Курсовая работа по дисциплине Радиационная безопасность

ФЕДЕРАЛЬНОЕ АГЕНСТВО ЖЕЛЕЗНОДОРОЖНОГО ТРАНСПОРТА

ФГБ ОУ ВПО «МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ПУТЕЙ СООБЩЕНИЯ»

специальность – 280700.62 Техносферная безопасность

Курсовая работа

        по дисциплине: Радиационная безопасность

Проверил:                                                                   Выполнил:                                                                                                              

_Манаков Д. В.______________          Студент:_Чернецкий В.В._______

        (заметка о зачете)

Рецензент:____________________                        Шифр: 1317-п/ТБб-1029______        

___________________________________

                                (подпись)

_________________________

                      (дата)

Калининград 2016 г

СОДЕРЖАНИЕ

1.  Теоретическая часть. Окружающий радиационный фон………………...3
2.  Явления радиоактивности………………………………………………….3
3.  Природа радиационного фона, методы и приборы измерения…………..4
4.  Причины изменения радиационного фона с высотой над уровнем моря, примеры……………………………………………………………………..10

  1.5  Радиационная обстановка в Российской Федерации……………………12

1.  Расчетная часть……………………………………………………….……15
2.  Тема 1.1.2. Закон радиоактивного распада………………………...…….15
3.  Тема 2.2.2. Активность радиоактивных элементов…………………...…17
4.  Тема 3.2.2. Типы радиоактивных распадов……………………………...18
5.  Тема 4.1.1. Элементы дозиметрии………………………………………..20
6.  Тема 5.1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ – 99……………...22
7.  Тема 6.1.2. Окружающий радиационный фон………………………...…24
8.  Тема 7.1.2. Применение радиоактивных изотопов……………………...25
9.  Тема 8.2.2. Чрезвычайные ситуации (аварии на АЭС)………………….26
10.  Тема 9.2.1. Воздействие радиации на человека…………………….…..27
11.  Тема 10.2.2. Защита от радиации……………………………………..…28

3. Таблицы………………………………………………………………...….30
4. Список используемой литературы………………………………………31

1. Теоретическая часть. Окружающий радиационный фон

 Явления радиоактивности

В конце 1985 г профессор Вильгельм Конрад Рентген открыл  лучи проходящие сквозь дерево, картон и другие предметы, не прозрачные для видимого света. Впоследствии эти лучи получили название рентгеновских лучей.

В 1896 г французский ученый Анри Беккерель открыл явление радиоактивности. На заседании Академии наук он сообщил, что наблюдавшиеся им лучи, проникавшиеся подобно рентгеновским лучам через непрозрачные для света предметы излучаются некоторыми веществами. Так было установлено, что новые лучи излучаются веществами, в состав которых входит уран. Вновь открытые лучи Беккерель назвал урановыми лучами.

Дальнейшая история новооткрытых лучей тесно связано с именами польского физика Марии Склодовской и ее мужа – француза Пьера Кюри, которые подробно изучили эти открытия и назвали их радиоактивностью.

Радиоактивность (от лат.  Radio – излучаю и actives - действенный) – это способность ряда химических элементов самопроизвольно распадаться и испускать невидимые излучения.

Затем наукой было установлено, что радиоактивное излучение – это сложное излучение, в состав которого входят лучи трех видов, отличающиеся друг от друга проникающейся способностью.

Альфа-лучи () - проникающая способность этих лучей очень мала. В воздухе они могут пройти путь 2-9 см, в биологической ткани – 0,02-0,06 мм; они полностью поглощаются листом бумаги. Наибольшую опасность для людей представляют при попадании альфа-частиц внутрь организма с продуктами питания, водой и воздухом (практически с организма не выводятся). Альфа-частицы- это положительно заряженные ядра гелия. Альфа-распад характерен для тяжелых элементов (урана; плутония, тория и др.).

Бета-лучи () – проникающая способность этих лучей значительно больше, чем у альфа частиц. Бета-частицы могут пройти в воздухе до 15 м, в воде и биологической ткани – до 12 мм, и алюминии – до 5 мм. В биологической ткани вызывают ионизацию атомов, что приводит к нарушению синтеза белка, нарушению функции организма в целом. Количество бета-частиц попавших в организм человека выводятся на 50% в течение 60 дней нахождения человека в чистой зоне (стронций -90; иод-131; цезий- 137).

Гамма-лучи () – проникающая способность этих лучей очень велика. Так, например, чтобы ослабить гамма-излучение радиоактивного кобальта вдвое, нужно установить защиту из слоя свинца толщиной 1,6 см или слоя бетона толщиной 10 см.

Природа радиационного фона, методы и приборы измерения

Любое атомное ядро, за исключением атома водорода, состоит из протонов р и нейтронов n, которые вместе называются нуклонами. Для идентификации ядер химических элементов принято обозначение  , где А – массовое число (число нуклонов в ядре), Z – зарядовое число (число протонов в ядре).

