Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге

Поможем в ✍️ написании учебной работы

Имя

Поможем с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой

Нажимая кнопку "Продолжить", я принимаю политику конфиденциальности

Исследовательский проект

Радиационное излучение и его проявление в Сверловской области и городе Екатеринбурге.

Исполнитель: Неуймин Коля

ученик 11 класса

Карпухина Оля

Малиновский Андрей

Хуриленко Оля

ученики 10 класса

Руководитель: Шихова Л.В.

учитель I категории

Екатеринбург 2005
Содержание

Введение. 3

Глава I. 5

I.1. История открытия радиации. 5

I.2. Радиоактивное излучение и его виды. 6

I.3. Закон радиоактивного распада. Правила смещения. 8

I.3.1. Закономерности α-распада 10

I.3.2. β-Распад. Нейтрино 12

I.4. Гамма-излучение и его свойства. 15

I.5. Цепная реакция деления. 18

I.6. Ядерные реакторы. 20

I.7. Термоядерные реакции. 24

I.8. Биологическое действие излучения. 31

I.9. Действие ядерных излучений на структуру вещества. 34

I.10. Естественная радиоактивность в природном цикле существования Земли. 43

I.10.1. Естественные источники радиации. 44

I.10.2. ДРУГИЕ ИСТОЧНИКИ РАДИАЦИИ. 46

Глава II. 47

II. Анализ радиационного загрязнения на территории Свердл. Обл. 47

Глава 3 57

Влияние радиоактивного загрязнения здоровье населения и его последствия. 57

Практическая часть. 61

Приложение. 67

Заключение. 74

Список литературы.. 75

Введение.

Физика – это наука о строении и свойствах материи, о формах её движения и изменения, об общих закономерностях явлений природы. Эта наука изменила всю нашу жизнь. Она внедрила новые технологии, которые помогают прогрессу.

Академия наук в Стокгольме 10 декабря 1903 года публично объявила о присуждении Нобелевской премии по физике супругам Кюри за открытие в области радиоактивности.

Никто из Кюри не присутствовал на заседании. От их имени французский посол принял из рук короля диплом и золотые медали. Открытие свое они совершили в сарае с протекающей крышей. В те дни газеты писали: "...За Пантеоном, на узкой и безлюдной улице, какие изображаются на офортах, иллюстрирующих старинные и мелодраматические романы, улице Ломон, среди темных потрескавшихся домов, у шаткого тротуара стоит жалкий дощатый сарай - это Городской институт физики и химии. Земляной бугристый пол, покрашенные известкой стены, крыша из дранки, слабый свет, проникающий сквозь запыленные окна. Вот это и есть место открытия радиоактивности". Теперь, спустя столько времени, нам, живущим на пороге XXI века (одной ногой мы уже перешагнули его), трудно представить свою жизнь без открытия супругов Кюри. Они, после получения блестящих результатов, хорошо изучив свое новорожденное дитя, честно и открыто предупредили человечество о зле, которое может порождать их открытие.

Сразу скажем, что человечество не слушает ученых мужей. Пример тому атомная бомба и чернобыльская авария. Ученые редко что-то изобретают во вред человечеству. У них всегда благие намерения. Но политики для достижения своих личных целей. Поэтому я решил изучить радиационную обстановку на Среднем Урале и непосредственно на территории Орджоникидзевского района. Тема радиоактивного загрязнения сейчас очень актуальна. Свои исследования я изложил в данном реферате.

Цель исследования: проанализировать радиоактивную обстановку.

Предмет исследования: радиоактивное излучение.

Исходя из поставленной выше цели при создании данного реферата я поставил следующие задачи:

1. Изучить и проанализировать литературу по данной теме.

2. Изучить принцип действия радиационных приборов.

3. Проанализировать радиационную обстановку в области и в городе.

4. Сделать сравнительный анализ радиационной обстановки разных районах города Екатеринбурга.

Для решения поставленных задач были использованы следующие методы исследования:

1. Изучение правительственных документов по вопросам радиационной обстановки.

2. Изучение и анализ литературы по физике, относящеюся к к объекту предмету исследования.

3. Физический эксперимент.

Глава I.

I.5. Цепная реакция деления

Для практического применения деления тяжелых ядер важнейшее значение имеет выделение большой энергии при каждом акте деления и появление при этом нескольких (двух, трех) нейтронов. Если каждый из этих нейтронов, взаимодействуя с соседними ядрами делящегося вещества, в свою очередь вызывает в них реакцию деления, то происходит лавинообразное нарастание числа актов деления. Такая реакция деления называется цепной. Свое название эта реакция получила по аналогии с цепными химическими реакциями, т. е- реакциями, продукты которых могут вновь! вступать в соединения с исходными веществами.

В 1939 г. Я. Б. Зельдович и Ю. Б. Харитон впервые указали на возможность существования цепной ядерной | реакции деления. Каждый из нейтронов, образовавшихся д при одном акте деления, если он будет захвачен ядром, вызовет появление новых нейтронов деления, в свою очередь Способных вызвать реакции деления, и т. д.

Рассмотрим несколько подробнее возможность осуществления цепной реакции. Предположение о том, что каждый из нейтронов захватывается соседними ядрами, в действительности не реализуется. Часть вторичных нейтронов попадает в ядра атомов тех веществ, которые непременно присутствуют в той области, где реализуется цепная реакция, но не являются делящимися, - замедлители нейтронов, теплоносители, уносящие тепло из зоны реакции, и др. Часть нейтронов может просто выйти за пределы активной зоны - того пространства, где происходит цепная реакция.

Очевидно, что непременным условием возникновения цепной реакции является наличие размножающихся нейтронов. Введем понятие о коэффициенте k размножения нейтронов. Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов, возникших в некотором звене реакции, к числу таких нейтронов в предшествующем ему звене. Необходимым условием для развития цепной реакции является требование k >1. Величина k определяется, во-первых, значением среднего числа нейтронов, возникших при одном акте деления, во-вторых, вероятностями различных процессов взаимодействия нейтронов с ядрами делящегося вещества и примесей в нем, а также размерами системы.

Роль последнего фактора существенна потому, что с уменьшением размеров активной зоны увеличивается доля нейтронов, выходящих за ее пределы, и уменьшается возможность дальнейшего развития цепной реакции. Потери нейтронов пропорциональны площади поверхности, а генерация нейтронов пропорциональна массе и, следовательно, объему делящегося вещества. Например, для делящегося вещества, имеющего сферическую форму (объем V ~ R , поверхность 5-R ² , S / V ~1/ R), с уменьшением R , т.е. с уменьшением объема и массы делящегося вещества, будет расти доля потерь нейтронов, вылетающих из активной зоны. Минимальные размеры активной зоны, при которых возможно осуществление цепной реакции, называются критическими размерами.

