Скачать

Радиоактивное загрязнение окружающей среды

ПЛАН

Общие положения…………………………………………………………….3

Источники радиоактивных излучений и их характеристика………………4

Космическое излучение………………………………………………………5

Излучение от рассеянных естественных радионуклидов…………………..6

Техногенно-измененный радиационный фон……………………………….6

Искусственные радионуклиды……………………………………………….7

Воздействие ионизирующих излучений на организм………………………9

Возможные последствия облучения людей………………………………..12

Принципы радиационной безопасности……………………………………15

Воздействие на окружающую среду предприятий ядерного топливно-энергетического цикла…………………………………………………………...19

Заключение…………………………………………………………………...22

Список литературы…………………………………………………………..23

ОБЩИЕ ПОЛОЖЕНИЯ

Особое место среди загрязняющих окружающую среду агентов зани­мают радиоактивные вещества. Внимание к нему сильно возросло после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 г. и ряда инцидентов на других гражданских и военных объектах с ядерным топливом.

Радиоактивность – самопроизвольное превращение (распад) ядер элементов, приводящее к изменению их атомного номера или массового числа.

Радиоактивное излучение как самопроизвольное испускание лучей – это естественный процесс, существовавший задолго до образования Земли.

Радиоактивное излучение является частью более общего понятия – ионизирующее излучение.

Ионизирующее излучение – это поток корпускулярной (α-частиц, электронов, протонов, нейтронов и др.) и (или) электромагнитной (рентгеновские, γ-лучи) энергии, связанной с прямым или косвенным возникновением ионов.

Радиоактивные препараты испускают α- и β-частицы, γ- и тормозное излучение и нейтроны.

Вот уже более 100 лет с момента случайных открытий Вильгельмом Рентгеном рентгеновских лучей в 1885 г. и Анри Беккерелем самопроиз­вольного излучения урана в 1886 г. ядерные исследования стали важнейшим направлением науки, а радио-нуклиды нашли применение в самых различных сферах деятельности людей.

α-лучи были идентифицированы как ядра атома гелия, β-лучи пред­ставляют поток электронов, а γ-лучи – это поток квантов большой энергии, характеризуемых частотой соответствующего волнового процесса.

γ-лучи отличаются от рентгеновских, возникающих при торможении быстрых электронов в рентгеновских трубках и ускорителях, лишь механизмом образования. Основными свойствами ионизирующих излучений явля­ются проникающая и ионизирующая способность.

Проникающая способность характеризуется путем пробега частицы в среде. Она максимальна для γ-лучей и минимальна для α-лучей.

Ионизирующая способность характеризует количество ионов, обра­зующихся при движении частицы в среде на единицу расстояния. Она, на­против, максимальна для тяжелых α-частиц и минимальна для γ-излучения.

Чистые радиоактивные элементы испускают α- или β-лучи, сопрово­ждаемые чаще всего γ-излучением. Испускание только γ-лучей наблюдается редко.

Интенсивность радиоактивного распада характеризуется активностью.

Активность – это величина, характеризующаяся числом радиоактивных распадов в единицу времени.

dN

A = – —— = λN,

dt

где:

А – активность, расп/сек;

N – число ядер;

λ – постоянная распада, характеризующаяся вероятность распада ядра атома нуклида в единицу времени.

N_t = N₀ · exp (–λt)

где: N₀ и N_t – число радиоактивных ядер в начальный момент времени и через время t соответственно. В связи с уменьшением со временем числа ядер активность также уменьшается.

Единица активности в системе СИ – Беккерель:

1 Бк = 1 расп/сек

Внесистемная единица активности – активность, создаваемая 1 г ра­дия, называет-ся Кюри:

1 Ки = 3,7 · 10¹⁰ расп/сек

ИСТОЧНИКИ РАДИОАКТИВНЫХ ИЗЛУЧЕНИЙ

И ИХ ХАРАКТЕРИСТИКА

В окружающей нас природной среде насчитывается около 300 радио­нуклидов, как естественных, так и получаемых человеком искусственных. В биосфере Земли содержится более 60 естественных радионуклидов. При работе реакторов образуется около 80, при ядерных взрывах – около 200, промышленностью России выпускается более 140 радионуклидов.