Ядра одного и того же химического элемента, содержащие одинаковое количество протонов Z, но разное число нейтронов (A − Z), называются изотопами. От соотношения числа протонов и нейтронов в ядре зависят стабильность или нестабильность ядра, тип распада радиоактивного ядра и его другие свойства. Для обозначения любых разновидностей радиоактивных атомов применяют термин «радионуклеиды».

Почти все методы и регистрации радиоактивного излучения основаны на его способности производить ионизацию и возбуждения атомов среды. Заряженные частицы вызывают эти процессы непосредственно, а  - кванты и нейтроны обнаруживаются по ионизации среды быстрыми заряженными частицами, которые возникают в результате взаимодействия  – квантов и нейтронов с электронами и ядрами атомов. Вторичные эффектами, сопровождающие рассмотренные процессы, такие, как вспышки света, электрический ток, потемнение фотоэмульсии, позволяют регистрировать пролетающие частицы, считать их, отличать друг от друга и измерять их энергию.

Приборы для регистрации радиоактивных излучений и частиц, делятся на две группы:

- приборы, позволяющие регистрировать прохождения частицы через определенный участок пространства и в некоторых случаях определять ее энергию (сцинцилляционный счетчик, черенковский счетчик, ионизационная камера, газоразрядный счетчик, полупроводниковый счетчик);

- приборы, позволяющие наблюдать (например, фотографировать) следы (треки) частиц в веществе: камера Вильсона, диффузиозная камера, пузырьковая камера, ядерные фотоэмульсии.

Вторая группа приборов обеспечивает получение обширной информации о регистрируемых частицах, определять их массу, энергию, заряд и широко используются в ядерной физике. Однако подобные приборы обладают большими габаритами, характеризуются высокой стоимостью и в дозиметрии, где задача сводится лишь к определению дозы или мощности дозы радиоактивного излучения, не применяются.

Распространенным видом детекторов ионизирующего излучения являются фотопленки, чувствительные к рентгеновскому и - излучению. излучение, воздействуя на бромистое серебро, входящее в состав фотоэмульсии, образуют в нем центры скрытого изображения в виде возбужденных атомов серебра. Именно в таких центрах при проявке происходит разложение AgBr, выделение металлического серебра сопровождается появлением на пленке темных пятнышек. Чем интенсивнее поток ионизирующего излучения и чем больше время облучения пленки, тем сильнее происходит ее затемнение.

Максимальная доза, которую можно определить с помощью рентгеновской пленки, не превышает 0,15 Зв, что является недостатком данного метода.

Для определения дозы в диапазоне 1 – 5 Зв используются специальные стекла и полимерные пленки, которые так же темнеют под действием ионизирующего излучения.

В последнее время для индивидуального дозиметрического контроля широко используется термолюминесцентный метод. Детектором являются таблетки, изготовленные из фторида лития. Таблетки, подвегшиеся воздействию ионизирующегося излучения, нагреваются, при нагреве они начинают испускать свет (люминисцировать), интенсивность которого пропорциональна дозе облучения. Термолюминисцентные таблетки можно использовать многократно, запасенная ими информация хранится не менее недели. Диапазон измерения этим методом составляет от  Зв, что является одновременно и его достоинством и недостатком (для многих практических применений метод оказывается слишком чувствительным).

Для определения дозы облучения используется также принцип разрядки электрометра под действием ионизирующего излучения. Обычный сухой атмосферный воздух в нормальных условиях является хорошим изолятором. Однако под действием радиоактивного излучения происходит его ионизация, воздух становится проводником. В результате утечек заряд электрометра уменьшается, и по степени его уменьшения судят о полученной дозе.

Описанные выше детекторы регистрируют общую дозу (экспозиционную, поглощенную, эквивалентную) рентгеновского, - и (в меньшей степени), - излучения, которые накапливаются за относительно длительное время (недели, месяцы).

Рассмотрим детекторы ионизирующего излучения, способные определять не только экспозиционную или эквивалентную дозу, но их мощность, в частности, мощность эквивалентной дозы радиоактивного излучения (Зв/с) и плотность потока частиц (такой режим работы называется режимом радиометра).

Универсальным прибором, позволяющим измерить интенсивность любого ионизирующего излучения (), является ионизационная камера. Ионизационная камера представляет собой электрический конденсатор, заполненный газом, к электродам которого подается постоянное напряжение. Под действием непрерывного ионизирующего излучения происходит ионизация газа в камере, и газ приобретает некоторую электропроводность. В цепи начинает течь ток, зависимость которого от приложенного напряжения (вольт-амперная характеристика) показана на рисунке:

        При малых напряжениях (область I) не все из возникающих зарядов долетают до электродов, поскольку многие из них рекомбинируют друг с другом. Чем выше напряжение, тем большим становится число долетающих до электродов ионов, ток растет. На участке II уже все рождающиеся ионы долетают до электродов, и увеличение напряжения не приводит к возрастанию тока. Но зато в данной области величина тока насыщения (то есть, число рождающихся ионов) прямо пропорциональна мощности экспозиционной (и поглощенной) дозы. Это и есть режим работы ионизационной камеры. Замети: для измерения интенсивности потока , обладающих очень низкой проникающей способностью, в ионизационной камере предусмотрено окошко, закрытое сверхтонкой нейлоновой пленкой, толщиной несколько мкм. Недостатком ионизационных камер является их низкая чувствительность.