Минимальная масса делящихся веществ, находящихся в системе критических размеров, называется критической

массой.

Для уменьшения потерь нейтронов и уменьшения критических параметров делящегося вещества его окружают отражателем - слоем неделящегося вещества, обладающего малым эффективным поперечным сечением для захвата нейтронов и большим сечением их рассеяния. Отражатель возвращает в активную зону большую часть вылетевших из нее нейтронов. В качестве отражателей используются те же вещества, которые применяются для замедления нейтронов,- графит, тяжелая вода DaO и HDO, соединения бериллия.

Одной из наиболее важных характеристик цепной реакции является скорость ее развития, зависящая, помимо коэффициента k размножения нейтронов, от среднего времени τ между двумя последовательными актами деления. Очевидно, что т определяет среднее время жизни одного «поколения» нейтронов, т. е. среднее время от момента деления до захвата нейтрона ядром атома делящегося вещества. Точнее, время т складывается из времени деления • ядра, времени запаздывания вылета нейтрона из ядра относительно момента деления и времени, прошедшего до следующего захвата.

В случае развивающейся цепной реакции для резкого уменьшения времени т, т. е. для получения весьма быстрой цепной реакции взрывного типа, необходимо осуществить процесс размножения на быстрых нейтронах; для получения управляемой цепной реакции необходимо увеличивать время т, т. е. нужно стремиться к тому, чтобы время запаздывания вылета нейтронов относительно момента деления и время перемещения нейтронов до следующего захвата по возможности были большими. Первое зависит от механизма возникновения вторичных нейтронов и меньше поддается воздействию, второе - от взаимодействия вылетевших из ядра нейтронов с окружающими ядрами, т. е. от замедления нейтронов, их движения в веществе и, наконец, от их захвата. Управление цепной реакцией сводится, в основном, к воздействию на эти процессы.

I.6. Ядерные реакторы

Управляемые цепные реакции осуществляются в ядерных реакторах или атомных котлах.

В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются 92U²³⁶, 94Pu²³³, 92U²³⁸ , а также 90Th²³². В естественной смеси изотопов урана изотопа 92U²³⁸ содержится в 140 раз больше, чем изотопа 92U²³⁵. Для понимания процессов, которые могут происходить в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Исследование энергетического спектра нейтронов, испускаемых при делении, показывает, что их энергии составляют в основном около 0,7 Мэв. Эти нейтроны способны вызвать деление лишь ядер в^²³⁶- Те немногие нейтроны, энергия которых превышает энергию активации деления ядра 92U²³⁸, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра 92U²³⁸. В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают захват ядрами 92U²³⁸ или поглощаются ядрами 92U²³⁵. Поглощение нейтронов ядрами 92U²³⁵ способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами 92U²³⁸ выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепной реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепной реакции превышает вероятность развития реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах.

В ядерных реакторах на медленных нейтронах условием, обеспечивающим развитие цепной реакции, является применение замедлителя для уменьшения захвата нейтронов ядрами 92U²³⁸. При каждом столкновении с ядрами замедлителя нейтрон теряет энергию большими порциями, и это благоприятствует «проскакиванию» энергии нейтрона через ту область энергий, при которых происходит захват нейтрона ядрами 92U²³⁸. В качестве замедлителей применяют углерод (в виде графита), дейтерий (в виде тяжелой воды DaO и HDO), бериллий и окись бериллия, ядра которых меньше других ядер захватывают тепловые нейтроны.

Различаются два типа реакторов на медленных нейтронах - гомогенные и гетерогенные. В гомогенных реакторах делящееся вещество равномерно распределяется по объему замедлителя (например, растворяется в воде). В гетерогенных реакторах уран расположен отдельными блоками по объему замедлителя - тяжелой воды или графита. В гомогенных реакторах нейтроны в ходе замедления все время находятся поблизости от ядер атомов урана, распределенных по всему объему. Это приводит к большей вероятности поглощения нейтронов ядрами атомов урана, а не замедлителя, но это же снижает вероятность избежать захвата нейтронов ядрами 92U²³⁸. В гетерогенных реакторах, наоборот, сравнительно мала вероятность поглощения тепловых нейтронов ядрами урана, но зато повышается вероятность избежать захвата ядрами 92U²³⁸, ибо значительную часть времени замедляемые нейтроны с энергиями, «опасными» для захвата, проводят за пределами блоков делящегося урана. Работе реактора способствует также снижение утечки нейтронов, достигаемое за счет увеличения критических размеров и применения отражателей нейтронов.

Быстрое развитие цепной реакции сопровождается , выделением большого количества энергии, что может вызвать излишний перегрев реактора. При достижении реактором требуемой мощности необходимо режим развивающейся реакции свести к критическому режиму со значением k =1 и затем поддерживать этот режим. Для уменьшения коэффициента размножения нейтронов в активную зону реактора вводятся стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например из бора или кадмия. Такие управляющие стержни уменьшают значение k и предотвращают нарастание скорости цепной реакции, поддерживая ее в стационарном режиме.

Деление ядер урана, осуществляемое в реакторах, сопровождается образованием большого числа радиоактивных различных осколков. Расчеты показывают, что на 22 000 квт-ч энергии образуется примерно 1 s осколков. При этом испускаются β-лучи и γ-излучение. Кроме того, реакторы, работающие с замедлителями, испускают мощные потоки тепловых нейтронов, которые используют для получения различных искусственно-радиоактивных изотопов. Эти изотопы применяют для исследований в различных областях народного хозяйства.

Нейтронные потоки и у-лучи, возникающие в ядерных реакторах, имеют большую интенсивность, обладают высокой проникающей способностью и губительно действуют на организм человека. Поэтому для защиты персонала, обслуживающего ядерные реакторы, применяют специальные меры. Одна из наиболее эффективных мер - автоматизация процессов управления реактором.

