученном с целью терапии органе обычно составляет 20–60 Гр за несколько сеансов. Однако такие
дозы получают сравнительно небольшое число людей, поэтому вклад
в коллективную дозу оказывается незначительным.
В последние годы в медицине начали применяться пучки ускоренных протонов, которые до этого использовались только в физических экспериментах. Протонные пучки имеют явные преимущества
по сравнению с рентгеновским и γ-излучением, поскольку хорошо
фиксируются и слабо рассеиваются в тканях человека, хотя биологическое действие их почти не отличается от действия электроннофотонного излучения.
Появление разнообразных радионуклидов и препаратов, их содержащих, позволило создать новую отрасль медицины – р адионуклидную диагностику. Радионуклидные методы диагностики
состоят в том, что в организм обследуемого вводятся специально подобранные химические соединения, содержащие радиоактивные изотопы, и производится наблюдение за процессом накопления радиоактивного изотопа в исследуемом органе. Эти методы применяются при
исследовании функциональной деятельности почек, печени, щитовидной железы, изучении скорости кровотока в кругах кровообращения и т. д. В клинических условиях радиоактивные нуклиды применяют для изучения различных биологических процессов: механизма
биосинтеза различных веществ микроорганизмами; закономерностей
обмена в микробной клетке; видоизменений углеводородов, белков и
жиров под влиянием ферментов.
64
Применение радиоизотопов в диагностических целях увеличивается, и все же они применяются реже, чем рентгенологические обследования: примерно 10–40 обследований на 1000 жителей в развитых
странах. Трудно оценить дозы при радиоизотопной диагностике; они
могут меняться в широких пределах в зависимости от физико-химических и биологических свойств радионуклида, химического состава
препарата, способа его введения в организм и т. п.
Индивидуальная доза на отдельный критический орган при изотопной диагностике измеряется долями грея, а в отдельных случаях
достигает единиц грея.
В бывшем СССР средняя эффективная эквивалентная индивидуальная доза облучения населения вследствие изотопной диагностики
на все тело составляла 25–40 мкЗв/год, в США – 140 мкЗв/год, в
среднем в мире – 50 мкЗв/год.
Средняя эффективная эквивалентная доза, получаемая от всех источников облучения в медицине, в промышленно развитых странах
составляет ≈1,2 мЗв в год на каждого жителя, т.е. примерно половину
средней дозы от естественных источников.
Коллективная эффективная эквивалентная доза для всего населения Земли от источников радиации, используемых в медицинских
целях, составляет 1,6–4,4 млн чел. Зв/год.
6.2. Ядерное оружие
Прежде чем говорить о загрязнении окружающей среды в результате испытаний ядерного оружия в различных средах, рассмотрим
физические явления и процессы, приводящие к выделению ядерной
энергии.
6.2.1. Цепная реакция деления тяжелых ядер
под действием нейтронов.
Критическая масса ядерного топлива
В 1938 г. немецкие ученые Ган и Штрассман обнаружили, что при
облучении урана нейтронами образуются элементы из середины периодической системы. Объяснение этого явления было дано немецкими физиками Фришем и Лизой Мейтнер. Они предположили, что
захватившее нейтрон ядро урана делится на две примерно равные
части. Эти части получили название осколков деления. Так была открыта ядерная реакция деления ядер урана при их бомбардировке
нейтронами.
Дальнейшие исследования показали, что ядро урана в большинстве случаев делится несимметрично, и деление происходит различными путями. Наиболее вероятным является деление на осколки,
массы которых относятся как 2 : 3. Так, при делении ядер 92U
235
теп-
ловыми нейтронами распределение осколков по массе описывается
65
двугорбой кривой, показанной на рисунке 6.1. Из этой кривой видно,
что относительное число актов деления, при которых образуется два
осколка равной массы [М = 117 атомных единиц массы (а.е.м.)], составляет 0,01 %, в то время как образование осколков с массами порядка 95 и 140 (95 : 140 = 2 : 3) наблюдается в 7 % случаев. Энергия,
освобождающаяся при реакции деления, равна разности энергий покоя взаимодействующих частиц и конечных продуктов.
Энергия связи, приходящаяся на 1 нуклон (удельная энергия связи), для ядер средней массы, известно, больше, чем у тяжелых ядер.