        Повышение напряжения ( область III) приводит к началу процессов ударного умножения носителей заряда: ускоренные полем ионы соударяются с нейтральными атомами газа, заполняющего камеру; в результате соударений электроны отрываются от молекул, возникают дополнительные ионы, ток с увеличением напряжения начинает расти, причем его величина зависит от энергии частиц, влетающих в камеру. В подобном режиме работают пропорциональные счетчики, позволяющие не только зарегистрировать частицу, но  и измерить ее энергию. Достоинством пропорциональных счетчиков является усилие в  раз импульсов, вызываемых отдельными частицами.

          Наибольшее распространение, особенно в карманных бытовых дозиметрах, получили счетчики Гейгера – Мюллера (участок IV). В этой области в камере возникает самостоятельный разряд: возбуждаемые ударами ионов атомы газа начинают светиться, и кванты возникающего излучения вызывают фотоэффект, вырывая электроны из катода камеры. Счетчик Гейгера – Мюллера регистрирует частицу без измерения ее энергии, зато коэффициент усиления этих приборов достигает . Для регистрации  и электронов малых энергий, обладающих низкой проникающей способностью, используются специальные приборы, снабжаемые тонким входным окном. К недостаткам счетчика следует отнести низкое временное разрешение (от  с), не позволяющее регистрировать интенсивные потоки радиоактивного излучения.

        Высокой эффективностью регистрации радиоактивного излучения обладает сцинтилляционный счетчик, основным элементом которого является вещество-сцинтиллятор и фотоэлектронный умножитель (ФЭУ). При попадании быстрой заряженной частицы на сцинтиллятор происходит вспышка света, которая с помощью ФЭУ преобразуется в электрический сигнал, регистрируемый электронной аппаратурой. В качестве сцинтилляторов используются кристаллы некоторых неорганических (ZnS:Cu, NaI, CsI:Tl) и органических (антрацен, пластмассы) веществ. Сцинтилляционные счетчики обладают высоким временным разрешением ( вплоть до  с). Так как у многих сцинтилляторов интенсивность световой вспышки пропорциональна энергии первичной частицы, то данные счетчики позволяют измерять энергии регистрируемых частиц. На основе сцинтилляционных счетчиков работают радиометры и спектрометры, позволяющие регистрировать спектры ионизирующего излучения.

        В полупроводниковых счетчиках основным элементом является полупроводниковый диод. Радиоактивное излучение, падая на p-n-переход, рождают электронно-дырочные пары, меняя его электрические свойства. требуемая для рождения пар энергия на порядок меньше той, которая необходима для ионизации газа в газовых счетчиках, и поэтому полупроводниковые диоды можно использовать для регистрации частиц малых энергий. Время разрешения таких счетчиков составляет примерно  с.

        В нейтронных счетчика регистрируют не сами нейтроны, а протоны отдачи или , образующиеся в ядерных реакциях под действием нейтронов:

        Для осуществления этой реакции газоразрядные счетчики заполняются газом . Кроме того, камеру газоразрядного счетчика окружают слоем парафина для замедления нейтронов и увеличения вероятности реакции.

        Авария на Чернобыльской АЭС обусловила потребность в создании прибора, обеспечивающего быстроту картографической съемки местности с регистрацией участков (пятен), зараженными радиоактивными выбросами. Такой прибор был разработан к РНЦ «Курчатовский институт» и получил название «Гамма-визор». В данном приборе изображение местности в  с проецируется на пластинку из сцинтиллятора CsJ, который преобразует сигнал в видимый свет. Сравнивая получаемое изображение с обычной картиной, наблюдаемой в области видимых длин волн, можно оперативно выявить радиоактивные участки местности. Прибор надежно работает в диапазоне от 0,15 МэВ до 1,0 МэВ и позволяет регистрировать радиоактивные пятна на расстояниях до километра.

В настоящее время для коллективной и личной безопасности при служебно-бытовом применении юридическими и физическими лицами используются переносные приборы для измерения радиации. Их существует великое множество. Переносные приборы радиационного контроля делятся на профессиональные (рабочие) средства измерения и бытовые приборы.