Примером гетерогенного ядерного реактора на медленных нейтронах является реактор первой в мире советской атомной электростанции, введенной в эксплуатацию 27 июня 1954 г. Полезная мощность реактора составляет 5000 кет. Замедлителем нейтронов служит графит. Активная зона реактора представляет собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 -и и высотой 1,7 м, окруженный графитовым отражателем. В активной зоне расположены 128 вертикальных рабочих каналов для помещения в них делящегося вещества - природной смеси урана, обогащенной изотопом 92U²³⁵. Рабочие каналы выполнены в форме стальных трубок, на которые надеты втулки из уранового сплава. Внутри трубок протекает вода для охлаждения урана. В активной зоне расположены также 22 канала для управляющих стержней из карбида бора, сильно поглощающего тепловые нейтроны. С помощью управляющих стержней мощность реактора поддерживается на необходимом заданном уровне. Вода, охлаждающая реактор, становится радиоактивной. Нагретая вода поступает в парогенератор и там передает тепло воде, циркулирующей во втором замкнутом контуре, в котором образуется пар с давлением 12,5 атм и температурой 260 °С, подводимый затем к турбине.

Управление узлами атомной электростанции автоматизировано и производится на расстоянии.

Первая советская атомная электростанция (АЭС) явилась прототипом для крупнейшей в СССР Белоярской атомной электростанции им. И. В. Курчатова. Первый блок этой станции мощностью 100 тыс. кет введен в эксплуатацию в 1964 г. Использование сверхкритических параметров пара (давление 250 атм, температура 535-565 °С) позволило повысить коэффициент полезного действия этой станции.

Урановые реакторы на тепловых нейтронах могут решить задачу энергоснабжения в ограниченном масштабе, который определяется количеством урана 92U²³⁵. При использовании всего природного запаса 92U²³⁵можно получить энергию, приблизительно эквивалентную запасам обычного топлива на Земле.

Для увеличения ядерных энергетических ресурсов используются процессы, происходящие при захвате нейтронов ядрами 92U²³³ и тория 90Th²³². Они приводят к появлению эффективно делящихся плутония 94Pu²⁸⁶ и изотопа урана 92U²³³. Схема получения плутония:

Реакция на тории происходитпо следующей схеме:

Захват нейтронов ядрами 92U²³⁸ сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделено от 92U²³⁸. Этот процесс называется воспроизводством ядерного горючего. При делении одного ядра ^ „U"⁵ образуется в среднем 2,5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами y ^ V ²³³ и из них могут быть образованы 1,5 ядра 94Pu²³⁹. В специальных бридерных (воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В урановых реакторах, работающих на медленных нейтронах, этого осуществить нельзя. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84,5 случаях из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами 92U²³⁵. Теоретически возможный максимальный коэффициент воспроизводства ядерного горючего составит 2,5-0,845-1=1,11 вместо 1,5. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. В реакторах с замедлителем коэффициент воспроизводства ядерного горючего, как правило, меньше единицы. Например, в реакторе первой АЭС он составляет всего 0,32.

Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной является сплав урана, обогащенного изотопом 92U²³⁵, с тяжелым металлом (висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества.

В СССР созданы реакторы на быстрых нейтронах, дающие огромную интенсивность нейтронных потоков. В Советском Союзе-пионере ядерной энергетики ведется большая работа по ядерному реакторостроению и мирному использованию энергии делящихся ядер.

Последовательная борьба Советского Союза за мирное использование внутриядерной энергии нашла свое отражение в достигнутом в 1964 г. соглашении между СССР и США о направлении большого количества расщепляющихся материалов для использования в мирных целях, в том числе для опреснения морской воды. Расчеты показывают, что реактор на быстрых нейтронах мощностью 2,2 -10^s вт может обеспечить работу электростанции мощностью 5,1-Ю⁸ вт и дистилляционной опреснительной установки производительностью 180 тыс. м³ пресной воды в сутки при стоимости воды 2-3 копейки за 1 м³. При достижении реакторами мощности (10-20)-10° вт стоимость опресненной воды настолько снизится, что можно будет ставить вопрос о применении ее для орошения засушливых земель.

Одновременно с решением проблемы большой ядерной энергетики и увеличением мощности реакторов в СССР успешно решаются проблемы малой ядерной энергетики. Уменьшение размеров реакторов крайне важно для использования ядерного горючего в двигателях, где лимитирован вес горючего. Такие двигатели устанавливаются на подводных лодках и ледоколах дальнего плавания. Как известно, в 1959 г. в СССР вступил в строй первый в мире ледокол «Ленин» с двигателем на ядерном топливе. В течение трех лет машины ледокола «Ленин» работали без перезарядки горючего.|

I.7. Термоядерные реакции

1. Кроме реакции деления тяжелых ядер, существует еще один путь выделения ядерной энергии - синтез ядер гелия из ядер изотопов водорода. Водород имеет три изотопа: легкий водород, или протий, с атомным весом 1,008, тяжелый водород, или дейтерий, с атомным весом 2,015 и сверхтяжелый водород, или тритий, с атомным весом 3,017. Ядра этих изотопов называются соответственно протон, дейтрон (или дейтерон) и тритон и обозначаются:

1Н¹ или 1p¹ 1H² или 1D², 1H³ или 1T³. Удельная энергия связи ядра гелия значительно превышает удельную энергию связи ядер изотопов водорода. Поэтому при синтезе ядер гелия из водородных ядер будет выделяться энергия. Весьма эффективной в отношении выделения энергии является следующая реакция:

Оказывается, что при этой реакции выделяется энергия, равная 17,6 Мэв.

Выделение энергии на один нуклон в реакции синтеза в несколько раз больше, чем при делении тяжелых ядер. Так, при делении ядер урана, как уже говорилось, выделяется энергия около 200 Мэв, что составляет на один нуклон 200/238^0,85 Мэв. В реакции же (46.13) на один нуклон выделяется 17,6/5w3,5 Мэв, т. е. в четыре раза больше. Еще большая энергия выделяется при синтезе ядра гелия из четырех протонов:

В этой реакции выделяется энергия, равная 26,8 Мэв, т. е, выделение энергии на одну частицу составляет 26,8/4=6,7 Мэв.

3. Для осуществления реакции синтеза, для слияния легких ядер, нужно преодолеть потенциальный барьер, обусловленный кулоновским отталкиванием одноименно заряженных ядер. Оценим качественно высоту этого барьера.

