Ядерная энергетика и экология (токсичность и радиоактивность)

Размещено на http://www.allbest.ru/

ДОНЕЦКИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ УНИВЕРСИТЕТ

ХИМИЧЕСКИЙ ФАКУЛЬТЕТ

КАФЕДРА НЕОРГАНИЧЕСКОЙ ХИМИИ

КУРСОВАЯ РАБОТА

на тему:

«Ядерная энергетика и экология (токсичность и радиоактивность)»

Выполнил:

студент 1 курса

группы 1 - В

Ташкинов Ю.А.

Руководитель:

Белоусова Е.Е.

ДОНЕЦК 2008

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1.ОБЗОР ЛИТЕРАТУРНЫХ ИСТОЧНИКОВ

1.1 ОБЩИЕ ПОНЯТИЯ ОБ АТОМНЫХ РЕАКТОРАХ

1.2 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ЭКОЛОГИЯ

1.3 ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ, ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В РАДИАЦИОННОЙ ЭКОЛОГИИ ЧЕЛОВЕКА

2.ОСНОВНАЯ ЧАСТЬ

2.1 РАДИАКТИВНОСТЬ И ТОКСИЧНОСТЬ

2.2 ПУТИ ПОПАДАНИЯ В ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

ВЫВОДЫ

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

ВВЕДЕНИЕ

Атомные электростанции (АЭС) - источник практически неисчерпаемой и экологически чистой энергии, однако страх перед последствиями аварии и сложность с утилизацией радиоактивных отходов сдерживают их развитие.

При расщеплении одного атома урана выделяется столько же тепла, сколько при сжигании 50 млн. атомов угля, а энергия полного распада 1 г этого вещества эквивалентна теплу, содержащемуся в 2,8 т угля. Компактность налицо: АЭС мощностью 1000 МВ ежегодно потребляет менее 28 т ядерного топлива, а тепловая станция такой же мощности - около 3,5 млн. т угля.[5]

Самые крупные АЭС в мире: Фукусима (Япония) -10 энергоблоков общей мощностью 9096 МВт; Брюс (Канада) -7 энергоблоков, 6372 МВт; Запорожская АЭС (Украина) - 6 энергоблоков, 6000 МВт; Граве-лэн (Франция) - 6 энергоблоков, 5706 МВт; Палюэль (Франция)- 4 энергоблока, 5528 МВт.

Но прогресс для человеческого общества всегда связан с понятием риска. «Плата за прогресс» должна иметь разумную цену, и степень риска обязана быть хорошо рассчитанной величиной. Поэтому трудно согласиться с постулатом, что развитие цивилизации требует увеличения человеческих жертвоприношений. Можно выделить три варианта трагедий -- случай, происшествие и катастрофа. В первом варианте погибают небольшое количество людей в ситуациях, которые достаточно редко встречаются -- например, гибель альпинистов в результате удара молнии. Во втором -- это «привычная» гибель небольшого количества людей одномоментно, но на определенный отрезок времени составляющая громадные цифры -- например, количество погибших в дорожно-транспортных происшествиях за год. И третья ситуация, когда в результате случая или злого умысла единовременно погибает огромное число народа -- как при авиакатастрофах, наводнениях или землетрясениях. Такой катастрофой стала Чернобыльская катастрофа.

Цель работы - изучить влияние атомных электростанций на экологию, токсичность радионуклидов и пути их попадания в организм человека

ОБЗОР ЛИТЕРАТУРНЫХ ИСТОЧНИКОВ

1.1 ОБЩИЕ ПОНЯТИЯ ОБ АТОМНЫХ РЕАКТОРАХ

1.1.1 ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО

АЭС работает так же, как и обычная электростанция: в том и другом случае используется тепловая энергия, которая нагревает пар, а тот, в свою очередь, крутит турбину, соединённую с генератором. Разница лишь в способе получения тепловой энергии: в АЭС источником тепла служит происходящая в активной зоне реактора управляемая цепная реакция деления ядер атомов тяжёлых элементов, чаще всего урана (он распространён в земной коре, но очень рассеян), а также плутония, который образуется в реакторе в результате ядерных реакций.

