Естественная и искусственная радиоактивность

Автор работы: Пользователь скрыл имя, 06 Июня 2012 в 21:23, реферат

Краткое описание

В мои цели входит более подробно познать материал, связанный с радиацией (которая делится на естественную и искусственную), с помощью радиометра измерить уровень радиации в разных диапазонах частот, составить таблицы и сравнить их результаты с санитарными нормами. Насколько я знаю, СНИПы – часто изменяемые нормы и сравнивать с ними результаты будет довольно сложно, но я хочу это сделать и постараюсь получить наиболее точные результаты сравнения.

Содержание

Введение.
Часть 1.История открытия радиоактивности.
Часть 2. Физика ядра.
Глава 1.
- Строение атомного ядра.
- Ядерные силы.
- Энергия связи ядра.
- Изотопы.
Глава 2.
- Закон радиоактивного распада.
- Виды радиоактивных излучений и распадов.
Глава 3.
- Естественная радиоактивность.
- Искусственная радиоактивность.
- Ядерное оружие.
- Ядерный реактор.
- Аварии.
Часть 3. Воздействие малых доз радиации на живой организм.
Часть 4. Методы регистрации частиц.
- Газоразрядный счетчик.
- Счетчик Гейгера - Мюллера.
- Пузырьковая камера.
- Камера Вильсона.
- Дозиметр и радиометр.
Заключение.
Список используемой литературы.

Вложенные файлы: 1 файл

«Естественная и искусственная радиоак.doc

— 867.50 Кб (Скачать файл)

                                                    239 93Np → 239 94Pu + 0 -1e 

      Атомный реактор. 

      Ядра  урана, особенно ядра изотопа 235 92U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения "коэффициента размножения нейтронов

      

      Рис.7     Атомный реактор.

      Основные  элементы ядерного реактора: ядерное горючее (235 92U, 239 92Pu, 23892U и др.), замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.) и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).

      Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей 

γ-излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным заполнителем.

      Лучшим  замедлителем является тяжелая вода. Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду. Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

      Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения. Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная реакция.

      При малых размерах слишком велика утечка нейтронов через поверхность  активной зоны реактора (объем, в котором располагаются стержни с ураном).

      С увеличением размеров системы число  ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число  нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально  площади поверхности.

      Поэтому, увеличивая размеры системы, можно достичь значения коэффициента размножения k приблизительно равного 1. Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры и соответственно критическая масса определяются типом ядерного горючего, замедлителем и конструктивными особенностями реактора.

      Для чистого (без замедлителя) урана  23592U, имеющего форму шара, критическая масса приблизительно равна 50 кг. При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран очень тяжелое вещество). Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.

      Управление  реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k>1, а при полностью вдвинутых стержнях k<1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ. 

      Аварии. 

      В настоящее время на дне Атлантического океана покоятся пять погибших атомных  подводных лодок (две американских и три отечественных), которые  являются потенциальными источниками  техногенных радионуклидов. Однако, как показали многолетние наблюдения за затонувшей в Норвежском море АПЛ «Комсомолец», поступление радионуклидов за пределы корпуса лодки происходит крайне медленно, кроме того, многие радионуклиды прочно сорбируются донными осадками, так что серьезной опасности для окружающей среды затонувшие АПЛ, по-видимому, не представляют.

      В 1968 г. в 11 км к западу от авиабазы Туле, вблизи побережья Гренландии, произошла  катастрофа американского самолета В-52, несущего четыре ядерные боеголовки. В результате взрыва самолета плутоний, содержавшийся в боеприпасах, был перемешан со льдом, а также частично поступил под лед с фрагментами боеголовок. В итоге в донные осадки попало около 1 ТБк плутония. В 1966 г. произошло столкновение в воздухе двух самолетов американских ВВС над побережьем Испании. В результате произошло падение четырех термоядерных бомб: три упали на берег, одна — в Средиземное море. Однако эти инциденты не привели к серьезным последствиям для окружающей среды, поскольку большая часть плутония была удалена в результате своевременных дезактивационных работ.