Для слияния ядер дейтронов их нужно сблизить вплотную, т. е. на расстояние между центрами, равное удвоенному радиусу ядра водорода, r~3*10^-15 м. Для этого нужно совершить работу, равную электростатической потенциальной энергии ядер, находящихся на этом расстоянии друг от друга: U^:=e²/4πε 0 r. Подставив числа, найдем, что высота потенциального барьера составляет примерно 0,1 Мэв. Ядра дейтрона смогут преодолеть этот барьер, если при столкновении они будут обладать соответствующей кинетической энергией. Средняя кинетическая энергия теплового движения дейтронов (3/2k Т) равна 0,1 Мэв и достаточна для преодоления потенциального барьера при T=2-10⁹ °К, т. е. при температуре порядка миллиардов градусов. Это значительно больше температуры внутренних областей Солнца, которая оценивается примерно в 10⁷°К-

Однако термоядерные реакции синтеза могут происходить и при температурах меньших, чем 10⁹ °К. Дело в том, что скорости ядер распределены по закону Максвелла, и поэтому при температуре, меньшей 10⁹ °К, например при T~10⁷ °К, имеется некоторая доля ядер, энергия которых превышает высоту потенциального барьера и которые, следовательно, могут начать реакцию синтеза.

Из приведенных данных видно, что реакции синтеза ядер требуют нагрева до очень высоких температур. Поэтому эти реакции называются термоядерными.

Частицы, находящиеся в «хвосте» максвелловского распределения при T~10⁷ °К имеют энергии порядка десятков килоэлектрон-вольт, что еще, однако, значительно ниже кулоновского барьера. В ядерных реакциях заряженных частиц при обычных температурах вероятность туннельного проникновения сквозь кулоновский барьер при столкновении ядер невелика. Однако она очень быстро увеличивается с ростом энергии сталкивающихся частиц. Например, для двух ядер дейтерия эта вероятность при средней энергии частиц 1,7 кэв (соответствующей температуре 2-Ю⁷ °К) - превышает в 10⁴⁷ раз вероятность туннельного слияния двух ядер дейтерия, обладающих средней энергией 17 эв (Т=2-10⁵ °К). Температура 10⁷ °К оказывается достаточной для того, чтобы начала протекать термоядерная реакция за счет туннельного слияния ядер, находящихся в «хвосте» максвелловского распределения. Кроме того, благоприятную роль для протекания термоядерных реакций играет то обстоятельство, что с повышением температуры интенсивнее происходят столкновения ядер, находящихся на «хвосте» максвелловского распределения, что способствует проникновению ядер друг в друга сквозь кулоновский потенциальный барьер.

Температура порядка 10⁷ °К характерна для центральной части Солнца. С другой стороны, спектральный анализ излучения Солнца позволяет установить, что в составе Солнца, как и в составе многих других звезд, имеется значительная часть водорода (около 80%) и гелия (до 20%). Углерод, азот и кислород составляют не более 1% массы звезд. Впрочем, если учесть, что масса Солнца колоссальна (1,99-10³⁰ кг), то на Солнце имеется достаточное количество этих газов. Сопоставление всех этих данных с условиями протекания термоядерных реакций привело к выводу, что термоядерные реакции должны происходить на Солнце и звездах и являться источником энергии, компенсирующим их излучение. Ежесекундно Солнце излучает энергию 8,8-10³⁶ дж, что соответствует уменьшению его массы покоя на 4,3 млн. тонн. Полезно отметить, что удельное выделение энергии Солнца, т. е. выделение, приходящееся на единицу массы в одну секунду, оказывается при этом весьма малым, всего 1.9-10^-4 дж/сек-кг. Оно составляет лишь 1% от удельного выделения энергии в живом организме в процессе обмена веществ.

Малое удельное выделение Солнцем энергии за 1 сек объясняет, почему мощность излучения энергии нашим светилом практически не изменилась за несколько миллиардов лет существования солнечной системы.

В 1938 г. было высказано предположение о возможном протекании термоядерных реакций на Солнце в форме так называемого протонно-протонного цикла. В одном из вариантов протонно-протонного цикла происходят, как считают, следующие реакции. Цикл начинается с соединения двух протонов с образованием дейтрона и испусканием позитрона и электронного нейтрино:

1p¹+lP^l→lD²++1e^o+0ν0.

Далее дейтрон реагирует с протоном, образуя ядро легкого изотопа гелия аНе³, а избыток энергии выделяется в виде Т-излучения:

lD²+1p¹→2He⁴+21p¹.

Заметим, что позитрон, образовавшийся на первом этапе цикла, соединяясь с электроном плазмы, также дает 7-излу-чение.

С 1951 г. считают, что наиболее вероятным продолжением цикла является соединение ядер гелия аНе³ с образованием ядра гНе" (а-частицы) и двух протонов:

2He³+2He³→2He^l+21p¹.

Результатом цикла является синтез водородных ядер в ядро гелия, сопровождающийся выделением энергии.

7. В 1939 г. Г. Бете рассмотрел цикл термоядерных реакций, называемый углеродно-азотным циклом или циклом Бете. В этом цикле соединение ядер водорода в ядро гелия облегчается при помощи ядер углерода 6С¹², играющих роль катализаторов термоядерной реакции. Началом цикла является проникновение быстрого протона в ядро углерода 6С¹² с образованием ядра неустойчивого радиоактивного изотопа азота 7N¹³ и с излучением γ-кванта:

6С¹²+1p¹→7N¹³+γ.

С периодом полураспада 14 мин в ядре 7N¹³ происходит превращение 1p¹+lP^l→lD²++1e^o+0ν0 и образуется ядро изотопа углерода 6С¹³:

7N¹³→6С¹³++1e^o +0ν0.

Приблизительно через каждые 2,7 млн. лет ядро 6C¹³, захватив протон, образует ядро устойчивого изотопа азота 7N¹⁴:

6C¹³+1p¹→7N¹⁴+γ.

Спустя в среднем 32 млн. лет ядро 7N¹⁴захватывает протон и превращается в ядро кислорода 8O¹⁵:

7N¹⁴+1p¹→8O¹⁵+γ.

Неустойчивое ядро 8O¹⁵ с периодом полураспада 3 мин испускает позитрон и нейтрино и превращается в ядро 7N¹⁵:

8O¹⁵→7N¹⁵+ ++1e^o+0ν0.

Завершается цикл реакцией поглощения ядром 7N¹⁵ протона и распадом его на ядро углерода 6С¹² и γ-частицу, происходящими приблизительно через 100 тысяч лет:

7N¹⁵+1p¹→6С¹²+ 2He⁴

Новый цикл начинается вновь с поглощения углеродом 6С¹² протона, происходящего в среднем через 13 млн. лет. Отдельные реакции цикла отделены временами, которые с точки зрения земных масштабов времени являются непомерно большими. Однако нужно учесть, что этот цикл является замкнутым и непрерывно происходящим. Поэтому различные реакции цикла происходят на Солнце одновременно, начавшись в разные моменты времени.

