Размещено на http://www.allbest.ru/

СОДЕРЖАНИЕ

• ОПРЕДЕЛЕНИЯ
• ВВЕДЕНИЕ
• 1. ПОНЯТИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ
• 1.1 Строение атомных ядер
• 1.2 Радиоактивность
• 2. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
• 2.1 Воздействие радиации на здоровье человека
• 2.2 Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях
• 2.3 Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии
• 2.3.1 Характер действий в случае радиационной аварии
• 2.3.2 Мероприятия по защите населения
• 2.4 Значения допустимых уровней радиационного воздействия
• 2.4.1 Характеристика параметров облучения
• 2.4.2 Значения дозовых коэффициентов
• 3. Реакция деления
• 3.1 Процесс деления
• 3.2 Осколки деления
• 4. ЦЕПОЧКИ ДЕЛЕНИЯ
• 4.1 Продукты мгновенного деленияU²³⁵ в интервале 0-1 ч
• 4.2 Радиоактивный йод
• 4.3 Радиоактивный цезий
• 4.4 Радиоактивный стронций
• 5. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ
• 6. Расчет активности радионуклидов
• 7. Результаты расчетов
• ЗАКЛЮЧЕНИЕ
• СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ



ОПРЕДЕЛЕНИЯ

Активность - мера радиоактивности какого-либо количества радионуклида, находящегося в данном энергетическом состоянии в данный момент времени.

Загрязнение радиоактивное - присутствие радиоактивных веществ на поверхности внутри материала, в воздухе, в теле человека или в другом месте, в количестве, превышающем уровни.

Запроектная авария - авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны. Уменьшение последствий достигается управлением запроектной аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения. Примером запроектной аварии может служить разрыв корпуса ядерного реактора.

Нуклид - общее название атомов, различающихся числом нуклонов в ядре или, при одинаковом числе нуклонов, содержащих разное число протонов и нейтронов.

Предел годового поступления (ПГП) - допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который при монофакторном воздействии приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы.

Радиационная авария - потеря управления источником ионизирующего излучения, вызванная неисправностью оборудования, неправильными действиями работников (персонала), стихийными бедствиями или иными причинами, которые могли привести или привели к облучению людей выше установленных норм или радиоактивному загрязнению окружающей среды.



Обозначения и сокращения

АЭС - атомная электростанция;

а. е. м. - атомные единицы массы;

бэр - биологический эквивалент рентгена;

ГЭС - гидроэлектростанция;

ДОА - допустимая среднегодовая объемная активность;

КК - коэффициент качества;

ОБЭ - относительная биологическая эффективность;

РФ - Российская Федерация;

А - атомное число;

Е_св - энергия связи;

Е_кин - энергия кинетическая;

N - количество образовавшихся ядер на 1 МВт мощности, яд./МВт;

n - нейтрон;

p - протон;

Т - период полураспада, с;

q - активность нуклида на МВт мощности, Бк/МВт;

Z - заряд ядра;

л - постоянная распада (вероятность распада ядра в единицу времени), 1/с;

г - кумулятивный выход осколков деления в относительных единицах;

ф - время работы реактора;



ВВЕДЕНИЕ

Ядерная энергетика - отрасль энергетики, занимающаяся производством тепловой и электрической энергии путем преобразования ядерной энергии.

Ядерный сектор энергетики наиболее значителен в промышленно развитых странах, где недостаточно природных энергоресурсов - в Японии, Франции, Бельгии. Эти страны производят до 80% электроэнергии на АЭС. В РФ на долю ядерной энергетики приходится порядка 16%

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Так же на ее развитие будут влиять неконтролируемый рост численности населения (за счет развивающихся регионов) и нарастающий дефицит энергии. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов.

Положительное значение атомных электростанций в энергобалансе очевидно. Гидроэнергетика для своей работы требует создание крупных водохранилищ, под которыми затапливаются большие площади плодородных земель по берегам рек. Вода в них застаивается и теряет свое качество, что в свою очередь обостряет проблемы водоснабжения, рыбного хозяйства и индустрии досуга.

Теплоэнергетические станции в наибольшей степени способствуют разрушению биосферы и природной среды Земли. Они уже истребили многие десятки тонн органического топлива. Для его добычи из сельского хозяйства и других сфер изымаются огромные земельные площади. А повышенное содержание золы в топливе является основной причиной выброса в воздух десятков миллионов тонн загрязняющих веществ.

Все тепловые энергетические установки мира выбрасывают в атмосферу за год до 250 млн. т золы и около 60 млн. т сернистого ангидрида.

Вследствие того, что ядерные реакторы фактически не производят парниковых газов, их использование для генерации электроэнергии может помочь остановить рост угрозы глобального потепления и радикального изменения климата. Любая реалистическая стратегия с целью предотвратить эту угрозу требует использования ядерной энергетики (ядерная энергия не загрязняет воздух и поверхность земли). Реакторы не производят выхлопов дыма, который вызывает смог и затрудняет дыхание, а также не выделяют газы, создающие кислотные дожди, так вредящие лесам, озерам и рекам.

К плюсам, несомненно, относится транспортировка ядерных материалов - свежего топлива, отработавшего топлива и ядерных отходов - ни разу за последние четыре десятилетия не привела к опасной «утечке» радиации. Ядерные вещества безопасно перевозились по автомобильным трассам, железным дорогам и морским путям. Строгие национальные и международные правила регулирования требуют при транспортировке радиоактивных веществ использования прочных и надежно сконструированных контейнеров, способных выдержать любые удары и внешнее вмешательство. Так как огромное количество энергии производится из малого количества уранового топлива, ядерной энергетике необходимо минимальное число транспортировок, в то время как перевозки органического топлива являются существенной нагрузкой на всемирную транспортную систему, причиняя вред окружающей среде по всему миру, особенно прибрежным зонам.

Ядерное топливо дешевле по сравнению с органическими видами топлива (его теплотворная способность в миллионы раз выше, чем у органического: при распаде одного грамма урана может образоваться столько же тепла, что и при сгорании почти трех тонн угля.)

В случае безаварийной работы атомные электростанции не производят практически никакого загрязнения окружающей среды, кроме теплового. Правда в результате работы АЭС (и предприятий атомного топливного цикла) образуются радиоактивные отходы, представляющие потенциальную опасность. Однако объем радиоактивных отходов очень мал, они весьма компактны, и их можно хранить в условиях, гарантирующих отсутствие поступление в окружающую среду.

Но, наряду с положительными, существуют и отрицательные стороны использования ядерной энергии.