Размещено на http://www.allbest.ru/

Однако добываемая урановая руда (урановая смолка) содержит свыше 99% устойчивого изотопа урана-238 (непригодного как топливо) и очень малое количество урана-235, ядра которого и вызывают цепную реакцию. Поэтому прежде урановую руду обогащают - подвергают химической обработке с помощью растворителей и получают концентрат, содержащий чистые соединения урана. Затем в концентрате увеличивают содержание урана-235 - единственного изотопа, который может делиться самопроизвольно. Этот процесс происходит в центрифуге: более тяжёлые атомы урана-238 оседают на ее стенках и удаляются до тех пор, пока концентрация обогащенного урана-235 в оставшемся сырье не составит приблизительно 3%. Затем этот изотоп превращают в гранулы и помещают в тонкие, похожие на карандаш тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) - теперь их можно помещать в ядерный реактор.[1]

1.1.2 ПРОЦЕССЫ ВНУТРИ РЕАКТОРА

Уран-235 - радиоактивный изотоп, ядро которого при самопроизвольном делении расщепляется на два ядра меньшей атомной массы, называемых продуктами деления. При делении из ядра выделяются два-три новых нейтрона которые разлетаются и, соударяясь с другими ядрами урана-235, вызывают цепную реакцию деления. Проходя через ядерное горючее (двуокись урана U0₂), ядра продуктов расщепления тормозятся и отдают ему свою энергию, что вызывает нагрев. Каждое расщепление атомного ядра вызывает г-излучение, которое опасно для живых организмов. Ядерное горючее помещают в топливные стержни - в активной зоне реактора находится 100-200 топливных кассет, состоящих из 200-300 таких стержней. Для отвода тепла от урана используются различные жидкие или газообразные вещества, называемые теплоносителями, которые нагреваются до нескольких десятков градусов. Проходя между горячими ТВЭЛами, теплоноситель (на 70% реакторов им является вода, реже - азот, жидкий натрий и т. д.) нагревается, выводится наружу и используется для получения пара, необходимого для вращения турбогенераторов.

Реактор снабжён системой управления, которая регулирует равновесие между образующимся теплом и уровнем его отвода с помощью теплоносителя. Нормальным для реактора считается такое состояние, когда число нейтронов, возникших в результате деления, равнялось бы числу нейтронов, участвующих во втором делении; при нарушении такого равновесия образуется слишком много тепла, что может привести к аварии реактора (например, могут расплавиться защитные оболочки на ТВЭЛах, и тогда часть радиоактивных материалов попадёт в охлаждающую воду). Поэтому для предотвращения критического состояния в реактор опускаются регулирующие стержни, состоящие из бора или кадмия - они наиболее эффективно поглощают избыток нейтронов и управляют как протеканием реакции, так и количеством выделяющегося тепла.[5]

1.1.3 ТИПЫ РЕАКТОРОВ

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов - это ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор), РБМК (реактор большой мощности канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах (БН). Однако наиболее широко распространены реакторы на тепловых нейтронах и реакторы БН: если в первом их типе нейтроны тормозятся замедлителем с малой атомной массой с энергией ниже 0,1 эВ (электрон-вольт), то во втором типе замедлители совсем не применяются, и их энергия гораздо выше 100000 эВ. В свою очередь, среди реакторов на тепловых нейтронах наиболее распространены реакторы на лёгкой воде(LWR - Light Water Reactor), в которых обычная вода одновременно является и замедлителем, и хладагентом. В этой группе существуют два типа реакторов, отличающихся по конструкции и принципу работы - это водные реакторы с трубами высокого давления (PWR - Pressurized Water Reactor) и реакторы с циркулирующим водооборотом (BWR - Boiling Water Reactor).

В реакторе на быстрых нейтронах ядерное горючее после распада превращается в ядра плутония-239. Жидкий натрий переносит тепло от реактора к теплообменнику, превращая воду в пар, который и приводит в движение турбогенераторы. В конденсаторе отработанный пар превращается в воду, которая благодаря системе рециркуляции используется снова и снова, а образовавшийся плутоний тоже является прекрасным ядерным топливом.[1]

1.2 ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ЭКОЛОГИЯ

1.2.1 ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

Определенный вклад в загрязнение окружающей среды и в дозы облучения населения дает ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Ядерный топливный цикл включает в себя добычу и переработку урановых руд. Превращение урановой руды в ядерное топливо, что обычно охватывает процессы обогащения ядерного топлива изотопом урана-235. изготовление тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), производство энергии в ядерных реакторах, хранение или переработку облученного ядерного топлива и повторное использование полученных делящихся материалов и ядерного сырья, а также временное хранение и захоронение радиоактивных отходов.