Результатом одного цикла является превращение четырех протонов в ядро гелия с появлением двух позитронов и 7-излучения, к которому следует добавить излучение, возникающее при слиянии позитронов с электронами плазмы. Количество энергии, выделяющейся на одно ядро гелия, составляет 26,8 Мэв. В пересчете на грамм-атом гелия это составляет 700 тыс. квт-ч энергии. Этого количества энергии достаточно для компенсации энергии, излучаемой Солнцем. Хотя термоядерные реакции на Солнце и приводят к уменьшению на нем водорода, расчеты показывают, что количества водорода, имеющегося на Солнце, хватит для поддержания термоядерных реакций и излучения Солнца на миллиарды лет.

Из предыдущего ясно, какое большое значение имеет осуществление в земных условиях термоядерных реакций для получения энергии. Достаточно сказать, что при использовании дейтерия, содержащегося в одном литре обычной воды, в реакции термоядерного синтеза выделится столько же энергии, сколько выделится при сгорании около 350 л бензина.

Впервые условия, близкие к тем, какие реализуются в недрах Солнца, были осуществлены в СССР, а несколько' позднее в США, в водородной бомбе, где происходит самоподдерживающаяся термоядерная реакция взрывного характера. Взрывчатым веществом, в котором происходила Ц термоядерная реакция, являлась смесь дейтерия 1D² и " трития 1H³. Необходимая для протекания реакции высокая температура была получена за счет взрыва «обычной» атомной бомбы.

Теоретически основой для получения искусственных управляемых термоядерных реакций являются реакции, происходящие в дейтериевой высокотемпературной плазме. Задача заключается, однако, не только в создании условий, необходимых для интенсивного выделения энергии в термоядерных процессах, но главным образом в поддержании этих условий. Для осуществления самоподдерживающейся термоядерной реакции нужно, чтобы скорость выделения энергии в системе, где происходит реакция, была не меньше, чем скорость отвода энергии от системы.

Расчеты показывают, что для обеспечения самоподдерживающейся управляемой термоядерной реакции необходимо довести температуру дейтериевой плазмы до нескольких сотен миллионов градусов. При температурах порядка 10⁸ градусов термоядерные реакции обладают заметной интенсивностью и сопровождаются выделением большой энергии. Так, при температуре порядка 10⁸ градусов мощность, выделяемая в единице объема плазмы при соединении дейтериевых ядер, составляет примерно 3 квт!м³, в то время как при температуре ~10⁶ градусов она равна всего лишь 10^-17 вт/м³.

Основной причиной потерь энергии высокотемпературной плазмой является ее огромная теплопроводность, быстро растущая (пропорционально Т'/«) при рассматриваемых высоких температурах. Отвод энергии из плазмы может происходить благодаря диффузии горячих частиц из области, где происходит реакция, на стенки аппарата, в котором находится плазма. Если плазму не теплоизолировать от контакта с любыми окружающими веществами, то ее нельзя нагреть даже до нескольких сот тысяч градусов, так как вся энергия, выделяющаяся в результате реакций синтеза, будет уходить на стенки. Иными словами, необходимо удержать плазму в заданном объеме, не допуская ее расширения.

Идея эффективной магнитной термоизоляции плазмы применительно к проблеме управляемого термоядерного синтеза была предложена в СССР А. Д. Сахаровым и И. Е. Таммом в 1950 г. Если пропустить через плазму в форме столба вдоль его оси сильный электрический ток, то магнитное поле этого тока, которое имеет форму, обычную для прямолинейного проводника, создает электродинамические силы, которые будут стремиться сжать плазменный столб. Таким образом столб плазмы окажется оторванным от стенок и стянутым в плазменный шнур (§ 12.8). Очевидно, что сжатие плазмы может происходить до тех пор, пока давление, вызванное электродинамическими силами, не уравновесится газокинетическим давлением частиц самой плазмы. На рис шнур 2 изолирован от стенок 1 магнитным полем Н. Электрический ток /, пропущенный через газ, выполняет несколько функций:

а) в начальной стадии создает плазму благодаря интенсивной ионизации;

б) стягивает плазму в шнур;

в) за счет выделения джоулева тепла и сжатия нагревает плазму до высокой температуры.

В первоначальных опытах, проводившихся в СССР Л. А. Арцимовичем и его сотрудниками, в дейтерии, находящемся под давлением в 0,01-0,1 мм рт. ст., с помощью батареи конденсаторов большой емкости создавался мощный импульсный разряд. Максимальная сила тока в момент разрядного импульса достигала 10⁵-10^е а при длительности нарастания тока от нуля до максимума 5-10 мксек. Возникшая плазма сначала быстро стягивалась в шнур к оси разрядной трубки. В конце сжатия температура шнура достигала 10^е градусов и даже нескольких миллионов градусов.

Однако удержать плазменный шнур в таком состоянии не удается: происходят быстрые радиальные его колебания - он то расширяется, то снова сжимается. Вследствие нестабильности, неустойчивости плазмы в плазменном шнуре возникают деформации, которые изменяют геометрическую форму шнура. Результатом этого является нарушение термоизоляции, интенсивное взаимодействие плазмы со стенками, приводящее к загрязнению дейтерия веществом стенок и к быстрому охлаждению плазмы. Все это происходит за время в несколько микросекунд, сравнимое с временем разрядного импульса. К моменту, когда достигнут максимум тока, температура плазмы уже снижается по сравнению с той, которая у нее была в момент окончания первого сжатия в шнур.

На рис. 46.6 представлены две простейшие деформации плазменного шнура - его местное сужение и изгиб. Для осуществления управляемых термоядерных реакций необходимо выяснить условия, при которых высокотемпературная плазма, помещенная в магнитном поле надлежащей конфигурации, может сохранять устойчивость. Решение этого вопроса, наряду с поисками путей повышения температуры плазмы до необходимой для самоподдерживающейся реакции синтеза, является главным направлением, в котором развиваются исследования по управляемым термоядерным реакциям.

Проблема устойчивости плазмы потребовала прежде всего тщательного изучения деформаций, которые могут возникнуть в плазменном шнуре. Не вдаваясь в детали, укажем, что в случае деформации, изображенной на рис. 46.6, и, в области сужения (перетяжки) плазмы возрастает напряженность магнитного поля, а вместе с ней возрастают и электродинамические силы, стягивающие шнур в этой области. Между тем давление самой плазмы во всех ее сечениях одинаково и плазма может свободно перетекать вдоль столба. Следовательно, в месте сужения возросшее электродинамическое давление не будет уравновешиваться давлением плазмы, и сужение будет продолжаться вплоть до разрыва шнура в области первоначального сужения. Аналогично можно показать, что возникшая в Плазменном шнуре деформация изгиба будет развиваться и приведет к дальнейшему изгибанию шнура.