Ядерная энергетика остаётся предметом острых дебатов. Сторонники и противники ядерной энергетики резко расходятся в оценках её безопасности, надёжности и экономической эффективности. Опасность связана с проблемами утилизации отходов, радиационными авариями, приводящими к экологическим и техногенным катастрофам, а также с возможностью использовать повреждение этих объектов (наряду с другими: ГЭС, химзаводами и т.п.) обычным оружием или в результате теракта -- как оружие массового поражения.

"Двойное применение" предприятий ядерной энергетики, возможная «утечка» ядерного топлива (как санкционированная, так и преступная) из сферы производства электроэнергии и его использовании для производства ядерного оружия служит постоянным источником общественной озабоченности, политических интриг и поводов к военным акциям (например, Иракская война, операция «Опера»).

В связи с крупными катастрофами, связанными с ядерной энергетикой, а в особенности с предшествующими в недавнем прошлом драматичными событиями на территории Японии, всех очень беспокоит вопрос того, когда радиоактивные осколки деления станут более или менее безопасны для живых организмов и для окружающей среды в целом. Это не простая задача, но я была удостоена чести решить ее.

Целью дипломной работы является оценка экологической опасности осколков деления, как при аварийных ситуациях, так и при штатном захоронении.

К поставленным задачам относятся:

- отслеживание активности осколков деления через различные промежутки времени после остановки реактора (2, 24, 180 дней, 1, 10, 100, 300, 1000 лет)

- оценка опасности выброса радиоактивных осколков, отнесенная к пределам допустимого годового поступления для населения во времени.



1. ПОНЯТИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ

1.1 Строение атомных ядер

Состав и размер ядер. Атомные ядра (нуклиды) состоят из протонов (р) и нейтронов (n), которые носят общее название нуклоны.

Число нуклонов в ядре называют массовым числом и обозначают буквой А. Массовое число близко к относительной атомной массе, выраженной в атомных единицах массы (а. е. м.), так как массы протона и нейтрона близки к 1 а. е. м. и равны m_p = 1,00727661 а. е. м. и m_n = 1,00866 а. е. м.

Число протонов в ядре определяет заряд ядра и обозначается Z. Заряд ядра совпадает с порядковым номером элемента в таблице Менделеева, поэтому называется так же атомным номером. Число нейтронов в ядре равно N. Ядра, имеющие одинаковое число протонов (Z), но различные массовые числа (A), называют изотопами.

Ядра являются весьма устойчивыми образованиями, из-за наличия ядерных сил притяжения. Чтобы вырвать нуклон из ядра необходимо затратить энергию, которая называется энергия связи. Величина удельной энергии связи (отнесенной к одному нуклону) в значительной связи зависит от соотношения числа нейтронов и протонов. Зависимость удельной энергии связи от массового числа приведена на рисунке1.1.

Анализ этой зависимости показывает, что ядерная энергия выделяется при делении тяжелых ядер (атомная бомба, ядерный реактор) и при синтезе легких (термоядерная реакция). Чем выше удельная энергия связи, тем более устойчиво ядро, а значит можно сделать вывод, что наиболее устойчивые ядра находятся в середине таблицы Менделеева (Mn, Fe, Ni, Cr).



Рисунок 1.1 Зависимость удельной энергии связи атомных ядер от числа содержащихся в них нуклонов

1.2 Радиоактивность

Радиоактивность - свойство некоторых нуклидов самопроизвольно превращаться в другие, испуская при этом элементарные частицы, или распадаться путем спонтанного деления. Эти элементарные частицы, как правило, производят ионизацию вещества, поэтому такое излучение называют ионизирующим излучением.

Различают несколько видов радиоактивного распада:

- Альфа-распад - характерен для тяжелых ядер (Z > 82). Альфа частицы - это ядра гелия, с А = 4 и Z = +2. В ядерных установках с водо-водяными реакторами источники альфа излучения практически отсутствуют, и в дальнейшем не будут рассматриваться.

- Бета-распад - возможен для любых химических элементов, в зависимости от соотношения нейтронов и протонов. При определенном соотношении нейтронов и протонов нуклиды стабильны.



Рисунок 1.2 Зависимость числа нейтронов от числа протонов в стабильных и природных радиоактивных ядрах. Схемы радиоактивного распада ядер в зависимости от отношения N/Z

На рисунке 1.2 сноска (1) - положение ядра U²³⁵ до деления, сноска (2) - после деления. Как видно из графика устойчивости после деления, ядро попадает в область с избытком n.

При избытке нейтронов происходит отрицательный бета распад:



Бета частицы - электроны, обладающие значительной энергией (до 3-6 МэВ).

И при альфа-распаде, и при бета-распаде, дочерние ядра могут возникать в возбужденном состоянии. Переходя из возбужденного состояния в основное, ядра испускают гамма кванты.

- Гамма кванты - кванты электромагнитного поля, имеют ту же природу, что и видимый свет (электромагнитное излучение), однако гораздо большую проникающую способность. Энергия гамма квантов от 0,1 МэВ и выше, обычно при радиоактивном распаде энергия гамма квантов лежит в пределах от 0,5 до 7 МэВ.

- Рентгеновские лучи - так же электромагнитное излучение (как и гамма кванты), однако имеют меньшую энергию. (Например, Солнце - один из естественных источников таких лучей, но защиту от солнечной радиации обеспечивает атмосфера Земли).

При работе реактора в активной зоне возникает значительный источник нейтронов, которые возникают при делении урана. Благодаря своей высокой проникающей способности могут воздействовать на значительном расстоянии от реактора.

Степень влияния радиации на здоровье человека зависит от вида излучения, его энергии, времени и частоты облучения. Таким образом, последствия радиации, которые могут привести к фатальным случаям, бывают как при однократном пребывании у сильнейшего источника излучения (естественного или искусственного), так и при хранении слаборадиоактивных предметов у себя дома (антиквариата, обработанных радиацией драгоценных камней, изделий из радиоактивного пластика).

Радиоактивность измеряется в Беккерелях (Бк), что соответствует одному распаду в секунду. В технике до сих пор пользуются Кюри, то есть активностью 1 г радия. 1 Кю = 3,7 • 10¹⁰ Бк. Воздействие излучения на вещество оценивается дозой радиации. А воздействие ионизирующего излучения оценивается экспозиционной дозой (число пар ионов, возникающих в 1 см³ вещества). За единицу экспозиционной дозы принимался Рентген (Р) (доза такого излучения, при котором возникает 1 CGSE заряда в 1 нормальном см³ воздуха). В настоящее время за основу принята поглощенная доза (количество энергии излучения, переданное единице массы вещества). Официально доза измеряется в Греях (Гр). 1 Гр =1 Дж/кг. Однако до сих пор часто пользуются прежними единицами измерения 1 Рад = 100 эрг/г (величина удобна тем, что численно практически равна Рентгену). Следует отметить, что при воздействии на биологическую ткань «тяжелые» частицы (альфа частицы, нейтроны, протоны) оказывают больше влияния, чем легкие при одной и той же переданной энергии. Поэтому для оценки воздействия на биологическую ткань используется понятие биологического эквивалента Рентгена или Рад.