Так, энергия связи на 1 нуклон в осколках деления ≈8,5 МэВ, в уране –
≈7,6 МэВ. Поэтому деление ядра урана должно сопровождаться выделением энергии:
Е = A(8,5 – 7,6) ≈ 0,9 · 236 ≈ 210 МэВ,
где 236 – среднее массовое число ядер урана.
10
1,0
0,1
0,01
Выход осколков деления, %
0,001
0,0001
70 80 90 100 110 120 130 140 150
Рис. 6.1. Выход продуктов деления U
Массовое число
1 – деление нейтронами с энергией 14 МэВ; 2 – деление тепловыми нейтронами
235
:
66
Эта огромная энергия выделяется в виде кинетической энергии
осколков деления.
Но особенно важным оказался тот факт, что при делении каждого ядра урана высвобождается несколько нейтронов. Это происходит
потому, что образовавшиеся осколки сильно перегружены нейтронами и освобождаются от них как при β-распадах, так и непосредственным испусканием нейтронов. Большинство нейтронов испускается
мгновенно (t = 1 ⋅ 10
-14
с), но часть нейтронов (около 0,75 %), получившая название запаздывающих нейтронов, испускается с опозданием от 0,05 с до 1 мин. В среднем на каждый акт деления ядра урана,
учитывая различные способы деления, приходится 2,5 нейтрона.
В природе известно несколько изотопов урана. Какой из них участвует в реакции деления? Природный уран представляет собой смесь
двух изотопов: 92U
235
– в процентном содержании 0,7 % и 92U
238
–
99,3 %. Эти изотопы под действием нейтронов ведут себя по-разному.
Ядра урана-235 делятся нейтронами любых энергий, но особенно хорошо – медленными нейтронами. Ядра урана-238 делятся только быстрыми нейтронами с энергией > 1 МэВ. При меньших энергиях нейтроны поглощаются ядрами урана-238 и превращаются в ядра урана-239,
которые излучают γ-квант и переходят в невозбужденное состояние.
Такой процесс называется радиационным захватом.
Установлено, что под действием медленных нейтронов ядра ура-
на-235 могут делиться преимущественно следующими путями:
→ 56Ba
235
U
+0n1 → 92U
92
→ 55Cs
144
+ 36Kr89 + 3(0n1);
236
→ 38Sr94 + 54Xe
140
+ 37Rb94 + 2(0n1).
140
+ 2(0n1);
Осколки деления претерпевают превращения при β-распадах, и
конечные продукты являются стабильными.
Возникновение при делении ядер нескольких свободных нейтронов
делает возможным осуществление цепной ядерной реакции. Действительно, возникшие при первой реакции нейтроны могут участвовать
во вторичной реакции деления следующих ядер и т. д (рис. 6.2). Минимальное условие поддержания цепной реакции состоит в том, чтобы в
среднем при делении каждого ядра возникал хотя бы один свободный
нейтрон, вызывающий деление следующего ядра.
Принято характеризовать выход нейтронов в ядерной реакции
деления с помощью коэффициента размножения нейтронов k – отношения числа нейтронов Ni какого-либо одного (i-го) поколения к
числу нейтронов N
предшествующего поколения:
i–1
N
i
k
. (6.1)
=
N
i
−1
67
Рис. 6.2. Схема цепной реакции деления урана-235
Скорость нарастания реакции определяется величиной коэффициента размножения нейтронов k и временем между двумя последовательными актами деления, т. е. средним временем жизни одного
поколения нейтронов τ = 10–7…10–8. Можно показать, что количество
нейтронов в любой момент от начала цепной реакции определяется
по формуле
k
−
1
t
⋅
τ
NNe
=
. (6.2)
0
Система, в которой k = 1, называется критической системой. В ней
цепная реакция идет с постоянным числом нейтронов.
Если k > 1, то система называется надкритической. В ней идет цепная реакция с нарастающим числом нейтронов. Причем из-за малости величины τ число нейтронов N нарастает очень быстро, и реакция
принимает взрывной характер.
Если k < 1, то система называется подкритической. Цепная реакция в ней затухает.
Как видно из формулы (6.2), количество нейтронов, освобождающихся при цепной реакции, растет со временем по экспоненциальной зависимости. Но не все нейтроны, освободившиеся в результате
предыдущего акта деления ядер, вызовут деление следующих ядер.
Поэтому значение коэффициента размножения нейтронов еще не говорит о скорости протекания дальнейшей реакции. В реальных усло-
68
виях большая часть рождаемых нейтронов выбывает из цепи реакции
в основном по двум причинам:
– нейтроны благодаря своей большой проникающей способности
вылетают из делящегося тела;
– часть нейтронов захватывается ядром урана-238 и примесей и не
участвует в дальнейшем делении ядер.