В настоящее время детально изучены возможные виды неустойчивости плазмы. Для стабилизации плазмы применяются различные варианты использования дополнительных внешних магнитных полей, не связанных с током, проходящим через плазму.

Серьезным успехом на пути создания управляемых термоядерных реакций явилось осуществление в 1964 г. в Сибирском отделении Академии наук СССР под руководством Г. И. Будкера плазмы с контролируемой температурой в 100 млн. градусов. Это достигнуто с помощью сжатия плазмы и ее нагревания ударными волнами, возникающими в плазме в результате очень быстрого нарастания магнитного поля. Оказалось, что этот нагрев может быть осуществлен за время, меньшее времени развития неустойчивостей плазмы. При этом с помощью специальных разрядников за десятые доли микросекунды подводилась мощность порядка 200 млн. кет. В плазме с плотностью 10¹³-10¹⁴ м"³ осуществлена термоядерная реакция. Аналогичные результаты получены Е. К. Завойским о сотрудниками в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова.

Важнейшей задачей теперь является повышение времени существования устойчивого режима плазмы и ее плотности. Несмотря на то, что сложных нерешенных задач, связанных с созданием практически реализуемых термоядерных реакций, еще очень много, настойчивые усилия ученых приближают решение этой гигантской задачи - получение практически неиссякаемого источника энергии.

РАДОН.

Наиболее весомым из всех естественных источников радиации (на территории России его вклад достигает 44%) является невидимый, не имеющий вкуса и запаха тяжелый газ (в 7,5 раза тяжелее воздуха) — радон. Человек подвергается воздействию радона и продуктов его распада в основном за счет внутреннего облучения при поступлении радионуклидов в организм через органы дыхания и, в меньшей мере, с продуктами питания.

В природе встречаются два изотопа радона: радон-222 (образуется при распаде урана-238) и радон-220 (один из продуктов в ряду распада тория-232). Оба изотопа излучают альфа-частицы, превращаясь в изотоп полония, которые, в свою очередь, тоже излучая альфа-частицы, дают начало следующим нуклидам (альфа- или бета - активным) и так далее — вплоть до стабильных изотопов свинца. Радона-222 в природе в 20 раз больше, чем радона-220, поэтому далее будет подразумеваться в основном первый из них.

Радон высвобождается из земной коры, однако основную часть дозы облучения от радона человек получает, находясь в закрытом, непроветриваемом помещении, причем радон концентрируется в воздухе внутри помещений лишь тогда, когда они в достаточной мере изолированы от внешней среды. Средняя равновесная концентрация радона внутри помещений составляет около 15 Бк/м³. В зонах с умеренным климатом концентрация радона в закрытых помещениях в среднем примерно в 8—10 раз выше, чем в наружном воздухе. Герметизация помещений с целью утепления только усугубляет дело, поскольку при этом еще более затрудняется выход радиоактивного газа из помещений. Поступая внутрь помещений тем или иным путем (просачиваясь через фундамент и пол из грунта или, реже, высвобождаясь из материалов, использованных в конструкциях дома), радон накапливается в нем. В результате в помещении могут возникнуть довольно высокие уровни радиации, особенно если дом стоит на грунте с относительно повышенным содержанием радионуклидов или если при его постройке использовали материалы с повышенной радиоактивностью. В среднем человек получает 65—130 мбэр в год за счет внутреннего облучения радоном.

Самые распространенные строительные материалы — дерево, кирпич и бетон — выделяют относительно немного радона. Гораздо большей удельной радиоактивностью обладают, например, гранит и пемза, также используемые в качестве строительных материалов. Кальций-силикатный шлак также обладает, как выяснилось, довольно высокой удельной радиоактивностью. Среди других промышленных отходов с высокой радиоактивностью, применяющихся в строительстве, следует назвать кирпич из красной глины — отход производства алюминия, доменный шлак — отход черной металлургии, и зольную пыль, образующуюся при сжигании угля. (Таблица 1).

Таблица 1

Удельная радиоактивность строительных материалов, Бк/кг
Дерево	1
Песок и гравий	10—30
Кирпич — силикатный	10—20
— красный глиняный	40—130
Цемент	40—90
Гранит	180
Кальций - силикатный шлак (США)	2000
Шлаки	300

Конечно, радиационный контроль строительных материалов заслуживает самого пристального внимания, однако главный источник радона в закрытых помещениях — это грунт. Скорость проникновения исходящего из земли радона в помещения фактически определяется толщиной и целостностью стен и перекрытий между этажами. Даже при оклейке стен обоями скорость эмиссии радона уменьшается примерно на 30%.

Еще один, как правило, менее важный источник поступления радона в жилые помещения представляют собой вода и природный газ. Концентрация радона в обычно используемой воде чрезвычайно мала, но вода из некоторых источников, особенно из глубоких колодцев или артезианских скважин, содержит очень много радона. По оценкам НКДАР ООН (Научный комитет по действию атомной радиации), среди всего населения Земли около 1% жителей потребляют воду с удельной радиоактивностью более 1 млн. Бк/м³ и около 10% пьют воду с концентрацией радона, превышающей 100000 Бк/м³. А поскольку при нагревании растворимость всех газов уменьшается, то лучше пить кофе или чай, чем некипяченую воду (даже «заговоренную» по телевизору).

В результате предварительной переработки и в процессе хранения природного газа перед поступлением его к потребителю большая часть радона улетучивается, но концентрация радона в помещениях может заметно возрасти, если кухонные плиты, отопительные и другие нагревательные устройства, в которых сжигается газ, не снабжены вытяжкой. При наличии же вытяжки, которая сообщается с наружным воздухом, пользование газом практически не влияет на концентрацию радона в помещении.

Глава II.

Радиационная обстановка.

Основными факторами, определяющими радиационную обстановку на территории Свердловской области являются:

1. Наличие радиационно-опасных объектов (РОО)

• Белоярская АЭС

• пункты временного хранения радиоактивных материалов и Свердловский государственный спецкомбинат "Радон" (СГСК "Радон")

• предприятия по обогащению и переработке минерального сырья с высоким содержанием естественных радионуклидов (г. Двуреченск и предприятия атомной промышленности (Лесной, Новоуральск)).

2. Последствия радиационных аварий на ПО "Маяк" в 1957 и 1967 годах.