Радиоактивный фон нашей планеты складывается из четырех основ­ных компонентов:

- излучения, обусловленного космическими источниками;

- излучения от рассеянных в окружающей среде первичных радио­нуклидов;

- излучения от естественных радионуклидов, поступающих в окру­жающую среду от производств, не предназначенных непосредст­венно для их получения;

- излучения от искусственных радионуклидов, образованных при ядерных взрывах и вследствие поступления отходов от ядерного топливного цикла и других предприятий, использующих искусст­венные радионуклиды.

Первые два компонента определяют естественный радиационный фон. Третий компонент определяется как техногенно-измененный радиаци­онный фон и формируется, главным образом, за счет выбросов естественных радионуклидов при сжигании органического топлива, поступления их при внесении минеральных (в первую очередь, фосфорных) удобрений и их со­держания в строительных конструкциях и материалах.

КОСМИЧЕСКОЕ ИЗЛУЧЕНИЕ

Первичные космические частицы, представленные в ос­новном высокоэнергетич-ными протонами и более тяжелыми ядрами, прони­кают до высоты около 20 км над уровнем моря и образуют при взаимодейст­вии с атмосферой вторичное высокоэнергетическое излучение из мезонов, нейтронов, протонов, электронов, фотонов и т.п. Частицы вторичного космического излучения вызывают ряд взаимо-действий с ядрами атомов азота и кислорода, при этом образуются космогенные радионуклиды, воздействию которых подвергается население Земли. К этой категории относится 14 радионуклидов, из них основное значение с точки зрения внутреннего облучения населения имеют ³Н и ¹⁴С, внешнего – ⁷Be, ²³Na, ²²Na. Интенсивность космического излучения зависит от активности Солнца, географического располо-жения объекта и возрастает с высотой. Для средних широт на уровне моря эффектив-ная эквивалентная доза составит примерно 300 мкЗв/год.

ИЗЛУЧЕНИЕ ОТ РАССЕЯННЫХ

ЕСТЕСТВЕННЫХ РАДИОНУКЛИДОВ

Большинство встречающихся в природе первичных радионуклидов относится к продуктам распада урана, тория и актиния (актиноурана), яв­ляющихся родоначальни-ками 3 радиоактивных семейств.

Семейство урана начинается ²³⁸U, завершается стабильным изото­пом ²⁰⁶Pb и содержит 17 элементов.

Семейство тория начинается ²³²Th, завершается ²⁰⁸Pb, содержит 12 элементов.

Семейство актиноурана начинается ²³⁵U, завершается ²⁰⁷Pb, со­держит 17 элементов.

Кроме того 12 долгоживущих радионуклидов не входит в состав се­мейств: ⁴⁰K, ⁵⁰V, ⁸⁷Rb, ¹¹⁵In, ¹²³Te, ¹³⁸La, ¹⁴⁴Nd, ¹⁴⁷Sm, ¹⁷⁶Lu, ¹⁸⁰W, ¹⁸⁷Re, ¹⁹⁰Pt.

Внешнее γ-облучение человека от указанных естественных радионук­лидов вне помещений обусловлено их присутствием в компонентах окру­жающей среды. Основной вклад в дозу внешнего облучения дают γ-радионуклиды рядов ²²⁸Ас, ²¹⁴Pb, ²¹⁴Bi, а также ⁴⁰К.

Внутреннее облучение человека обусловливается радионуклидами, поступающи-ми внутрь организма через легкие, желудочно-кишечный тракт. Наиболее значимыми с точки зрения внутреннего облучение являются ⁴⁰К, ¹⁴C, ²¹⁰Po, ²²⁶Ra, ²²²Rn, ²²⁰Rn.