1 бэр = КОБЭ • 1 Р

1 бэр = КК • 1 рад

КОБЭ и КК - биологическая эффективность или коэффициент качества.

Таблица 1.1

Значение КОБЭ для основных видов излучения

Вид излучения	КОБЭ (КК)
Электрон	1
Гамма-квант	1
Тепловые n	3…5
Быстрые n	8…10
Альфа-частицы	10
Протоны	10

В настоящее время биологическое воздействие излучения оценивается в Зивертах (Зв). 1 Зв = 100 бэр.

2. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

2.1 Воздействие радиации на здоровье человека

Воздействие радиации на организм человека называют облучением. Во время этого процесса энергия радиации передается клеткам, тем самым разрушая их. Облучение может вызвать всевозможные заболевания: инфекционные осложнения, нарушения обмена веществ, злокачественные опухоли и лейкоз, бесплодие катаракту и многое другое. Особенно остро радиация воздействует на делящие клетки, поэтому она особенно опасна для детей.

Организм реагирует на саму радиацию, а не на ее источник. Радиоактивные вещества могут проникать в организм через кишечник (с пищей и водой), через легкие (при дыхании) и даже через кожу при медицинской диагностике радиоизотопами. В этом случае имеет место внутреннее облучение. Кроме того, значительное влияние радиации на организм человека оказывает внешнее облучение, т.е. источник облучения находится вне тела. Но наиболее опасно, безусловно, внутреннее облучение.

При проектировании ядерных установок большое внимание уделяется проникающему излучению (нейтроны, гамма), мощность дозы от которых не должна превышать предельно допустимых дозы по НРБ 2 бэра в год. С этой целью создается биологическая защита, ослабляющая действие потоков нейтронов и гамма квантов. Как правило, для защиты используется бак металловодной защиты. Наибольшую опасность с точки зрения защиты окружающей среды представляет выброс осколков в окружающую среду.



2.2 Требования к ограничению техногенного облучения в контролируемых условиях

2.2.1 Нормальные условия эксплуатации источников излучения

Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А и Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 2.1;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА), среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 2.1

Основные пределы доз

Нормируемые величины*	Пределы доз
	Персонал (группа А)**	Население
Эффективная доза	20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год	1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год
Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза***	150 мЗв	15 мЗв
коже****	500 мЗв	50 мЗв
кистях и стопах	500 мЗв	50м3в

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б, равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см².

**** Относится к среднему по площади в I см² значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см² под покровным слоем толщиной 5 мг/см² . На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см². Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см² площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения.

Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях П-1 и П-2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями федерального органа Госсанэпиднадзора.

Предел годового поступления (ПГП) - максимально допустимый уровень поступления данного радионуклида в организм в течение года, который приводит к облучению условного человека ожидаемой дозой, равной соответствующему пределу годовой дозы (т.е. такое поступление, которое за 70 последующих лет создаст в критическом органе максимальную эквивалентную дозу). Применяется в качестве гигиенического норматива для персонала, работающего с источниками излучения или радиоактивными веществами, и для населения. Величина ПГП указана в НРБ - 99, в таблицах П - 1 и П - 2. Ниже приведены данные для отдельных радионуклидов, представляющих наибольшую опасность.

Таблица 2.2

Приложение П-1

Радионуклид	Период полураспада	Дозовый коэффициент воздействия на персонал, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПперс, Бк/год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м3
Sr90	29,1 лет	1,5-07	1,3 + 05	5,3 + 01
I131	8,04 сут	2,0-08	1,0 + 06	4,0 + 02
Cs137	30,0 лет	4,8-09	4,2 + 06	1,7 + 03

Таблица 2.3 - Приложение П - 2

Радионуклид	Период полураспада	Дозовый коэффициент воздействия на население, Зв/Бк	Предел годового поступления ПГПнас, Бк/год	Допустимая среднегодовая объемная активность ДОАнас, Бк/м3
Sr90	29,1 лет	5,0 - 8	2,0 + 4	2,7
I131	8,04 сут	7,2 - 8	1,4 + 4	7,3
Cs137	30,0 лет	4,6 - 9	2,2 + 5	2,7 + 1



2.3 Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии

2.3.1 Характер действий в случае радиационной аварии

В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:

- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, прежде всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);

- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

2.3.2 Мероприятия по защите населения

Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. 2.4), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.

При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в таблице 2.5. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица 2.4

Прогнозируемые уровни облучения, при которых необходимо срочное вмешательство

Орган или ткань	Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр
Все тело	1
Легкие	6
Кожа	3
Щитовидная железа	5
Хрусталик глаза	2
Гонады	3
Плод	0,1

Таблица 2.5

Уровни вмешательства при хроническом облучении

Орган или ткань	Годовая поглощенная доза, Гр
Гонады	0,2
Хрусталик глаза	0,1
Красный костный мозг	0,4

Уровни вмешательства для временного отселения населения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накопленная за один месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует решать вопрос об отселении населения на постоянное место жительства.

При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз не применяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии органами Госсанэпиднадзора устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе принципов и подходов, изложенных выше.

Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 2.4 - 2.6.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровень А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

Таблица 2.6

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Радионуклиды	Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг
	уровень А	уровень Б
131I, 134Cs, 137Cs	1	10
90Sr	0,1	1,0
238Pu, 239Pu, 241Am	0,01	0,1

2.4 Значения допустимых уровней радиационного воздействия

Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в таблице 2.1.

2.4.1 Характеристика параметров облучения

Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

- объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

- временем облучения t в течение календарного года;

- массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

- геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: V_перс = 2,4•103 куб.м в год; t_перс = 1700 ч в год; М_перс = 0.

Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: t_нас = 8800 ч в год; М_нас = 730 кг в год для взрослых. Годовой Объем Вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:

Таблица 2.7

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

Возраст, лет	до 1	2	2-7	7.12	12-17	Взрослые (больше 17)
V, тыс.куб.м в год	1,0	1,9	3,2	5,2	7,3	8,1

2.4.2 Значения дозовых коэффициентов

В приложении П-1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГП_перс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОА_перс. В приложение П-1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада. Природные радионуклиды 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm и 187Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через ораны дыхания его соединений не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.

Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из Приложения П-1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно, наименьшими значениями ПГП_перс и ДОА_перс.