Нет смысла описывать многие из современных приборов со своими достоинствами и недостатками в практическом применении. Необходимо коротко остановиться на нескольких марках приборов, которые уже зарекомендовали себя за ряд прошлых лет эксплуатации на объектах народного хозяйства и в быту. К сожалению данные приборы радиационного контроля в настоящее время не выпускаются по разным причинам. При этом приборы для измерения радиации не потеряли и сейчас актуальность своего применения в различных отраслях. Перечислим несколько приборов с различным назначением, а именно: радиометр поисковый СРП-68-01 (сцинтилляционный), радиометр поисковый СРП-88Н (сцинтилляционный), комплект индивидуальных дозиметров ИД-02, комплект индивидуальных дозиметров ДК-02, дозиметр-радиометр бытовой АНРИ-01-02 «Сосна».

Приборы радиационного контроля - радиометр СРП-68-01 и радиометр СРП-88Н являются поисковыми рабочими приборами. В настоящее время эти приборы для измерения радиации являются штатными техническими средствами множества специализированных служб организаций и предприятий народного хозяйства. К ним относятся: радиологические лаборатории клиник и больниц, центров гигиены и эпидемиологии, ветеринарные станции, ветеринарные лаборатории, лаборатории и службы радиационного контроля промышленных предприятий, лаборатории экологической безопасности, лаборатории станций химизации, объектов ядерной энергетики, геологические и геофизические полевые лаборатории, поисково-спасательные службы Министерства Чрезвычайных Ситуаций и.т.д.

Отличительная особенность таких приборов радиационного контроля - виброустойчивое, ударопрочное и герметичное исполнение , что дает возможность использовать их непосредственно в жидких средах и при обильных осадках в полевых условиях. Уже более десятка лет эти приборы для измерения радиации доказывают упомянутые эксплуатационные возможности. Огромное значение имеет наличие радиометров СРП-68-01 и СРП-88Н как рабочих поисковых приборов радиационного контроля при операциях сбора и переработки металлолома. Высокая чувствительность и быстрые показания по радиоактивному загрязнению вторичных металлов позволяют дозиметристу обрабатывать в более короткий промежуток времени большую часть контролируемого объекта, повышая тем самым безопасностъ дозиметриста и эффективность данного процесса. На других объектах народного хозяйства данные измерительные приборы работают аналогично. Минимум сервиса, простота органов управления, надежность дают возможность приборам СРП-68-01 и СРП-88Н отличаться и в настоящее время перед своими современными аналогами.

Комплекты индивидуальных дозиметров ИД-02 (ДК-02) в настоящее время также используются для безопасности производственного персонала, преимущественно для полевых лабораторий неразрушающего контроля. Они применяются как прямо показывающие приборы, определяющие оперативно дозовую нагрузку дозиметриста в конкретный момент времени. Зарядное устройство ЗД-6 обеспечивает зарядку дозиметров индивидуальных. Их современные аналоги на электронной основе значительно дороже данных приборов и обычно имеют совмещенные варианты с дозиметром измерения МЭД, что не всегда необходимо.

Наконец, один из бытовых приборов радиационного контроля дозиметр-радиометр АНРИ-01-02 «Сосна». Данный прибор для измерения радиации предназначен для индивидуального применения населением в целях обеспечения радиационной безопасности на местности, в жилых и производственных помещениях. Прибор имеет возможность измерять в своих пределах загрязнение по гамма и бета излучению. Несомненно, этот прибор является бытовым средством измерения. Поэтому процесс протоколирования полученных измерений таким прибором невозможен. Необходимо отметить, что погрешность показаний дозиметра-радиометра например, по измерению гамма излучения, приближена максимально к погрешности простых рабочих цифровых приборов в отличие от других бытовых дозиметров-индикаторов, которые могут давать только качественные показания по результатам измерений. В конструкции прибора радиационного контроля АНРИ-01-2 «Сосна» устанавливаются газоразрядные счетчики типа СБМ20, которыми оснащен профессиональный (рабочий прибор) ДРГ-01Т1.

Причины изменения радиационного фона с высотой над уровнем моря, примеры

Избежать облучения ионизирующим излучением невозможно. Жизнь на Земле возникла и продолжает развиваться в условиях постоянного облучения. Радиационный фон Земли складывается из трех компонентов :

1. космическое излучение;

2. излучение от рассеянных в земной коре, воздухе и других объектах внешней среды природных радионуклидов;

3. излучение от искусственных (техногенных) радионуклидов.

Облучение по критерию месторасположения источников излучения делится на внешнее и внутреннее. Внешнее облучение обусловлено источниками, расположенными вне тела человека. Источниками внешнего облучения являются космическое излучение и наземные источники. Источником внутреннего облучения являются радионуклиды, находящиеся в организме человека.

Космическое излучение складывается из частиц, захваченных магнитным полем Земли, галактического космического излучения и корпускулярного излучения Солнца. В его состав входят в основном электроны, протоны и альфа-частицы. Это так называемое первичное космическое излучение, взаимодействуя с атмосферой Земли, порождает вторичное излучение. В результате на уровне моря излучение состоит почти полностью из мюонов (подавляющая часть) и нейтронов.