      В 1964 г. потерпел аварию американский навигационный  спутник: он не вышел на орбиту и  упал в Индийский океан. Энергоснабжение  спутника обеспечивалось изотопным  источником энергии. Авария спутника привела к распылению в атмосфере 629 ТБк 238Pu. Около 95% этого плутония выпало на поверхность Земли к концу 1970 г. Падение спутника привело к существенному изменению соотношения изотопов плутония в глобальных выпадениях.

      Авария  советского спутника «Космос-954» в 1978 г. привела к поступлению в окружающую среду продуктов деления из бортового атомного реактора. Примерно три четверти от общего количества радионуклидов рассеялись в верхних слоях атмосферы. Падение обломков произошло на территории Северной Америки.

      Известен  ряд аварий на предприятиях ядерного топливного цикла. Например, в Селлафилде в 1957 г. произошла авария на исследовательском  реакторе с расплавлением активной зоны.

      27 сентября 1957 г. произошла авария  в Кыштыме (Челябинская область)  на предприятии по переработке радиоактивных отходов, где находились около 60 охлаждаемых водой емкостей из нержавеющей стали объемом по 250 м3 с высокорадиоактивными отходами. В результате перебоя в подаче охлаждающей воды произошел взрыв мощностью 5—10 кт. Было эвакуировано 23 населенных пункта с населением 10180 человек. Радиоактивное облако поднялось на высоту 1 км и стало перемещаться на северо-восток.

        

      Рис.8          Схема атомной электростанции.

      Однако  наиболее серьезная авария произошла  на Чернобыльской АЭС в ночь на 26 апреля 1986 года. На Чернобыльской АЭС были установлены реакторы типа РБМК (реактор большой мощности кипящий), основной компонент выбросов которых в окружающую среду — РГ (радиоактивные газы), не создающие опасности внутреннего облучения. Штатная загрузка РБМК — 192 т ядерного топлива (UO2) с обогащением 2% и 1760 т графита. Для предотвращения окисления графита в кожух реактора подается газовая смесь, состоящая из 80% гелия и 20% водорода. Полная кампания топлива длится 1080 суток. За это время в топливе накапливается свыше 500 радионуклидов от трития до кюрия с общей активностью 6,8 • 1020 Бк. Среди этих радионуклидов достаточно много короткоживущих, активность которых быстро уменьшается со временем.

      Авария  на ЧАЭС произошла в результате грубейших нарушений техники безопасности при остановке 4-ого блока для проведения замены тепловыделяющих элементов. Произошел взрыв. Рассеяние крупных осколков топлива наблюдалось на расстоянии до сотен метров. Затем загорелся графит. Из общего количества накопившихся в реакторе РБМК радионуклидов при аварии 4-го блока ЧАЭС значительная часть была выброшена в окружающую среду. По мере того как графитовый компонент сердцевины реактора выгорал, он позволял оставшемуся топливу разъедать нижнюю биологическую защиту (НБЗ) и протекать в нижние части здания реактора. Через девять дней сердцевина реактора быстро затвердела и авария остановилась без прямого вмешательства человека (сбрасывание различных материалов с вертолета было неэффективным). Тепло распада быстро снизилось в связи с захватом окружающих материалов (нержавеющей стали и серпентина НБЗ) в соединении с быстрым распространением расплавленного топлива на расстояние до 40 м от эпицентра расплавленной сердцевины.

      В течение первых 9 дней после аварии наблюдались четыре фазы процесса:

      •  первая фаза (26 апреля) — механическая дисперсия топлива;

      •  вторая фаза (27 апреля-1 мая) — спад уровня выброса; уменьшение горения графита;

      •  третья фаза (2—5 мая) — сердцевина разогревается до температуры выше 2000°С; протекает реакция между кислородом и графитом; аэрозольные формы продуктов деления комбинируются с частицами графита;

      •  четвертая фаза (5—6 мая) — быстрое  снижение эмиссии продуктов деления, связанное с остановкой процесса деления. [2]

      Выброс  радиоактивных продуктов в атмосферу  продолжался до конца августа  со скоростью нескольких кюри в день.