В приложении П-2 для населения для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая возрастная группа, а также значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГП_нас для этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОА_нас оказалась наименьшей;



3. РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

Как было указано выше, при делении «тяжелых» ядер с А>120 должна выделяться энергия. Однако такому делению препятствует потенциальный барьер у ядра для осколков деления (Wкр). Чтобы преодолеть этот барьер ядру необходимо сообщить дополнительную энергию. Такую энергию в принципе может принести любая частица. Частица, попадающая в ядро, привносит энергию связи и кинетическую энергию:

;

Если

,

то ядро будет делиться, в обратном же случае - не будет.

Справедливости ради стоит сказать, что ряд тяжелых ядер (U²³⁵, U²³⁸) испытывает самопроизвольное спонтанное деление. Однако вероятность такого деления весьма мала (период «полуделения» урана 10¹⁶ лет, что соответствует 10 делениям в секунду в 1 кг урана).

3.1 Процесс деления

Чтобы разделить U²³⁵ и U²³⁶, нужно сообщить им энергию 6,5 - 7 МэВ. Возникающие в результате реакции легкие частицы (гамма-частицы, электроны) не могут делить уран. Для положительно заряженных частиц вокруг ядра существует заряженный барьер. Поэтому практически можно использовать для деления только нейтроны. Отсутствие кулоновского отталкивания позволяет нейтронам со сколь угодно малой кинетической энергией приблизиться к ядру на расстояние меньше радиуса действия ядерных сил. Захват ядром нейтрона приводит к возбуждению ядра, и, если энергия возбуждения достаточна, происходит деление. Для U²³⁵ энергия связи выше критической - поэтому он может делиться нейтронами, для U²³⁸ необходима энергия более 1,1 МэВ, поэтому его практически невозможно использовать в качестве топлива. Рассмотрим процесс деления ядер и получающиеся при этом результаты на примере деления ядра U²³⁵нейтроном.

Реакция деления U²³⁵ может быть записана следующим образом:

+n > > + + ??n + E_f

+?

На первом этапе ядро U²³⁵ захватывает нейтрон и образуется промежуточное ядро U^236*, которое находится в возбужденном состоянии и может сбросить энергию возбуждения посредством нескольких конкурирующих друг с другом процессов: ? -излучением, испусканием нейтрона или делением.

В случае испускания ядром ? -кванта произойдет реакция радиационного поглощения нейтрона, заканчивающаяся образованием нового изотопа делящего элемента с большим массовым числом - U²³⁶. Этот процесс в реакторе ведет к бесполезной для развития цепной реакции потере нейтронов и к уничтожению первичного ядерного топлива. В большинстве случаев (85%) промежуточное ядро делится на два осколка, которые представляют собой ядра новых более легких атомов с массовыми числами А₁ и А₂ и зарядами Z₁ и Z₂. В результате реакции деления оба осколка перегружены нейтронами и испускают 2 или 3 вторичных нейтрона. Вторичные нейтроны поглощаются соседними ядрами урана и вызывают их деление. При соответствующих условиях может возникнуть самоподдерживающийся процесс массового деления ядер, называемый цепной ядерной реакцией. Данная реакция осуществляется в двух формах: неуправляемая (атомная бомба) и управляемая (ядерный реактор).

3.2 Осколки деления

Осколки деления - ядра, образующиеся при делении урана. В большинстве случаев образующиеся радиоактивные осколки имеют различные массовые числа, которые могут изменяться от 70 до 160. При делении образуются разнообразные изотопы, можно сказать, половина таблицы Менделеева. Вероятность выхода различных осколков деления с определенной массой А приведена на рисунке.

Рисунок 3.1 Массовое распределение осколков деления U²³⁵ тепловыми нейтронами

В соответствии с рисунком 1.2 осколки перегружены нейтронами и испытывают бета-распад.

У большинства из них периоды полураспада весьма малы (минуты или еще меньше) и они быстро распадаются в стабильные изотопы. Однако, среди них есть изотопы, которые с одной стороны в достаточно большом количестве образуются при делении, а с другой имеют периоды полураспада дни и даже годы. Именно они представляют для нас основную опасность. Активность, т.е. количество распадов в единицу времени и соответственно количество "радиоактивных частиц", бета или гамма, обратно пропорциональна периоду полураспада. I¹³¹ образуется при делении с приблизительно такой же "охотой" как и Cs¹³⁷. Но у I¹³¹ период полураспада "всего" 8 суток, а у Cs¹³⁷ около 30 лет. В процессе деления урана, поначалу количество продуктов его деления, и йода, и цезия растет, но вскоре для йода наступает равновесие - сколько его образуется, столько и распадается. С Cs¹³⁷, из-за его относительно большого периода полураспада, до этого равновесия далеко. Теперь, если произошел выброс продуктов распада во внешнюю среду, в начальные моменты из этих двух изотопов наибольшую опасность представляет I¹³¹. Во-первых, из-за особенностей деления его образуется много (см. рисунок), во-вторых, из-за относительно малого периода полураспада его активность высока. Со временем (через 40 дней) его активность упадет в 32 раза, и в скором времени его практически не будет. А вот Cs¹³⁷ поначалу будет "светить" не так сильно, зато его активность будет спадать гораздо медленнее, иными словами, на тот момент, когда I¹³¹ станет более или менее безопасным, Cs¹³⁷ все еще будет представлять угрозу для живых организмов.

радиация облучение осколок деление



4. ЦЕПОЧКИ ДЕЛЕНИЯ

4.1 Продукты мгновенного деленияU²³⁵ в интервале 0 - 1 ч

Всего возникает 86 цепочек радиоактивных осколков деления.







К наиболее опасным изотопам относятся йод, цезий и стронций.



4.2 Радиоактивный йод

Среди 20 радиоизотопов йода, образующихся в реакциях деления урана и плутония, особое место занимают I^131-135 (T = 8.04 сут.; 2.3 ч.; 20.8 ч.; 52.6 мин.; 6.61 ч.), характеризующиеся большим выходом в реакциях деления, высокой миграционной способностью и биологической доступностью.

В обычном режиме эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов, в том числе радиоизотопов йода, невелики. В аварийных условиях, как свидетельствуют крупные аварии, радиоактивный йод, как источник внешнего и внутреннего облучения, был основным поражающим фактором в начальный период аварии.

Основным источником поступления радиойода населению в зонах радионуклидного загрязнения были местные продукты питания растительного и животного происхождения. Молоко, свежие молочные продукты и листовые овощи, имеющие поверхностное загрязнение, обычно являются основным источником поступления радиойода населению.

В патологический процесс вовлекаются все органы и системы, особенно тяжелые повреждения в щитовидной железе, где формируются наиболее высокие дозы.

4.3 Радиоактивный цезий

Является одним из основных дозообразующих радионуклидов продуктов деления урана и плутония. Нуклид характеризуется высокой миграционной способностью во внешней среде, включая пищевые цепочки. Основным источником поступления радиоцезия человеку являются продукты питания животного и растительного происхождения. Радиоактивный цезий, поступающий животным с загрязненным кормом, в основном накапливается в мышечной ткани (до 80 %) и в скелете (10 %).