         Поглощенная мощность дозы космического излучения в воздухе на уровне моря равна 32 нГр/час и формируется в основном мюонами. Для нейтронов на уровне моря мощность поглощенной дозы составляет 0.8 нГр/час и мощность эквивалентной дозы составляет 2.4 нЗв/час. За счет космического излучения большинство населения получает дозу, равную около 0.35 мЗв в год.

         Космическому внешнему облучению подвергается вся поверхность Земли. Однако облучение это неравномерно. Интенсивность космического излучения зависит от солнечной активности, географического положения объекта и возрастает с высотой над уровнем моря. Наиболее интенсивно оно на Северном и Южном полюсах, менее интенсивно в экваториальных областях. Причина этого - магнитное поле Земли, отклоняющее заряженные частицы космического излучения. Наибольший эффект действия космического внешнего облучения связан с зависимостью космического излучения от высоты (рис.).

         Солнечные вспышки представляют большую радиационную опасность во время космических полетов. Космические лучи, идущие от Солнца, в основном состоят из протонов широкого энергетического спектра (энергия протонов до 100 МзВ), Заряженные частицы от Солнца способны достигать Земли через 15-20 мин после того, как вспышка на его поверхности становится видимой. Длительность вспышки может достигать нескольких часов.

Величина дозы радиоактивного облучения, получаемая человеком, зависит от географического местоположения, образа жизни и характера труда. Например на высоте 8 км мощность эффективной дозы составляет 2 мкЗв/час, что приводит к дополнительному облучению при авиаперевозке.

При трансконтинентальном перелете на обычном турбовинтовом самолете, летящем со скоростью ниже скорости звука (Тполета ≈ 7.5 часа), индивидуальная доза, получаемая пассажиром (50 мкЗв), на 20 % больше, чем доза, полученная пассажиром сверхзвукового самолета (Тполета ≈ 2.5 часа) (40 мкЗв), хотя последний подвергается более интенсивному облучению из-за большей высоты полета. Коллективная эффективная доза от глобальных авиаперевозок достигает 104 чел-Зв, что составляет на душу населения в мире в среднем около 1 мкЗв за год, а в Северной Америке около 10 мкЗв.

Радиационная обстановка в Российской Федерации

При анализе радиационной обстановки следует вспомнить деятельность Минатом СССР. В период 1949-1990 гг. СССР провел 715 ядерных испытаний, в которых было взорвано 969 ядерных зарядов, на различных полигонах, среди которых: Семипалатинск, Новая Земля, Капустин Яр, Тоцк, Аральск, Азгир. Половина из них уже не относится к территории Российской Федерации после 1991 года, но это не значит, что негативное воздействие этих объектов прекратилось. Наибольшее воздействие оказали испытания в воздушной среде: в атмосферу произошли огромные выбросы радионуклидов, которые разнесло почти по всему земному шару. Атмосфера имеет свойство размывать в себе всё, что в неё попадает, поэтому с удалением от места испытаний концентрация выбросов постепенно снижается. Испытания повлекли за собой катастрофические последствия. Точных данных относительно влияния выбросов на население до сих пор нет, так как большая часть информации была засекречена. Но на примере Семипалатинска достоверно известно, что после испытаний радиоактивное облако накрыло Алтай и прилегающие территории. Выросло количество онкологических заболеваний и случаев бесплодия среди людей, проживающих даже на значительных расстояниях от полигонов.

Испытания ядерного оружия и работа АЭС влекут за собой накопления РАО, которые нужно утилизировать. Программы по утилизации крайне недоработаны, сложны, дорогостоящи и трудно поддаются прогнозированию по причине того что самый короткий срок полураспада радиоактивных элементов приближается к 1600 годам, поэтому когда захороненные отходы нанесут свой катастрофический удар – только вопрос времени, а пока мы просто перекладывает ответственность за это на далёкие поколения. Самое крупное захоронение отходов на территории РФ находится под Красноярском. Его воздействие можно оценить: естественный фон территорий превышен, близлежащие реки загрязнены, нарушены экосистемы. Но Россия продолжает импортировать РАО из многих европейских стран, надеясь что они смогут послужить топливом для следующего поколения АЭС.

Самое крупное из известных сейчас скоплений радионуклидов находится на Урале, в 70 км к северо-западу от Челябинска на территории производственного объединения «Маяк». ПО «Маяк» было создано на базе промышленного комплекса, построенного в 1945—1949 гг. Здесь в 1948 г. Был пущен первый в стране промышленный атомный реактор, в 1949 г. — первый радиохимический завод, изготовлены первые образцы атомного оружия. В настоящее время в производственную структуру ПО «Маяк» входит ряд производств ядерного цикла, комплекс по захоронению высокоактивных материалов, хранилища и могильники РАО. Многолетняя деятельность ПО «Маяк» привела к накоплению огромного количества радионуклидов и сильному загрязнению районов Челябинской, Свердловской, Курганской и Тюменской областей. В результате сброса отходов радиохимического производства непосредственно в открытую речную систему Обского бассейна через р.Теча (1949—1951 гг.), а также вследствие аварий 1957 и 1967 гг. в окружающую среду было выброшено 23 млн.Ки активности. Радиоактивное загрязнение охватило территорию в 25 тыс. км2 с населением более 500 тыс. человек.