      В саркофаге, сооруженном вокруг аварийного блока, находится от 1270 до 1350 т содержащих топливо материалов (около 10,5% частично им горевшего ядерного топлива), 64000 м3 других материалов (цемент, строительные материалы и др.), приблизительно 10000 т строительных металлоконструкций и от 800 до 1000 т загрязненной воды. В затвердевших остатках топлива остается значительное количество цезия-137 (35% от его исходного количества).

      Главные пятна загрязнения на территории бывшего СССР — площади с уровнем радиоактивности на грунте более 560 кБк/м2. Большие площади на Украине и в Белоруссии имели уровень радиоактивности выше 40 кБк/м2. Наиболее загрязнена была 30-километровая зона, окружающая реактор, где уровень загрязнения цезием-137 обычно превосходил 1500 кБк/м2. В наиболее загрязненном Брянско-Белорусском пятне, находящемся в 200 км к северо-северо-востоку от 4-ого блока, уровень загрязнения цезием-137 достигал 5 МБк/м2.

      Предельно высокие уровни выпадений, в том  числе и в местах, находящихся  в тысячах километров от места  аварии, в основном были связаны  с дождями. Сухие выпадения играли существенно меньшую роль в распространении  Чернобыльских радионуклидов, чем в случае выпадений после испытаний ядерного оружия.

      Все эти аварии - наглядный пример того, как опасна может быть радиация. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 

Часть 3.

Воздействие малых доз радиации на живой организм. 

      Эта тема не является основной для моего реферата, так что про неё я скажу совсем немного.

      Механизм  излучения, поражающего биологические объекты, еще недостаточно изучен. Но ясно, что оно сводится к ионизации атомов и молекул и это приводит к изменению их химической активности. Наиболее чувствительны к излучениям ядра клеток, особенно клеток, которые быстро делятся. Поэтому в первую очередь излучения поражают костный мозг, из-за чего нарушается процесс образования крови. Далее наступает поражение клеток пищеварительного тракта и других органов.

      Сильное влияние оказывает облучение  на наследственность, поражая гены в хромосомах. В большинстве случаев  это влияние является неблагоприятным.

      Облучение живых организмов может оказывать  и определенную пользу. Быстроразмножающиеся клетки в злокачественных (раковых) опухолях более чувствительны к облучению, чем нормальные. На этом основано подавление раковой опухоли γ-лучами радиоактивных препаратов, которые для этой цели более эффективны, чем рентгеновские лучи.

      Воздействие излучений на живые организмы характеризуется дозой излучения. Поглощенной дозой излучения называется отношение поглощенной энергии Е ионизирующего излучения к массе m облучаемого вещества: 

      D=E/m     (17) 

      В СИ поглощенную дозу излучения выражают в грэях (сокращенно: Гр). 1 Гр равен поглощенной дозе излучения, при которой облученному веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж.

      Естественный  фон радиации (космические лучи, радиоактивность окружающей среды  и человеческого тела) составляет за год дозу излучения около 2-10-3 Гр на человека. Международная комиссия по радиационной защите установила для лиц, работающих с излучением, предельно допустимую за год дозу 0,05 Гр. Доза излучения в 3—10 Гр, полученная за короткое время, смертельна.

      Существенный вклад в облучение человека вносит радон и продукты его распада. Именно он, вызывает особую тревогу у ученых. По мнению правительственных экспертов за счет радона и продуктов его распада люди получают 3/4 дозы от общего количества радиации, поступающей в процессе облучения естественными источниками радиации. Таким образом, отрицательное действие радона на здоровье людей значительно превосходит воздействие от радиации, выброшенной в окружающую среду атомными станциями.

         Основным источником этого радиоактивного инертного газа является земная кора, в которой он образуется в результате естественного радиоактивного распада. Проникая через трещины и щели в фундаменте, полу и стенах, радон поступает в первые этажи зданий и подвальные помещения и в них задерживается и накапливается (радон в 7,5 раз тяжелее воздуха). Как следствие, концентрация радона в верхних этажах многоэтажных домов обычно ниже, чем на первом этаже.

Информация о работе Естественная и искусственная радиоактивность