3. Глобальные выпадения искусственных радионуклидов - результат медленного процесса выведения из стратосферы продуктов испытаний ядерного оружия, проводившихся ранее в атмосфере на полигонах планеты.

4. Природный радиационный фон, обусловленный естественными нуклеотцдами.

Приземная атмосфера.

Наблюдения за радиоактивным загрязнением приземной атмосферы над территорией Свердловской области проводились ежедневно путем круглосуточного отбора проб аэрозолей с помощью воздухофильтрующей установки (ВФУ) на МС Верхнее Дуброво в течение всего года. Анализ полученных данных показал, что средние за год значения концентрации суммарной бета-активности в воздухе в пределах значений по территории РФ.

Основное аэрозольное загрязнение воздуха техногенными радионуклидами обусловлено Cs-137 и Sr-90.

Атмосферные выпадения.

Отбор проб радиоактивных выпадений на территории Свфдтговекей области проводились с помощью марлевых планшетов с ^уточной экспозицией. Среднесуточная суммарная бета - активности атмосферных выпадений по свердловской области (0,7 Бк/м²* сут) меньше уровня выпадений 1997г. по территории России (1,5 Бк/м² * сут).

В то же время в отдельные дни на территории Свердловской области отмечались повышенные концентрации бета " активных нуклидов в атмосферных выпадениях:

В 1997г. наблюдались случаи высокого загрязнения:

6-7 февраля суммарная бета - активность МС Сарапулка превысила фоновые значения в 15»б раз; 15-16 декабря на МС Екатеринбург в 11,4 раза; 16-17 декабря на МС Екатеринбург в 13,4.

Во всех случаях выпадения носили кратковременный характер и отмечались не более суток. Радио изотопный анализ проб с высокими уровнями не показал наличия в них радионуклидов искусственного происхождения.

БАЭС

БАЭС расположена на территории Свердловской области, в 40 км к востоку от города Екатеринбурга на восточном берегу водохранилища, созданного на реке Пышма. Сточные воды БАЭС отводятся в Ольховское болото, связанное с рекой Пышма. ^с

В 100 км зоне проводились наблюдения за атмосферными выпадениями с помощью горизонтальных планшетов с суточной экспозицией в следующих населенных пунктах: Артемовский (67), Невьянск (100), Богданович (45), Ревда (84), Верхнее Дуброво (18), Сысерть (48), Екатеринбург (40), Белоярск (8), Исток (40), Новоуральск (83), Заречный (3), Липовское (75). В скобках указано расстояние по прямой от БАЭС в километрах.

В населенном пункте Верхнее Дуброво, расположенном в 12 км от БАЭС, проводятся ежедневные наблюдения за радиационным загрязнением воздуха с помощью ВФУ

Сравнительный анализ данных по 100 км зоне с данными по 30 км – зоне, а также с данными по всей Свердловской области показывает, что существенных различий в выпадениях суммарной бета - активности на указанных территориях нет, за последние 7 лет в 30 и 100— км зонах БАЭС наметилась тенденция к стабилизации среднегодовых значений суммарной бета " активных суточных выпадений.

В рамках радиационного мониторинга регулярно контролируется радиоактивное загрязнение вод Белоярского водохранилища, р. Пышма и Ольховка в 30 - км зоне БАЭС. В Пышму поступают радиоактивные отходы из Ольховского болота через небольшую реку Ольховку. Контрольный водозабор на реке Пышма расположен на расстоянии 4 км после впадения р. Ольховка и в 11 км ниже села Белоярское.

Мощность экспозиционной дозы гамма - излучения в 30 км зоне БАЭС на протяжении последних лет колебалась от 8 до 13 мкР/ч со средним значением 10 мкР/ч и находится в пределах для фона Уральского региона. Среднегодовая мощность экспозиционной дозы гамма - излучения в 100 - км зоне БАЭС и 1997 г. составила 11 мкР/ч.

Динамика суммарной бета - активных атмосферных выпаде! в зоне БАЭС

Город Новоуральск.

Пост УрУГМС действует в нем с августа 1992 г. Проводились наблюдения за атмосферными выпадениями п&мощью горизонтальных планшетов с суточной экспозиздией и измерением МЭД гамма-излучения 3 раза в сутки.

По суммарной бета - активности среднесуточной выпадения не превышает средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадения превышает региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпадений Cs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.

Среднегодовая МЭД гамма - излучения в 1998 т. составила 13 мкР/ч, что находится в пределах фона по Уральскому региону

Город Лесной.

Пост УрУГМС действует в нем, как и в Новоуральске„ с августа 1993 года, Данные, полученные на этом посту наблюдений в целом близки к данным для Новоуральска,

По суммарной бета- активности среднесуточные выпадения не превышают средних значений по России. В отдельные дни максимальные значения выпадений превышали региональный уровень до 3 раз. Результаты измерений выпадений Cs -137 и Sr -90 по зоне наблюдений не стабильны.

Среднегодовая МЭД излучения в 1998 г. составила 12 мкР/ч, что находится в пределйх по Уральскому региону,

ВУРС

Радиационная обстановка на территории ВУРСа определяется как остаточными явлениями радиоактивного загрязнения 1957 и 1967 годов, так и процессами общими для Урала.

В 1949году на севере Челябинской области был осуществлен пуск первого в стране промышленного комплекса по выработке плутония и переработке отработанного радиоактивного материала, на базе которого впоследствии было создано производственное объединение "Маяк".

Создание ядерной промышленности производство в период активной гонки вооружения в сложных внутренних и международных условиях. Все это отодвинуло на второй план вопросы охраны окружающей среды, здоровья работающего персонала и населения. В результате его сорокалетней деятельности в Уральском регионе сложилась сложная экологическая ситуация.

В 1949 - 1952 годах осуществлялся сброс радиоактивных отходов в р. Течу являющеюся частью речной системы Исеть - Тобол - Иртыш - Обь. Всего в реку было сброшено около 2,7 млн. Кюри радиоактивности. Максимальному загрязнению подверглась пойма р. Течи.

В 1957 году в силу конструктивных недостатков емкостей для хранения жидких высокорадиоактивных отходов произошел взрыв одной из них. Взрывом в воздух было выброшено более 20 млн. Кюри радиоактивных веществ, из которых 2 млн. кюри были рассеяны ветром в северо-восточном направлении, обусловив радиационное загрязнение северной части Челябинской области и южной части Свердловской области. Названная впоследствии Восточно-Уральским радиоактивным следом (ВУРС), эта загрязненная часть территории при плотности загрязнения до 2 кюри/км*км по стронцию - 90, составила 1 тыс. км*км, на которой проживало 300 тыс. человек.