В 1957 г. в результате теплового взрыва емкости с РАО произошел мощный выброс радионуклидов (церий-144, цирконий-95, стронций-90, цезий-137 и др.) с суммарной активностью 2 млн. Ки. Возник «Восточно-Уральский радиоактивный след» длиной до 110 км (в результате последующей миграции даже до 400км) и шириной до 35—50 км. Общая площадь загрязненной территории, ограниченной изолинией 0,1 Ки/км2 по стронцию-90, составила 23 тыс. км2. Около 10 тыс. человек из 19 населенных пунктов в зоне наиболее сильного загрязнения с большой задержкой были эвакуированы и переселены.

В 1968 году произошла печально известная авария на Чернобыльской АЭС. Сегодня Регистр располагает индивидуальными медицинскими и дозиметрическими данными на 615 тысяч человек (граждан РФ), подвергшихся радиационному воздействию вследствие аварии, в том числе - на 190 тысяч ликвидаторов и на 360 тысяч жителей четырех наиболее загрязненных радионуклидами российских областей - Брянской, Калужской, Тульской и Орловской.

В Российской Федерации загрязнению подверглись 57 000 км2 территории, на которой проживало 2,7 миллиона человек. 200 000 граждан России участвовало в чрезвычайных мероприятиях по ликвидации аварии, в результате чего 46 000 участников стали инвалидами. 1,8 миллиона человек, в том числе 300 000 детей продолжают проживать на загрязненных территориях. Из самых опасных мест отселено 50000 человек.

Российская Федерация поднялась на четвертое место в мире по добыче урана. Продолжают нести боевое дежурство атомные подводные лодки, работают АЭС и другие предприятия атомной промышленности. Все эти виды деятельности, так или иначе, ведут к выбросам радиоактивных веществ. Достоверных данных по экспозиционной дозе радиации на многих территориях нет, нужны очень масштабные исследования. И хотя власти утверждают что обстановка стабильная и бояться нечего, и даже ядерные испытания КНДР в 320 километрах от Владивостока не причинили никакого вреда нашим территориям и здоровью граждан, у меня почему то возникла мысль попросить у кого-нибудь дозиметр. Официальные данные гласят что в крупных городах, даже в тех где работают объекты атомной индустрии, радиационный фон почти никогда не превышает значения в 30 мкР/ч, да и то благодаря выпадениям соединений радона с осадками. Меня пугает тот факт, что для многих опасных радиоактивных веществ не существует четко рассчитанных ПДК, поэтому мы можем даже не знать, что живем в зоне поражения. А к таким вещам следует относится с максимальной серьезностью, так как радиация имеет свойства изменять ДНК облученных объектов и вызывать различные мутации. Из вышесказанного следует, что проблема радиационного загрязнения плохо изучена и слабо контролируется, а потому требует к себе максимальной степени внимания.

2.1. Расчетная часть

Тема 1.1.2. Закон радиоактивного распада

За один год начальное количество радиоактивного изотопа уменьшилось в 1,14 раз. За какое время оно уменьшится в 14 раз? Пользуясь таблицей 1, определите, какой это изотоп. Определите среднюю продолжительность жизни его атомов. Запишите уравнение реакции распада и укажите, к какому виду распадов она относится.

Решение

Запишем закон радиоактивного распада:

где N(t) – количество нераспавшихся ядер изотопа по истечение времени t; N0 – начальное количество ядер изотопа (при t=0); Т1/2 – период полураспада.

Выразим период полураспада:

Подставляя исходные данные, получим:

По таблице 1 находим, что этот изотоп – 2760Co.

Определим теперь время, за которое количество радиоактивного изотопа уменьшится в 14 раз.

Средняя продолжительность жизни ядер:

Уравнение реакции распада:

,

где  - электрон,  - электронное антинейтрино.

Таким образом, возникает β- излучение, представляющее собой поток электронов. То есть, вид распада - β- - распад.

Ответ: ≈20,2 года; 2760Co; ≈7,6 лет; β- - распад.

Тема 2.2.2. Активность радиоактивных элементов

На сколько процентов уменьшилась к маю 2010 года активность цезия , выпавшего на землю в 1986 году в результате Чернобыльской аварии? Определите среднее время жизни τ этого радионуклида. Запишите уравнение реакции распада и укажите, к какому виду распадов она относится.

Решение:

Активность А радиоактивного препарата:

Где  его активность в начальный момент времени (при t = 0),  начальное количество ядер,  число оставшихся не распавшихся ядер спустя время t,  постоянная распада,  период полураспада радиоактивных ядер ().

По таблице 1 находим период полураспада изотопа. Он равен  30 лет. Тогда, имеем, с учетом того, что Чернобыльская авария случилась 26 апреля 1986 года, и до мая 2010 года прошло t – 24 года:

То есть, активность уменьшилась примерно на 43%.