Является основным источником внешнего и внутреннего облучения после распада радиоактивных изотопов йода.

Из радиоизотопов цезия наибольшее значение имеет Cs¹³⁷, характеризующийся большим выходом в реакциях деления, сроками жизни (T = 30.2 года) и токсичностью. Он считается одним из наиболее значимых радионуклидов продуктов ядерного деления.

Регистрируют повышенное содержание радиоцезия у жителей, потребляющих в больших количествах "дары природы" (грибы, лесные ягоды и особенно дичь).

Радиоцезий, поступая в организм, относительно равномерно распределяется, что приводит к практически равномерному облучению органов и тканей. Этому способствует высокая проникающая способность гамма-квантов его дочернего нуклида Ba^137m, равная примерно 12 см.

4.4 Радиоактивный стронций

После радиоактивных изотопов йода и цезия следующим по значимости элементом, радиоактивные изотопы которого вносят наибольший вклад в загрязнение - стронций. Впрочем, доля стронция в облучении значительно меньше.

Природный стронций относится к микроэлементам и состоит из смеси четырех стабильных изотопов Sr⁸⁴ (0.56%), Sr⁸⁶ (9.96%), Sr⁸⁷ (7.02%), Sr⁸⁸ (82.0%). По физико-химическим свойствам он является аналогом кальция. Стронций содержится во всех растительных и животных организмах. В организме взрослого человека содержится около 0.3 г стронция. Почти весь он находится в скелете.

В условиях нормальной эксплуатации АЭС выбросы радионуклидов незначительны. В основном они обусловлены газообразными радионуклидами (радиоактивными благородными газами, 14С, тритием и йодом). В условиях аварий, особенно крупных, выбросы радионуклидов, в том числе радиоизотопов стронция, могут быть значительными.

Наибольший практический интерес представляют Sr⁸⁹ (Т = 50.5 сут.) и Sr⁹⁰ (Т = 29.1 лет), характеризующиеся большим выходом в реакциях деления урана и плутония. Как Sr⁸⁹, так и Sr⁹⁰ являются бета-излучателями. При распаде Sr⁸⁹ образуется стабильный изотоп итрия (Y⁸⁹). При распаде Sr⁹⁰ образуется бета-активный Y⁹⁰, который в свою очередь распадается с образованием стабильного изотопа циркония (Zr⁹⁰).

В начальный период Sr⁸⁹ является одним из компонентов загрязнения внешней среды в зонах ближних выпадений радионуклидов. Однако у Sr⁸⁹ относительно небольшой период полураспада и со временем начинает превалировать Sr⁹⁰.

Животным радиоактивный стронций в основном поступает с кормом и в меньшей степени с водой (около 2 %). Помимо скелета наибольшая концентрация стронция отмечена в печени и почках, минимальная - в мышцах и особенно в жире, где концентрация в 4-6 раз меньшая, чем в других мягких тканях.

Радиоактивный стронций относится к остеотропным биологически опасным радионуклидам. Как чистый бета-излучатель основную опасность он представляет при поступлении в организм. Населению нуклид в основном поступает с загрязненными продуктами. Ингаляционный путь имеет меньшее значение. Радиостронций избирательно откладывается в костях, особенно у детей, подвергая кости и заключенный в них костный мозг постоянному облучению.



5. РАСЧЕТ КОНЦЕНТРАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ

При составлении таблицы использовались данные, полученные из цепочек радиоактивных осколков деления. Для каждого нуклида указаны период его полураспада в искомых единицах измерения и переведенный в секунды (для практичности расчетов), постоянная распада (вероятность распада ядра в единицу времени), кумулятивный выход осколков деления в относительных единицах, количество ядер, образовавшихся за одно деление, активность на 1МВт мощности (число актов распада в данном образце радиоактивного нуклида за единицу времени) (Следует подчеркнуть, что единицы активности непосредственно связаны только с числом распадов в источнике в 1 секунду, а не с количеством вещества или числом испускаемых частиц, и характеризует не что иное, как скорость ядерных превращений в источнике).

В связи с поставленной задачей был разработан алгоритм расчета накопления радиоактивных осколков деления в реакторе.

Для начала задаем время работы реактора ф=3 года (3года = 26280 часов = 9,46 10⁷ секунд). Для практичности использования полученных данных в дальнейшем, все расчеты ведутся на 1МВт мощности реактора.

количество делений в секунду на 1 МВт мощности:

Постоянная распада л рассчитывается следующим образом:

где:

Т - период полураспада, сек;

Баланс радиоактивных ядер в работающем реакторе имеет вид:

где:

N - количество образовавшихся ядер на 1 МВт мощности, яд./МВт;

л - постоянная распада (вероятность распада ядра в единицу времени), 1/сек;

г_i -выход осколков деления i на одно деление в относительных единицах;

Если материнское ядро (i-1) имеет значительно меньший период полураспада, чем дочернее (i), то можно заменитьна .

Тогда решение баланса будет иметь вид:

где,

- кумулятивный выход осколков деления i;

ф - время работы реактора, 9,46 * 10⁷сек;

Для тех элементов, у которых период полураспада составляет менее полугода, исходя из формулы, постоянная радиоактивного распада л_i будет настолько мала, что значение будет меньше или равно 0,01. Соответственно результат вычитания в скобках будет равен 0,99, что ни каким образом не повлияет на значение N_i. Исходя из этого, формулу для определения количества образовавшихся ядер на МВт мощности можно упростить до следующего вида:



После необходимо определить активность элемента, измеряемую в распадах/сек/Мвт мощности реактора (или Бк/МВт):

где:

q- активность на МВт мощности Бк/МВт;

Для последующих элементов выводятся следующие расчетные формулы:

В ситуации, когда период полураспада меньше полугода формула имеет вид:

Для аналогичной ситуации расчет активности производится по следующей формуле:

Для примера воспользуюсь самой первой цепочкой превращений с массовым числом 72:

72. 47ч Zn⁷² > 14,1ч Ga⁷² > стаб.Ge⁷²

1,6•10^-7 1,6•10^-7

* 47ч Zn⁷²

1,6•10^-7

72 - массовое число;

47ч - период полураспада;

1,6•10^-7 - кумулятивный выход осколков деления;

Zn⁷²обозначается в формулах, как _i;

Ga⁷²обозначается в формулах, как _i+1;

В соответствии с формулами 5.5 и 5.6:

В соответствии с формулами 5.8 и 5.9:



Результаты по разработанному алгоритму приведены в таблице.