Расчетные значения годовой эффективной эквивалентной дозы от природных источников для районов с нормальным фоном колеблется от 1 до 2,2 мЗв.

ТЕХНОГЕННО-ИЗМЕНЕННЫЙ РАДИАЦИОННЫЙ ФОН

Техногенный радиационный фон формируется естественными радио­нуклидами, поступающими в окружающую среду в результате использова­ния в производстве при-родных материалов, содержащих радионуклиды. Это сжигание органического топлива, внесение минеральных удобрений, приме­нение светосоставов постоянного действия, использование авиации и т.д. Некоторые технологические процессы могут снижать воздействие природ­ного радиационного фона, например, очистка питьевой воды.

Вклад в облучение населения за счет техногенного радиационного фона вносят содержащиеся в стройматериалах радионуклиды.

В помещениях доза внешнего облучения изменяется в зависимости от соотношения двух конкурирующих факторов: экранирования внешнего из­лучения зда-нием и интенсивности излучения содержащихся в стройматериа­лах радионуклидов. При этом основное значение в формирование дозы вно­сят ⁴⁰К, ²²⁶Ra, ²³²Th с продуктами распада, содержащимися в стройматериа­лах.

Сжигание органического топлива, в первую очередь, каменного угля является источником выбросов в окружающую среду ряда естественных радионуклидов, таких как ⁴⁰К, ²²⁶Ra, ²²⁸Ra, ²³²Th, ²¹⁰Po, ²¹⁰Рb. Отечественные электростанции, работающие на угле с большой зольностью при степенях очистки 90-99% дают значительное количество выбросов этих радионукли­дов, формирующее эффективную эквиваленту дозу в 5-40 раз большую, чем атомные станции аналогичной мощности. Индивидуаль-ная эффективная эквивалентная доза в СССР в 80-х годах от этого источника облучения оце­нивалась около 2 мкЗв/год.

Уровни облучения от использования фосфорных удобрений формируются за счет содержащихся в них ²³⁸U, ²³²Тh, ²¹⁰Ро, ²¹⁰Pb, ²²⁶Ra, ⁴⁰К и оце­ниваются эффективной эквивалентной дозой 136 нв/год.

Еще меньший вклад в формирование суммарной эффективной экви­валентной дозы вносят полеты на самолетах и применение содержащих ра­дионуклиды предметов широкого потребления.

ИСКУССТВЕННЫЕ РАДИОНУКЛИДЫ

Искусственные радионуклиды попадают в окружающую среду при испытаниях ядерного оружия и работе предприятий ядерного топливного цикла.

Взрывы ядерных устройств

С 1945 по 1980 г. в атмосфере было испытано 423 ядерных устройст­ва. При этом образовалось и было выброшено в окружающую среду огромное количество радионуклидов. Большая доля глобального радиоактивного за­грязнения окружающей среды обусловлена выпадениями из стратосферы. Средняя продолжительность тропосферных осадков составляет около 30 сут., а территория загрязнения от них – от нескольких сот до тысяч километ­ров.

Считается, что 1 Мт энергии деления соответствует 1,45х10²⁶ делений. Поэтому общая активность Q, Бк, образующихся при взрыве мощностью 1 Мт радионуклидов рассчитывается по формуле:

Q = l,45 · 10²⁶ · k · λ,

где:

k – коэффициент выхода нуклида при делении, %;

λ – 0,693/т- постоянная распада, 1/сек.

Научный комитет ООН по действию атомной радиации (НКДАР) вы­деляет 21 радионуклид, которые вносят тот или иной вклад в дозу облучения населения. Среди них особо опасными являются 8 радионуклидов. Это (в порядке уменьшения вклада в дозу) ¹⁴С, ¹³⁷Cs, ⁹⁵Zr, ¹⁰⁶Ru, ⁹⁰Sr, ¹⁴⁴Ce, ³H, ¹³¹I.