Среднее время жизни радионуклида  равно:

Уравнения реакции распада:

Здесь   электронное антинейтрино.

Возникает  излучения, представляющее собой поток электронов. То есть, вид распада  распад.

Ответ: на 43%, 43,3 лет,  распад.

Тема 3.2.2. Типы радиоактивных распадов

Найдите отношение удельной активности стронция  к удельной
активности радия .

Решение:

По определению активности А радиоактивность препарата:

Где  - его активность в начальный момент времени (при t = 0)

  – начальное количество ядер,

- число оставшихся не распавшимися ядер спустя время t,

- постоянная распада,

 - период полураспада радиоактивных ядер ().

        Удельная активность  радиоактивного изотопа – это активность А, отнесенная к единицы массы m изотопа:

Из таблицы 1 находим периоды полураспада изотопов: стронция  лет; радия .

Выполняя преобразования, получим:

Где n – количества вещества (моль);

- постоянная Авогадро;

М – молярная масса (кг/моль).

То есть удельная активность обратно пропорциональна ().

Следовательно, отношение удельных активностей равно:

Ответ: в 145 раз.

Тема 4.2.1. Элементы дозиметрии

На расстоянии 40 см от точечного источника γ-излучения мощность
экспозиционной дозы составляет 15 мР/мин =0,015 Р/мин. Сколько времени в течение рабочего дня можно находиться на расстоянии 6 м от источника, если средний допустимый уровень эквивалентной дозы за рабочий день составляет 60 мкЗв? Поглощением γ-лучей в воздухе пренебречь.

Решение

По мере удаления от точечного источника радиации мощность экспозиционной дозы снижается (доза обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника). Следовательно, если известна мощность экспозиционной дозы X/1 на расстоянии r1 от точечного источника γ-излучения, можно, пренебрегая поглощением излучения в воздухе, вычислить мощность экспозиционной дозы X/2 на расстоянии r2, поскольку:

То есть, мощность экспозиционной дозы на расстоянии r2 м от источника равна

Следовательно, за время t мин экспозиционная доза на расстоянии r2 м составит (Р)

Зиверт - доза, при которой 1 кг стандартной биологической ткани поглощает энергию 1 Дж. Полезно помнить, что экспозиционной дозе в 100 Р в случае γ-излучения (коэффициент качества которого равен 1) соответствует эквивалентная доза в 1 Зв (или 106 мкЗв). Таким образом, 1 Р в случае γ-излучения соответствует эквивалентная доза в 104 мкЗв.

То есть, эквивалентная доза в мкЗв составит:

Из последней формулы выражаем расстояние:

Ответ: 90 секунд.

Тема 5.2.1. Нормы радиационной безопасности НРБ – 99

Мощность экспозиционной дозы γ-излучения на расстоянии 40 см от точечного источника равна 3,6 мкА/кг. Определите время, в течение которого можно находиться на расстоянии 6 м от источника, если средний допустимый уровень эквивалентной дозы составляет 60 мкЗв. Поглощением γ-излучения в воздухе пренебречь.

Решение:

По мере удаления от точечного источника радиации мощность экспозиционной дозы снижается (доза обратно пропорциональна квадрату расстояния до источника). Если известна мощность экспозиционной дозы  на расстоянии  от точечного источника γ-излучения, можно, пренебрегая поглощением излучения в воздухе, вычислить мощность экспозиционной дозы  на расстоянии , поскольку:

Таким образом, мощность экспозиционной дозы на расстоянии  м от источника равна:

Следовательно, за время t мин экспозиционная доза на расстоянии м составит (Р):

Известно, что экспозиционной дозе в 100 Р в случае γ-излучения соответствует эквивалентная доза в 1 Зв. Известен также коэффициент пересчета 1 Кл/кг = 3876 Р. То есть 1 Кл/кг = 38,76 Зв = 38,76* мкЗв.

То есть, эквивалентная доза в мкЗв составит:

Из последней формулы выражаем расстояние:

тогда

Ответ: 96 секунд.

Тема 6.1.2. Окружающий радиационный фон

Мощность экспозиционной дозы γ-излучения на высоте 4500 м над уровнем моря составляет 0,3 мкЗв/ч. Определите необходимую толщину стен деревянного дома, чтобы в этом месте обеспечить уровень мощности экспозиционной дозы внутри помещения не выше 0,1 мкЗв/ч. Толщину слоя половинного ослабления используемой древесины принять равной 15 см.

Решение:

Установлено, что интенсивностьлучей экспоненциально убывает с расстоянием х, которое они проходят в веществе:

Где I – интенсивность излучения после прохождения сквозь пластину толщиной х;  интенсивность излучения, подающего на эту пластину; е – основание натурального логарифма;  линейный коэффициент ослабления, зависящий как от длины волны (то есть от энергии) рентгеновского и γ-излучения, так и от плотности вещества.