В таблицах и приложениях запись вида 1,69 -5 означает 1,69 • 10^-5 , а 1,69 +5 означает 1,69 • 10⁺⁵.

Таблица 5.1

Сводная таблица нуклидов

	Нуклид	Т	Т, сек	л, 1/сек	?	N, яд./МВт	q, Бк/МВт	q/ПГП
	1	2	3	4	5	6	7	8
1	Zn72	47ч	1,69 +5	4,00 -6	1,60 -7	1,24 +15	4,96 +9	3,30 +4
2	Zn73	2мин	120	5,77 -3	9,80 -7	5,26 +12	3,04 +10	-
3	Ga72	14,1ч	5,08 +4	1,36 -5	-	3,65 +14	4,96 +9	-
4	Ga73	4,9ч	1,76 +4	3,91 -5	1,20 -7	7,77 +14	3,04 +10	-
5	Ga74	7,8мин	4,68 +2	1,48 -3	3,50 -8	7,33 +13	10,85 +10	-
6	Ge77	11,3ч	4,07 +4	1,70 -5	3,10 -7	5,65 +15	9,60 +11	-
7	Ge78	2,1ч	7,56 +3	9,16 -5	2,00 -6	6,78 +15	6,21 +12	-
8	As77	38,7ч	1,39 +5	4,90 -6	5,20 -5	5,25 +17	25,72 +11	1,13 +6
9	As78	91мин	5,46 +3	1,27 -4	-	4,89 +16	6,21 +12	-
10	As79	9мин	5,4 +2	1,28 -3	5,60 -4	1,36 +16	17,36 +12	-
11	Se79	6•104лет	1,89 +12	3,66 -13	-	1,64 +21	6,01 +8	3,34 +3
12	Se81	18,2мин	1,09 +3	6,36 -4	1,40 -5	6,76 +14	4,3 +11	-
13	Se83	25мин	1,5 +3	4,62 -4	2,10 -3	1,41 +17	6,51 +13	-
14	Se84	3,3мин	1,98 +2	3,50 -3	1,10 -2	9,74 +17	3,41 +14	-
15	Se85	39сек	39	1,78 -2	1,10 -2	1,92 +16	1,92+16	-
16	Se87	16сек	16	4,33 -2	2,00 -2	1,43 +16	6,20 +14	-
17	Br82	35,4ч	1,27 +5	5,40 -6	4,00 -7	2,3 +15	12,42 +9	9,55 +3
18	Br83	2,4ч	8,64 +3	8,02 -5	3,00 -3	1,97 +18	15,8 +13	-
19	Br84	31,8мин	1,91 +3	3,63 -4	1,00 -3	1,02 +18	3,72 +14	-
20	Br85	3мин	1,80 +2	3,85 -3	4,00 -3	1,21 +17	3,22 +16	-
21	Br87	54сек	54	1,28 -2	7,00 -3	6,54 +16	8,3 +14	-
22	Br88	16сек	16	4,33 -2	2,90 -2	2,08 +16	8,99 +14	-
23	Br89	4,4сек	4,4	4,33 -1	4,59 -2	3,29 +15	14,23 +14	-
24	Br90	1,6сек	1,6	4,33 -1	5,00 -2	3,58 +15	15,5 +14	-
25	Kr85	10,7года	3,37 +8	2,05 -9	2,90 -3	9,22 +21	1,89 +13	-
26	Kr87	78мин	4,68 +3	1,48 -4	-	5,26 +18	7,78 +14	-
27	Kr88	2,8ч	1,01 +4	6,87 -5	6,30 -3	1,59 +19	10,94 +14	-
28	Kr89	3,2мин	1,92 +2	2,10 -2	-	6,77 +16	12,09 +14	-
29	Kr90	33сек	33	2,10 -2	2,00 -2	6,27 +16	13,17 +14	-
30	Kr91	10сек	10	6,93 -2	3,45 -2	1,54 +16	10,69 +14	-
31	Kr92	3сек	3	2,31 -1	1,87 -2	2,52 +15	5,79 +14	-
32	Kr93	2сек	2	3,46 -1	4,80 -3	4,3 +14	1,49 +14	-
33	Kr94	1,4сек	1,4	4,95 -1	1,00 -3	6,26 +13	3,10 +13	-
34	Kr95	кор		1,39	7,00 -5	1,56 +12	2,17 +12	-
35	Kr97	кор		1,38	6,00 -7	1,35 +10	1,86 +10	-
36	Rb87	5 •1010лет	1,58 +18	4,38 -19	9,90 -4	7,35 +22	3,23 +4	-
37	Rb88	18мин	1,08 +3	6,42 -4	1,70 -3	1,78 +18	11,47 +14	-
38	Rb89	15,4мин	9,24 +2	7,50 -4	2,10 -3	1,98 +18	12,74 +14	-
39	Rb90	2,7мин	1,62 +3	4,27 -3	9,00 -3	3,73 +17	15,96 +14	-
40	Rb91	72сек	72	9,63 -3	2,25 -2	1,83 +17	17,66 +14	-
41	Rb92	5,3сек	5,3	1,30 -1	5,40 -3	5,74 +15	7,46 +14	-
42	Rb93	5,6сек	5,6	1,24 -1	3,92 -2	11 +15	13,64 +14	-
43	Rb94	2,9сек	2,9	2,39 -1	2,80 -2	3,76 +15	8,99 +14	-
44	Rb95	кор		1,39	1,60 -2	3,58 +14	4,98 +14	-
45	Rb97	кор		1,38	9,90 -4	2,22 +13	3,08 +13	-
46	Sr89	50,4дней	4,35 +6	1,59 -7	-	9,35 +21	12,74 +14	-
47	Sr90	28,1года	8,86 +8	7,82 -10	-	1,47 +24	1,15 +14	-
48	Sr91	9,8ч	3,53 +4	1,96 -5	2,00 -3	9,33 +19	18,28 +14	-
49	Sr92	2,7ч	9,72 +3	7,13 -5	3,69 -2	2,65 +19	18,89 +14	-
50	Sr93	7,9мин	4,74 +2	1,46 -3	2,10 -2	1,38 +18	20,15 +14	-
51	Sr94	1,3мин	78	8,88 -3	2,90 -2	2,03 +17	17,98 +14	-
52	Sr95	40сек	40	1,73 -2	3,10 -2	8,43 +16	14,58 +14	-
53	Sr97	кор		1,38	1,60 -2	3,59 +14	5,26 +14	-
54	Y90	64,3ч	2,32 +5	2,99 -6	-	3,85 +19	1,15 +14	-
55	Y91	57,5дней	4,97 +6	1,39 -7	-	5,26 +21	7,31 +14	-
56	Y92	3,6ч	1,29 +4	5,35 -5	-	3,53 +19	18,89 +14	-
57	Y93	10,3ч	3,71 +4	1,86 -5	-	1,08 +20	20,15 +14	-
58	Y94	20мин	1,2 +3	5,77 -4	7,00 -3	3,49 +18	20,15 +14	-
59	Y95	10мин	6,00 +3	1,15 -3	1,50 -2	1,67 +18	19,23 +14	-
60	Y97	кор		1,38	3,10 -2	1,08 +15	14,87 +14	-
61	Zr93	1,5 •106лет	4,73 +13	1,47 -14	-	19,05 +22	2,80 +9	2,80 +4
62	Zr95	65дней	5,61 +6	1,23 -7	-	1,55 +22	19,23 +14	-
63	Zr97	17ч	6,12 +4	1,13 -5	1,40 -2	1,7 +20	19,21 +14	-
64	Zr98	60сек	60	1,15 -2	5,70 -2	1,54 +17	17,67 +14	-
65	Zr99	33сек	33	2,10 -2	6,06 -2	8,95 +16	18,8 +14	-
66	Nb97	72мин	4,32 +3	1,61 -4	-	4,84 +17	7,80 +13	-
67	Nb98	52мин	3,12 +3	2,22 -4	6,40 -4	8,92 +16	1,98 +13	-
68	Nb98	кор		1,39	-	12,7 +14	17,67 +14	-
69	Nb99	2,4мин	1,44 +2	4,81 -3	-	3,9 +17	1,88 +15	-