Впоследствии осаждения радионуклидов из облака произошло радиоактивное загрязнение всех объектов окружающей среды. В зону заражения попало 42 населенных пункта, К счастью радиоактивный шлейф лег западнее Каменска - Уральского, лишь краем захватив Ленинский поселок, Жителей деревень Тыгиш, Четыркино, Евсюково пришлось отселить, строение сжечь и захоронить. Были уничтожены пионерские лагеря на реке Каменке. Сожжено сено. Уничтожен скот. В 12 хозяйствах сельхозугодья временно были изъяты из оборота. Проводилась дезактивация земель методом перепашки на глубину 50 см. Окончательно режим ограничения был снят 1.12,80.

Плотность загрязнения радионуклидами (по стронцию - 90) в границах ВУРСа 1957 г. 2 ки/км*км была признана предельной для безопасного проживания населения.

МЭД - излучения (в расчете 1 ки на км*км) на открытых местах составила 150мкР/час.

Граница плотности загрязнения 0,1 ки/км*км определена со значительной погрешностью. Период полураспада большинства изотопов, выпавших в виде осадка в границах ВУРСа составлял от нескольких суток до 3 лет (цезий -144, празеодим - 144, цирконий - 95, ниобий - 95, рутений - 106 и др.)

Наибольшую опасность таил стронций - 90 период полураспада, которого составляет 29 лет. Стронций попадает в организм с пищей, накапливается в костях и служит источником внутреннего облучения, гораздо более опасного, чем внешнее облучение.

Радиационная обстановка по территории ВУРСа определяется остаточным радиоактивным загрязнением по Sr - 90в 1995 г. составляла 0,2 - 1,6 ки/км Среднесуточные выпадения суммарной бета - активности на территории ВУРСа за период наблюдений в 1997 г. не превышали среднесуточных значений средней суммарной бета " активности по России.

Проб, превышающих фоновые значение в 10 и более раз не зарегистрировано. На территории ВУРСа проводился радиоизотопный анализ на наличие радионуклидов искусственного происхождения. Было отмечено, что среднемесячные выпадения Сг -137 и Sr -90 превышали региональные в 2-4 раза. Проведение регулярных наблюдений за МЭД показали, что она равна 12мкР/ч и находится в пределах фоновых значений для Урала.

В 1997 г. были продолжены работы по составлению Государственной карта! радиоактивного загрязнения Sr-90 территории ВУРСа Свердловской области. Предварительные результаты проведенных исследований показали, что на значительной части Каменского района даже спустя 40 лет после аварии продолжает наблюдаться заметное радиоактивное загрязнение территории. В районе населенных пунктов Кодинка, Рыбниковское, Щербаково, Богатенкова среднее современное загрязнение территории по Sr -90 составляет 1,6-2,0 Ки/км². В западной части г. Каменск - Уральский загрязнение территории ло Sr-90 составляет около 1,0 Ки/км² Средневзвешенное по численности населения загрязнение территории Каменского района составляет около 0,64 КИ/км²

Текущее загрязнение зоны ВУРСа Богдановичского и Камьдшловского районов по Sr-90 лежит в пределах 0,2-0,3 ки/км².

Полученные результаты по современному загрязнению территории Свердловской области Sr-90 позволили уточнить первоначальную плотность загрязнения на 1957 год, необходимую для дозовых нагрузок на население региона. Многолетние наблюдения, проводимые Областным центром Госсанэпиднадзора показывает, что содержание радионуклидов в сельскохозяйственной деятельной продукции, производимой на территории ВУРСа Свердловской области, хотя и выше фоновых значений в 2-4 раза, но существенно ниже достигаемых значений для продуктов питания.

Глава 3

Практическая часть

Приложение

Заключение

Радиация не является каким-либо новым фактором воздействия на живые организмы, подобно многим химическим веществам, созданным человеком и ранее не существовавшим в природе.

Радиация — это один из многих естественных факторов окружающей среды. Естественный радиационный фон влияет на жизнедеятельность человека, как и все вещества окружающей среды, с которыми организм находится в состоянии непрерывного обмена. Поэтому при оценке опасности облучения крайне важно знать характер и уровни облучения от различных естественных источников излучения.

Роль естественного радиационного фона в жизни всего живого Земли еще до конца не выяснена.

Дополнительное облучение от техногенных источников радиации в глобальных масштабах пока еще невелико. Однако некоторые виды человеческой деятельности могут давать существенный вклад в естественный фон.

В сознании большинства людей радиация связана с атомными бомбами, разрушением Хиросимы и Нагасаки, аварией на Чернобыльской АЭС.

Уравновешенный взгляд на радиацию должен включать понимание существенной пользы от применения атома как в медицине, так во всех сферах человеческой деятельности.

Входе исследования мы пришли к такому выводу: Екатеринбург относительно безопасен для проживания. МЭД 7-23 мкР/ч – это безвредная доза для человека, но по сравнению с другими городами (Ревда, Первоуральск) уровень высок.

В заключение приведем одно из высказываний физиков, долгое время работавших с радиоактивными веществами: «Излучения не нужно бояться, но следует относиться к нему с должным уважением».

Список литературы

1. Большаков В.Н. Региональная экология. Екатеринбург: Мысль, 1998

2. Государственный доклад о состоянии окружающей природной среды и влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской области в 1996 году.

3. Государственный доклад о состоянии окружающей природной среды и влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской области в 1997 году.

4. Государственный доклад о состоянии окружающей природной средыи влияние факторов среды обитания на здоровье Свердловской областив 1998 году.

5. Дягилев Ф.М. Из истории физики. М: Просвещение 1986

6. Капустин Е.В. География Свердловской области. Екатеринбург: Мысль 1997

7. Кедров Ф.И. Цепная реакцияидей. М: Знание, 1975

8. Корнеев И.Н.Свердловская область. Екатеринбург, 1998

9. Костко О.К. Атомная и ядерная физика. Радиоактивность. Элементарные частицы. М.: Аквариум, 1997

10. Мухин К.Н.Занимательная ядерная физикаюМ,1985

11. Наумов И.И. Физика элементарных частиц. М:Просвещение,1984

12. Справочник школьника. Физика. М: Слово,1993

13. Юдин Н.П. Ядерная физика. М:Мир, 1980

14. Яровский Б.М. Основы физики.М: Наука,1972

15. Трофимова Т.И. Курс физики. М: Высшая школа, 1985