Толщина слоя половинного поглощения связано с линейным коэффициентом поглощения зависимостью , следовательно, закон поглощения можно переписать в виде:

Выразим и найдем необходимую толщину х (с учетом, что мощность дозы пропорциональна интенсивности):

Ответ: 24 см.

Тема 7.1.2. Применение радиоактивных изотопов

Активность 1 г древесины старой постройки из дуба за счет радиоактивного изотопа углерода  составляет 60 % от активности вещества современного дуба. Оцените возраст постройки.

Решение:

По определению активности А радиоактивность препарата:

Где  - его активность в начальный момент времени (при t = 0)

  – начальное количество ядер,

- число оставшихся не распавшимися ядер спустя время t,

- постоянная распада,

 - период полураспада радиоактивных ядер ().

        Для изотопа  период полураспада равен  лет, поэтому

;

;

        Ответ:

Тема 8.2.2. Чрезвычайные ситуации (аварии на АЭС)

Какому количеству периодов полураспада будет соответствовать время, которое должно пройти с тем, чтобы территория, загрязненная радиоактивным йодом  до уровня активности 37* Бк/км², очистилась до фонового уровня, до аварии составлявшего на данной территории 0,08 Ки/км²?

Решение:

Активность А радиоактивного препарата определяется как:

Где   его активность в начальный момент времени (при );

 начальное количество ядер;

 число оставшихся нераспавшимися ядер спустя время ;

 постоянная распада;

 период полураспада радиоактивных ядер ().

Таким образом:

Имеем:

Ответ: 7 периодов полураспада.

Тема 9.2.1. Воздействие радиации на человека

В одном литре воды из минерального источника содержится 2* атомов радона . Какова активность радона, который попадает в организм человека, выпившего стакан такой воды объемом 0,25 л?

Решение:

Активность образца в начальный момент времени равна:

Где  постоянная распада;

 масса образца;

 его молярная масса;

 число Авогадро;

 количество радиоактивных атомов в начальный момент времени.

Учтем также связь между постоянной распада  и периодом полураспада  :

Тогда

Период полураспада радона равен 3,82 суток. Учитывая, соотношение объемов (1 л и 0,25 л), получим:

Ответ: 1,05 кБк.

Тема 10.2.2. Защита от радиации

В первом случае поток гамма-излучения с длиной волны  м проходит двухслойный экран, состоящий из слоя алюминия толщиной 5 мм, и слоя свинца толщиной 1 мм. Во втором случае такой же поток проходит двухслойный же экран, но в котором 1 мм – это толщина слоя алюминия, а 5 мм – толщина слоя свинца. Во сколько раз отличаются прошедшие потоки по интенсивности?

Решение:

Установлено, что интенсивностьлучей экспоненциально убывает с расстоянием х, которое они проходят в веществе:

Где I – интенсивность излучения после прохождения сквозь пластину толщиной х;  интенсивность излучения, подающего на эту пластину; е – основание натурального логарифма;  линейный коэффициент ослабления, зависящий как от длины волны (то есть от энергии) рентгеновского и γ-излучения, так и от плотности вещества.

Для расчета интенсивности излучения при прохождении его сквозь вещество на практике часто используют массовый коэффициент ослабления:

Величина которого от плотности вещества  уже не зависит, а определяется лишь длиной волны (то есть энергией) излучения.

Тогда закон ослабления пучка моноэнергетических рентгеновских и γ – лучей при прохождении сквозь поглощающее вещество принимает вид:

Найдем энергию гамма – квантов с длительностью волны м.

По рисунку 1 находим, что для энергии квантов 0,62 МэВ массовый коэффициент поглощения для алюминия равен  (Al) = 0.077 см²/г. При этом плотность алюминия составляет 2,600 г/см³.  Для свинца получаем: (Pb)=0,117 см²/г. При этом плотность свинца составляет 11,3 г/см³.

Получаем, что после прохождения двухслойного экрана:

Отношение интенсивностей в двух случаях:

Ответ: примерно в 1,57 раз больше в первом случае.

Список используемой литературы

1. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99 Издание официальное. М.: Минздрав России. – 1999.//http://base/consultamt/ru/
2. Савельев И.В. Курс общей физики. Книга 5. Квантовая оптика. Атомная физика. Физика твердого тела. Физика атомного ядра и элементарных частиц.  – М.: Издательство АСТ, Апрель. – 2008 и далее.
3. Детлаф А.А., Яворский Б.М. Курс физики: Учеб. Пособие для втузов. – М.: Высш. Школа и др., 2008 и далее, - 718 с.
4. Трофимова Т.И. Курс физики: Учеб. Пособие для вузов. – М.: Высш. Школа и др., 2008 и далее, - 542 с.
5. Сахаров В.К. Радиоэкология: Учебное пособие. – СПб.: Издательство «Лань», 2006, - 320 с.
6. Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. – 4-е изд., перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1991, - 352 с.: ил.