70	Nb100	3мин	180	3,80 -3	6,30 -2	5,14 +17	19,53 +14	-
71	Nb101	1мин	60	1,00 -2	5,00 -2	1,55 +17	15,5 +14	-
72	Mo99	66ч	2,38 +5	2,90 -6	5,00 -4	6,53 +20	1,89 +15	8,22 +9
73	Mo101	14,6ч	5,26 +4	7,90 -3	-	1,55 +14	15,5 +14	-
74	Mo102	11,5мин	6,9 +2	1,01 -3	4,20 -2	1,29 +18	13,02 +14	-
75	Mo104	2,5мин	150	4,62 -3	1,80 -2	1,21 +17	5,58 +14	-
76	Mo105	2мин	120	5,77 -3	6,00 -3	3,2 +16	1,86 +14	-
77	Tc99	2,1 •105лет	6,62 +12	1,05 -13	6,00 -4	2,33 +22	2,44 +9	1,22 +4
78	Tc101	14мин	840	8,30 -3	6,00 -3	2,09 +18	17,36 +14	-
79	Tc102	5сек	5	1,39 -1	-	9,39 +15	13,02 +14	-
80	Tc102	4,1мин	246	2,82 -3	2,15 -2	2,36 +17	6,66 +14	-
81	Tc103	1,2мин	72	9,63 -3	2,90 -2	9,34 +16	8,99 +14	-
82	Tc104	1,8мин	108	6,42 -3	-	8,69 +16	5,58 +14	-
83	Tc105	9мин	540	1,28 -3	3,00 -3	2,18 +17	2,79 +14	-
84	Tc107	1мин	60	1,15 -2	1,60 -3	4,08 +15	4,96 +13	-
85	Tc108	1мин	60	1,15 -2	5,00 -4	1,35 +15	1,55 +13	-
86	Ru103	39,7дней	3,43 +6	2,10 -7	-	4,28 +21	8,99 +14	2,72 +9
87	Ru105	4,45ч	1,6 +4	4,32 -5	-	6,46 +18	2,79 +14	-
88	Ru106	1,01года	3,18 +7	2,18 -8	3,80 -1	4,7 +21	1,02 +14	2,83 +9
89	Ru107	4,6мин	276	2,51 -3	4,00 -4	2,47 +16	6,2 +13	-
90	Ru108	4,3мин	258	2,68 -3	-	5,78 +15	1,55 +13	-
91	Rh105	36ч	1,29 +5	5,34 -6	-	5,23 +19	2,79 +14	1,27 +8
92	Rh106	1,01года	2,17 -8	2,31 -2	-	4,42 +15	1,02 +14	-
93	Rh107	22мин	1,32 +3	5,25 -4	-	1,18 +17	6,2 +13	-
94	Rh108	18сек	18	3,85 -2	8,00 -4	1,04 +15	4,03 +13	-
95	Rh109	25сек	25	2,77 -2	2,80 -4	3,13 +14	8,68 +12	-
96	Rh111	кор		1,39	1,80 -4	4,03 +12	5,58 +12	-
97	Pd107	7 •106лет	2,21 +14	3,13 -15	1,60 -1	5,86 +21	1,84 +7	10,8
98	Pd109	13,6ч	4,89 +4	1,42 -5	-	6,11 +17	8,68 +12	-
99	Pd111	23мин	1,38 +3	5,02 -4	-	1,11 +16	5,58 +12	-
100	Pd112	21ч	7,56 +4	9,10 -6	1,00 -4	3,4 +18	3,10 +12	-
101	Pd113	1,5мин	90	7,70 -3	1,00 -4	4,03 +14	3,10 +12	-
102	Pd114	2,мин	1,28 +2	4,90 -3	1,40 -4	8,86 +14	4,34 +12	-
103	Pd115	45сек	45	1,54 -2	1,00 -4	2,01 +14	3,1 +12	-
104	Pd116	30сек	30	2,31 -2	1,00 -4	1,34 +14	3,1 +12	-
105	Pd117	30сек	30	2,31 -2	9,9 -5	1,33 +14	3,07 +12	-
106	Ag111	7,5дней	6,48 +5	1,07 -6	1,00 -5	5,5 +18	5,89 +12	1,11 +7
107	Ag112	3,14ч	1,13 +4	6,10 -5	1,00 -5	5,6 +16	3,41 +12	-
108	Ag113	5,3ч	1,91 +4	3,63 -5	-	8,54 +16	3,10 +12	-
109	Ag114	5 сек	5	1,40 -1	4,00 -5	3,38 +13	4,74 +12	-
110	Ag115	21мин	1,26 +3	5,50 -4	-	5,64 +15	3,1 +12	-
111	Ag116	2,5мин	150	4,62 -3	-	6,71 +14	3,1 +12	-
112	Ag117	1,1мин	66	1,05 -2	1,00 -6	2,95 +14	3,1 +12	-
113	Cd115	53ч	1,91 +5	3,60 -6	-	7,84 +17	2,82 +12	1,41 +7
114	Cd117	50мин	3,00 +3	2,31 -4	-	1,34 +16	3,1 +12	-
115	Cd119	2,9мин	174	3,98 -3	5,00 -5	3,89 +14	15,5 +11	-
116	Cd119	10мин	600	1,15 -3	5,00 -5	13,48 +14	15,5 +11	-
117	In115	6 •1014лет	1,89 +22	3,66 -23	-	8,74 +19	3,28 -1	-
118	In117	70мин	4,2 +3	1,65 -4	-	1,88 +16	3,1 +12	-
119	In119	17,5мин	1,05 -3	6,6 -4	5,00 -5	4,56 +15	3,01 +12	-
120	Sn121	28ч	1,01 +5	6,8 -6	1,50 -4	6,8 +17	4,6 +12	-
121	Sn123	40мин	2,4 +3	2,89 -4	1,40 -4	1,49 +16	4,34 +12	1,10 +3
122	Sn125	9,5мин	570	1,22 -3	1,10 -4	2,79 +13	3,41 +12	5,09 +7
123	Sn126	50мин	3,00 +3	2,31 -4	1,00 -3	1,34 +17	3,1 +13	1,03 +9
124	Sn127	1,9ч	6,84 +3	1,01 -4	2,50 -3	7,67 +17	7,75 +13	-
125	Sn128	57мин	3,42 +3	2,03 -4	5,00 -3	7,64 +17	1,55 +14	-
126	Sn130	2,6мин	1,56 +2	4,40 -3	2,00 -2	1,41 +17	6,2 +14	-
127	Sn131	3,4мин	204	3,39 -3	2,60 -2	2,38 +17	8,06 +14	-
128	Sn132	2,2мин	132	5,30 -3	2,93 -2	1,71 +17	9,08 +14	-
129	Sb125	2года	6,31 +7	1,09 -8	1,20 -4	4,25 +20	4,63 +12	2,72 +7
130	Sb126	9ч	3,24 +4	2,13 -5	-	1,44 +18	3,07 +13	1,53 +8
131	Sb127	91ч	3,28 +5	2,10 -6	-	3,69 +19	7,75 +13	1,61 +8
132	Sb128	9,8ч	3,53 +4	1,96 -5	5,00 -4	8,69 +18	1,71 +14	-
133	Sb129	4,6ч	1,66 +4	4,18 -5	9,00 -3	6,67 +18	2,79 +14	-
134	Sb130	10мин	6,00 +2	1,60 -3	1,00 -3	4,07 +17	6,51 +14	-
135	Sb131	23мин	1,38 +3	5,02 -4	3,20 -2	1,8 +18	9,04 +14	-
136	Sb132	2,1мин	126	5,50 -3	7,00 -4	1,71 +17	9,39 +14	-
137	Sb133	4,1мин	246	2,82 -3	4,00 -2	4,39 +17	12,4 +14	-
138	Sb134	48сек	48	1,44 -2	3,00 -2	6,46 +16	9,3 +14	-
139	Te127	9,3ч	3,35 +4	2,06 -5	-	3,76 +18	7,75 +13	-
140	Te129	72мин	4,32 +3	1,60 -4	1,00 -3	1,93 +18	3,1 +14	-
141	Te131	25мин	1,5 +3