Поглощение нейтронов ядрами урана-238 является причиной того,
что в природных условиях цепная реакция деления не идет. Действительно, в природном уране, как уже отмечалось, уран-235 составляет
лишь 0,7 %. Таким образом, на каждое делящееся под действием медленных нейтронов ядро урана-235 приходится 140 ядер урана-238,
которые захватывают нейтроны без деления.
Уменьшить долю вылетающих за пределы делящегося тела нейтронов можно путем увеличения объема делящегося материала. В
связи с этим введено понятие критической массы.
Критической массой (соответственно критический объем) делящегося вещества называется такая его масса, для которой коэффициент размножения нейтронов с учетом всех потерь равен единице.
Когда ядерным топливом является уран, цепная реакция может
быть осуществлена искусственно двумя способами.
Первый способ заключается в выделении из природного урана
изотопа урана-235 в чистом виде. В куске чистого урана-235 каждый
захваченный ядром нейтрон вызывает деление с испусканием новых
нейтронов.
Критическая масса урана-235 равна ≈47 кг (шар диаметром 17 см)
и зависит от многих факторов: формы куска делящегося материала,
его состава, степени загрязнения примесями, наличия вокруг материала оболочки и т. д.
При массе, равной критической, реакция идет с постоянным числом нейтронов (равномерно). При массе, большей, чем критическая,
нейтроны быстро размножаются, и реакция приобретает взрывной
характер. На этом основано действие атомной бомбы. Ядерный заряд
атомной бомбы представляет собой два или более куска почти чистого урана-235 или плутония-239 (рис. 6.3). Масса каждой части меньше критической, и цепная реакция не возникает. В земной атмосфере
всегда есть некоторое количество нейтронов. Поэтому, чтобы вызвать
взрыв, достаточно соединить части ядерного заряда в один кусок
массой больше критической. Для соединения используется обычное
взрывчатое вещество 2, с помощью которого одной частью ядерного заряда выстреливают в другую. Все устройство заключено в массивную оболочку 3 из металла большой плотности. Цепная реакция
в данном случае неуправляема. Как показали расчеты, в этом случае
99,9 % энергии высвобождается между 51 и 58 поколением нейтронов
за период, примерно равный 0,07 микросекунды. Успевает прореагировать только часть ядерного заряда.
69
1 – части ядерного заряда; 2 – обычное взрывчатое вещество; 3 – оболочка
Рис. 6.3. Схема атомной бомбы:
Второй способ осуществления ядерной реакции деления используется в ядерных реакторах. Здесь поддержание цепной реакции происходит за счет замедления нейтронов и регулирования их числа. В
качестве ядерного топлива используют природный уран, который
слегка обогащают ураном-235.
Ядра урана-238 поглощают медленные нейтроны, особенно с энергией 7 эВ. Тепловые же нейтроны они поглощают очень редко. Так
что реакция деления ядер U
235
происходит чаще, чем захват тепловых
нейтронов. Поэтому в ядерных реакторах нейтроны замедляются до
тепловых скоростей, и, таким образом, достигается критическая масса ядерного топлива. Замедлителем являются водородсодержащие
вещества: тяжелая вода, графит, бериллий.
6.2.2. Испытания ядерного оружия
Серьезным источником дополнительного облучения населения
планеты явились испытания ядерного оружия.
За последние 50 лет каждый человек, живущий на Земле, подвергался облучению от радиоактивных осадков, которые образовывались в результате ядерных взрывов при испытании ядерного оружия
в атмосфере. Максимум этих испытаний приходился на два периода:
1954–1958 и 1961–1962 гг. После подписания в 1963 г. Договора об ограничении испытаний ядерного оружия ядерные взрывы в атмосфере,
под водой и в космосе практически не проводились. Последнее подземное испытание провела Франция в 1996 г.
Самой крупной радиационной катастрофой в истории человечества была атомная бомбардировка двух японских городов – Хиросимы
и Нагасаки 6 и 9 августа 1945 г. Тогда погибли и были ранены свыше
200 тыс. человек.
Это был единственный случай боевого применения ядерного оружия. Гораздо больше было его испытаний. С 1945 по 1980 гг. прово-
70
Соседние файлы в предмете [НЕСОРТИРОВАННОЕ]