При этом внутреннее облучение организма формируется за счет ¹⁴С, ⁹⁰Sr, ¹⁰⁶Ru, ¹³¹I, ¹³⁷Cs, кроме того, выделяются ⁸⁵Kr, ⁸¹Sr, плутоний и транс­плутониевые элементы, поступающие в организм человека с водой, продук­тами питания, воздухом.

Внешнее облучение формируется главным образом такими радионук­лидами, как ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁰⁶Ru, ¹⁰³Ru, ¹⁴⁰Ba и ¹³⁷Cs.

Работа предприятий ядерного топливного цикла

В ядерный топливный цикл входят предприятия по добыче урановой и ториевой руд, их переработке, получению топлива для атомных станций и оружейного урана и плутония, регенерации отработанного топлива.

В конце 1995 г. в 26 странах эксплуатировалось более 430 ядерных энергетичес-ких установок, а доля АЭС в производстве электроэнергии со­ставляет до 72% во Франции. Всего в мире на АЭС получают сейчас около 16% производимой в мире энергии. В России доля производимой АЭС элек­троэнергии составляет около 12%.

Выбросы естественных радионуклидов при добыче и переработке урановых и ториевых руд представлены в основном газообразным ²²²Rn из урановых шахт; твердыми отходами руды из хвостохранилищ, где основная активность формируется долгоживущим ²³²Тh с продуктами распада, и ура­новыми отходами с обогатительных фабрик, содержащих незначительное количество урана, тория и продуктов их распада.

Считается, что в урановый концентрат переходит 14% суммарной ак­тивности исходной руды, в которой содержится 90% урана.

Обогащение природного урана ²³⁵U и изготовление тепловыделяющих элементов сопровождается незначительными выбросами в окружающую среду. Твердые и жидкие отходы при этом изолируются.

Работа ядерного реактора сопровождается большим числом радио­нуклидов – продуктов деления и активации.

Количество и качественный состав радионуклидов, поступающих в окружающую среду, зависит от типа реактора и систем очистки воздуха и сточных вод. В окружаю-щую среду удаляются газообразные отходы после очистки, а также частично аэрозоль-ные и жидкие. Твердые отходы хранятся на площадке с последующим захоронением.

ВОЗДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

НА ОРГАНИЗМ

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующих излучений.

Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением.

Различают внешнее облучение организма (тела) ионизирую­щим излучением, приходящее извне, и внутреннее облучение организма, его органов и тканей излуче-нием содержащихся в них радионукли­дов.

Облучение может быть хроническим, в течение длительного времени, и острым – однократным кратковременным облучением такой интенсивно­сти, при которой имеют место неблагоприятные последствия в состоянии организма.

По степени радиационной опасности с точки зрения потенциальной тяжести последствий внутреннего облучения радионуклиды разделены на группы радиацион-ной опасности. В порядке убывания радиационной опас­ности выделены 4 группы с индексами А, Б, В и Г.

Результатом облучения являются физико-химические и биологиче­ские изменения в организмах. Радиационный эффект является функцией физических характеристик А_i взаимодействия поля излучения с веществом:

η = F(A_i)

Величины A_i называются дозиметрическими. Основной из них явля­ется поглощенная доза D – это средняя энергия, переданная излучением единице массы тела.

Единица поглощенной дозы – Грэй:

1 Гр = 1 Дж/кг

Повреждение тканей связано не только с количеством поглощенной энергии, но и с ее пространственным распределением, характеризуемым линейной плотностью ионизации, или, иначе, линейной передачей энергии (ЛПЭ). Чем выше ЛПЭ, тем больше степень биологического повреждения.

Для учета этого эффекта вводится понятие эквивалентной дозы Н, оп­ределяемой как произведением поглощенной дозы D на коэффициент каче­ства излучения К:

H = D · K

Коэффициент качества излучения К определяется как регламентиро­ванное значение относительной биологической эффективности (ОБЭ) излу­чения, характери-зующей степень опасности данного излучения по отноше­нию к образцовому рентгеновскому излучению с граничной энергией 200 кэВ.