Подобные документы

• Защита человека и окружающей природной среды от выбросов токсичных веществ в атмосферу на ОАО "Дальолово"

  Краткая история предприятия, его стратегическое значение, оценка экологической опасности, производственно-технологическая характеристика. Общая оценка уровня экологической опасности предприятий цветной металлургии на предприятии, средства защиты.
  
  контрольная работа [317,1 K], добавлен 06.03.2014
  

• Факторы экологической опасности

  Экологическая безопасность: атмосфера, гидросфера, литосфера, биосфера. Факторы, источники, последствия экологической опасности: утоньшение озонового слоя, сокращение биоразнообразия. Зона экологического бедствия и зона чрезвычайной экологической ситуации
  
  реферат [29,1 K], добавлен 19.10.2007
  

• Воздействие малых доз радиации

  Радиация, ее влияние на организм человека. Дозовые зависимости показателей состояния здоровья. Последствия влияния радиации на взрослый организм. Проблемы, связанные с нормированием воздействия радиации. Методология оценки генетического риска облучения.
  
  реферат [31,8 K], добавлен 14.12.2010
  

• Экологическая экспертиза

  Порядок и регламент проведения государственной экологической экспертизы. Формирование экспертной комиссии. Вред, причиненный нарушением экологического законодательства. Презумпции экологической опасности. Оценка воздействия на окружающую среду.
  
  контрольная работа [30,0 K], добавлен 29.01.2011
  

• Воздействие Нюксенской газокомпрессорной станции на воздушный бассейн

  Газотранспортная система "Газпром трансгах Ухта", ее структура и оценка экологической эффективности. Оценка воздействия компрессорных станций на окружающую среду. Техногенные опасности и профилактика их негативного воздействия на воздушный бассейн.
  
  дипломная работа [88,8 K], добавлен 09.11.2016
  

• Предпосылки и проблемы обновления научно-методического обеспечения национальной экологической политики

  Проблемы экологической политики в глобальном контексте. Рост экологических рисков и повышение уровня общей экологической опасности современного общества. Загрязнение мирового океана. Украинские реалии экополитики: задолженность науки и инноватики.
  
  реферат [58,9 K], добавлен 19.09.2014
  

• Воздействие газовой промышленности на окружающую среду

  Методы поиска и разведки газовых месторождений. Сооружение морских трубопроводов и оценка опасности этих участков. Обеспечение экологической безопасности при сооружении и эксплуатации нефтегазовых объектов. Геоэкологические риски газовой отрасли.
  
  реферат [134,3 K], добавлен 30.04.2008
  

• Методы и средства экологической защиты атмосферы Москвы

  Анализ общей экологической ситуации Москвы. Классификация источников и уровня загрязнения атмосферы. Воздействие антропогенной трансформации атмосферы на здоровье жителей. Разработка методов и средств инженерно-экологической защиты атмосферы г. Москвы.
  
  дипломная работа [1,7 M], добавлен 23.11.2009
  

• Воздействие ОАО "Волгоградский алюминий" на состояние окружающей среды

  Общая характеристика экологической обстановки в Волгограде, негативное воздействие на нее отраслей промышленности региона. Виды выбросов ОАО "ВгАЗ", их влияние на состояние окружающей среды и здоровье населения. Перспективы развития экологической службы.
  
  курсовая работа [74,3 K], добавлен 02.09.2009
  

• Оценка экологической опасности судна по сточным водам

  Изучение особенностей воздействия судовых сточных вод. Определение суточных накоплений нефтесодержащих сточных вод. Расчет природоохранного оборудования. Оценка размеров вреда водным объектам в случае несанкционированного (аварийного) сброса сточных вод.
  
  практическая работа [33,3 K], добавлен 03.02.2017
  

• главная
• рубрики
• по алфавиту
• вернуться в начало страницы
• вернуться к началу текста
• вернуться к подобным работам