К цепной реакции на реакторе АЭС способны тяжелые нуклиды урана-233, урана-235, плутония-239, плутония-241 и ряд других трансурановых радионуклидов. В природе из этих радионуклидов

существует практически только один радионуклид - уран-235, содержание которого в природном уране составляет 0,7%. Характерная особенность урана - его довольно большая распространенность в природе. Среднее содержание урана в земной коре составляет 1 г на 1 т. Природный уран малорадиотоксичен (радиотоксичны продукты его деления и их продукты распада) и его допустимые уровни в отличие от всех радионуклидов в окружающей среде выражаются не в единицах активности (Ки/л, Ки/год), а в химических удельных и объемных единицах. Например, допустимая концентрация урана в воде 1,8 мг/л, а допустимое годовое поступление естественного урана через органы дыхания 500 мг/год. Только в континентальной части земной коры на глубине до 500 м содержится приблизительно 200 млрд. т урана. В настоящее время к извлекаемым промышленным ресурсам урана относятся месторождения с содержанием 1 кг на 1 т, т.е. с концентрацией в 1000 раз большей, чем в среднем в литосфере.

Процесс добычи урана состоит в извлечении из-под земли больших количеств руды, содержащей И₃0₈, из штатных рудников, либо на поверхности земли открытым способом. Газообразные выбросы при добыче урана почти целиком состоят из радона-222, интенсивность выброса которого составляет 0,1-1 ГБк т^-1 руды. Аэрозольные частицы, находящиеся в воздухе, также содержат уран-238 и его дочерние продукты, а иногда и торий-230 Все указанные радионуклиды представляют опасность при попадании в легкие, т.к. являются канцерогенами.

На гидрометаллургических заводах осуществляется извлечение урана из руды и его концентрирование. При этом в хвостохранилищах накапливается большое количество отходов, которые имеют жидкие, твердые и газообразные компоненты, которые могут попадать в окружающую среду. Это, главным образом, радон-222, а также уран-238, торий-230, радий-226 и свинец-210.

Ядерный топливный цикл сопровождается также образованием большого количества долгоживущих радионуклидов, которые распространяются по всему земному шару. НКДАР оценивает ожидаемую коллективную эффективную эквивалентную дозу облучения такими изотопами на весь период их распада в 670 Чел. Зв на каждый гигаватт-год выброса приходится менее 3%. КЭЭД 670 Чел. Зв сопоставима с дозой, полученной населением Земли за счет облучения ЕФИ.

Таким образом, от долгоживущих радионуклидов все население Земли получает примерно такую же среднегодовую дозу облучения, как и население, живущее вблизи АЭС от короткоживущих радионуклидов, при этом долгоживущие изотопы оказывают свое воздействие в течение гораздо более длительного времени - 90% всей дозы население получит за время от тысяч до сотен миллионов лет после выброса. Следовательно, люди, живущие вблизи АЭС, при нормальной работе реактора могут подвергаться облучению короткоживущими изотопами в небольшой мере и в еще меньшей степени долгоживущими.[2]

1.2.2 ОГРАНИЧЕНИЕ ВОЗДЕЙСТВИЯ АС НА ЭКОСИСТЕМЫ

АС оказывают разнообразные воздействия на совокупность природных экосистем, составляющих экосферный регион АС. Под влиянием этих постоянно действующих или аварийных воздействий АС, других техногенных нагрузок происходит эволюция экосистем во времени, накапливаются и закрепляются изменения состояний динамического равновесия. Людям совершенно небезразлично в какую сторону направлены эти изменения в экосистемах, насколько они обратимы, каковы запасы устойчивости до значимых возмущений. Нормирование антропогенных нагрузок на экосистемы и предназначено для того, чтобы предотвращать все неблагоприятные изменения в них, а в лучшем варианте направлять эти изменения в благоприятную сторону.

Чтобы разумно регулировать отношения АС с окружающей средой нужно конечно знать реакции биоценозов на возмущающие воздействия АС. Подход к нормированию антропогенных воздействий может быть основан на экологотоксикогенной концепции, т.е. необходимости предотвратить "отравление" экосистем вредными веществами и деградацию из-за чрезмерных нагрузок.

Другими словами нельзя не только травить экосистемы, но и лишать их возможности свободно развиваться, нагружая шумом, пылью, отбросами, ограничивая их ареалы и пищевые ресурсы.