Таким образом, коэффициент качества позволяет учесть степень опасности облучения людей независимо от вида излучения. При хрониче­ском облучении всего тела его значение составляет: а) для рентгеновского и γ-излучения – 1; б) для β-излучения – 1; в) для протонов с энергией < 10 МэВ – 10; г) для α-частиц с энергией < 10 МэВ – 20.

Единица измерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв):

1 Зв = 1 Гр для излучений

В практике часто используется внесистемная единица эквивалентной дозы – бэр:

1 3в= 100 бэр

В реальных условиях облучение бывает неравномерным по телу и ор­ганам. Необходимость сравнения ущерба здоровью от облучения различных органов привела к введению понятия эффективной эквивалентной дозы, определяемой соотношением:

H_E = ∑_i L_i · H_i,

где

H_i – среднее значение эквивалентной дозы в i-ом органе или ткани;

L_i – взвешивающий коэффициент, равный отношению риска смерти в результате облучения i-гo органа или ткани к риску смерти от облучения всего тела при одинако-вых эквивалентных дозах.

Т.е. коэффициент L_i позволяет пересчитать дозу облучения i-гo органа на эквива-лентную по риску смерти дозу облучения всего тела. Понятие эф­фективной эквива-лентной дозы позволяет, таким образом, сравнить различ­ные случаи облучения с точки зрения риска смерти человека, а также оце­нить суммарный риск при облучении раз-личных органов.

Сравнительная радиопоражаемость органов и тканей характеризуется понятием радиочувствительность. Очевидно, коэффициент U дол­жен быть выше для наиболее радиочувствительных органов. МКРЗ рекомен­дованы следующие показатели L_i для различных органов:

Половые железы…………………………………….0,20

Красный костный мозг……………………………..0,12

Легкие……………………………………………….0,12

Щитовидная железа………………………………...0,05

Кость (поверхность)……………………...…………0,01

Остальные органы (ткани)…………………………0,05

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обнов­ляющихся тканей (костный мозг, половые железы и т.п.).

В результате облучения живой ткани, на 75% состоящей из воды, проходят первичные физико-химические процессы ионизации молекул воды с образованием высокоактивных радикалов типа Н⁺ и ОН^– и последующим окислением этими радика-лами молекул белка. Это косвенное воздействие излучений через продукты разложения воды. Прямое действие может сопро­вождаться расщеплением молекул белка, разрывом связей, отрывом радика­лов и т.п.

В дальнейшем под действием описанных первичных процессов в клетках происхо-дят функциональные изменения, следующие биологическим законам.

ВОЗМОЖНЫЕ ПОСЛЕДСТВИЯ ОБЛУЧЕНИЯ ЛЮДЕЙ

В настоящее время накоплен большой объем знаний о последствиях облучения человека.

Радиационные эффекты облучения людей делят на 3 группы:

1. Соматические (телесные) эффекты – это последствия воздействия на облученного человека, а не на его потомство. Соматические эффекты подразделяются на стохастические (вероятностные) и нестохастические.

К нестохастическим эффектам относятся последствия облучения, ве­роятность возникновения и тяжесть поражения от которых увеличиваются с увеличением дозы облучения и для возникновения которых существует дозовый порог. Это локальные повреждения кожи (лучевой ожог), потемнение хрусталика глаз (катаракта), повреждение половых клеток (стерилизация). В настоящее время считается, что длительное профессиональное облучение дозами до 50 мЗв в год не вызывает у взрослого человека никаких измене­ний, регистрируемых современными методами анализа.

2. Соматико-стохастические эффекты возникают у облученных людей и, в отличие от нестохастических, для них отсутствует порог, а от дозы зави­сит вероятность возникновения, а не тяжесть поражения. К ним относят канцерогенные эффекты поражения неполовых клеток: лейкозы (злокачест­венные повреждения кровообразую-щих клеток), опухоли разных органов и тканей.

3. Генетические эффекты – врожденные аномалии возникают в ре­зультате мутаций и других нарушений в половых клетках. Они являются стохастическими и не имеют порога действия.

Выход стохастических эффектов мало зависит от мощности дозы, а определяется суммарной накопленной дозой независимо от того, получена она за 1 сутки или за всю жизнь.

Соматико-стохастические и генетические эффекты учитываются при оценке воздействия малых доз на большие группы людей. Для этой цели вводится понятие коллективной эквивалентной дозы S, определяемой выра­жением:

∞

S = ∫ N(H) · H · dH,

0

где N(H)·dH – количество лиц, получивших дозу от Н до H+dH. В ка­честве Н может приниматься как H_i, так и Н_E органа или тела соответствен­но.

Единицей коллективной дозы является человеко-зиверт.

Если коллективная доза меньше 100 чел.Зв, выявление стохастиче­ских эффектов очень сложно, а при нескольких чел.Зв наиболее вероятно нулевое количество эффек-тов. При этом выявление эффекта у отдельного индивида является непредсказуемым.

При этом установлено, что в области средних и больших доз (более 0,25 Зв) био-логический эффект прямо пропорционален эквивалентной дозе.

Для целей радиационной защиты принято допущение, что стохастиче­ские эффекты имеют беспороговую линейную зависимость вероятности возникновения при обычно встречающихся условиях облучения (рис.1). В связи с тем, что коэффициенты зависимости доза-эффект были установлены на основе данных о стохастических воздействиях больших кратковременных доз, их перенос на обычные условия, как считается, вдвое завышает реаль­ный риск малых доз.

				Доза излучения, бэр Категории: Астрономии Банковскому делу ОБЖ Биологии Бухучету и аудиту Военному делу Географии Праву Гражданскому праву Иностранным языкам Истории Коммуникации и связи Информатике Культурологии Литературе Маркетингу Математике Медицине Международным отношениям Менеджменту Педагогике Политологии Психологии Радиоэлектронике Религии и мифологии Сельскому хозяйству Социологии Строительству Технике Транспорту Туризму Физике Физкультуре Философии Химии Экологии Экономике Кулинарии Подобное: Развитие экономики и проблема экологии АКАДЕМИЯ УПРАВЛЕНИЯ ПРИ ПРЕЗИДЕНТЕ РЕСПУБЛИКИ БЕЛАРУСЬИНСТИТУТ ГОСУДАРСТВЕННОГО УПРАВЛЕНИЯКафедра экономической теорииСпециальнос Разработка комплекса мер по оценке воздействия на окружающую среду Актуальность работы: Ушедшее столетие ознаменовалось резким обострением противоречий в сфере «общество - природа». С одной стороны удо Разработка предложений по очистке природного газа и переработки кислых газов с получением товарной продукции (серы) (на примере Карачаганакского месторождения) Сформировавшемуся в последнее время нефтегазовому комплексу Республики Казахстан отводится ведущая роль в топливно-энергетическом ба Разработка программного модуля для нахождения оптимальных предельно-допустимых выбросов в атмосферу от группы источников 1. Существующая система установления ПДВ для промышленных источников1.1 Нормативы и показатели загрязнения атмосферы.1.2 Данные об источн Разработка системы утилизации снега ВведениеАктуальность исследования. Природно-климатические условия значительной части территории России характеризуются большим коли Разработка элективного курса по теме: "Экологический мониторинг водных объектов" Исключительное строение и свойства, а также роль воды в жизни человека и всего живого на Земле обуславливает большое и постоянно возрас Расчет и проектирование гидроциклона для комплексной технологии глубокой очистки промышленных сточных вод 1. Внедрение технологии очистки сточных вод1.1 Состав сточных вод предприятия1.2 Очистка сточных вод2. Методы очистки сточных вод2.1 Механич Copyright © https://referat-web.com/. All Rights Reserved