Чтобы избежать травмирования экосистем должны быть определены и нормативно зафиксированы некоторые предельные поступления вредных веществ в организмы особей, другие пределы воздействий, которые могли бы вызвать неприемлемые последствия на уровне популяций. Другими словами должны быть известны экологические емкости экосистем, величины которых не должны превышаться при техногенных воздействиях. Экологические емкости экосистем для различных вредных веществ следует определять по интенсивности поступления этих веществ, при которых хотя бы в одном из компонентов биоценоза возникнет критическая ситуация, т.е. когда накопление этих веществ приблизится к опасному пределу, будет достигаться критическая концентрация. В значениях предельных концентраций токсикогенов, в том числе радионуклидов, конечно, должны учитывать и перекрестные эффекты. Однако этого, по-видимому, недостаточно. Для эффективной защиты окружающей среды необходимо законодательно ввести принцип ограничения вредных техногенных воздействий, в частности выбросов и сбросов опасных веществ. По аналогии с принципами радиационной защиты человека, упомянутыми выше, можно сказать, что принципы защиты окружающей среды состоят в том, что должны быть исключены необоснованные техногенные воздействия, накопление вредных веществ в биоценозах, техногенные нагрузки на элементы экосистем не должны превышать опасные пределы, поступление вредных веществ в элементы экосистем, техногенные нагрузки должны быть настолько низкими, насколько это возможно с учетом экономических и социальных факторов.

АС оказывают на окружающую среду - тепловое, радиационное, химическое и механическое воздействие. Для обеспечения безопасности биосферы нужны необходимые и достаточные защитные средства. Под необходимой защитой окружающей среды будем понимать систему мер, направленных на компенсацию возможного превышения допустимых значений температур сред, механических и дозовых нагрузок, концентраций токсикогенных веществ в экосфере.

Достаточность защиты достигается в том случае, когда температуры в средах, дозовые и механические нагрузки сред, концентрации вредных веществ в средах не превосходят предельных, критических значений.

Итак, санитарные нормативы предельно - допустимых концентраций (ПДК), допустимые температуры, дозовые и механические нагрузки должны быть критерием необходимости проведения мероприятий по защите окружающей среды.

Система детализированных нормативов по пределам внешнего облучения, пределам содержания радиоизотопов и токсичных веществ в компонентах экосистем, механическим нагрузкам могла бы нормативно закрепить границу предельных, критических воздействий на элементы экосистем для них защиты от деградации. Другими словами должны быть известны экологические емкости для всех экосистем в рассматриваемом регионе по всем типам воздействий.

Разнообразные техногенные воздействия на окружающую среду характеризуются их частотой повторения и интенсивностью. Например, выбросы вредных веществ имеют некоторую постоянную составляющую, соответствующую нормальной эксплуатации, и случайную составляющую, зависящую от вероятностей аварий, т.е. от уровня безопасности рассматриваемого объекта.

Ясно, что чем тяжелее, опаснее авария, тем вероятность ее возникновения ниже. Нам известно сейчас по горькому опыту Чернобыля, что сосновые леса имеют радиочувствительность похожую на то, что характерно для человека, а смешанные леса и кустарники - в 5 раз меньшую. Меры предупреждения опасных воздействий, их предотвращения при эксплуатации, создания возможностей для их компенсации и управления вредными воздействиями должны приниматься на стадии проектирования объектов. Это предполагает разработку и создание систем экологического мониторинга регионов, разработку методов расчетного прогнозирования экологического ущерба, признанных методов оценивания экологических емкостей экосистем, методов сравнения разнотипных ущербов.

Эти меры должны создать базу для активного управления состоянием окружающей среды.[2]

1.3 ЕДИНИЦЫ ИЗМЕРЕНИЯ,ИСПОЛЬЗУЕМЫЕ В РАДИАЦИОННОЙ ЭКОЛОГИИ

В радиационной экологии человека радиоактивность объектов органической и неорганической природы и дозы облучения измеряются в единицах международной системы (СИ) и во внесистемных, использовавшихся издавна, традиционных единицах (табл. 1).

Таблица1.Единицы, используемые в радиоэкологии человека

Система единиц	Активность	Доза
		Экспо-зицион-ная	Поглощен-ная	Эквива-лентная	Эффек-тивная эквивалентная	Коллективная эффективная эквивалентная
СИ	беккерель (Бк)	кулон на кг (Кл/кг)	грей (Гр)	зиверт (Зв)	зиверт (Зв)	человеко-зиверт (Чел. Зв)
Внесистемная	кюри (Ки)	Рентген (Р)	рад	бэр	бэр	человеко-бэр (Чел. Бэр)

В качестве единицы активности принято одно ядерное превращение в секунду, часто определяемое более простым понятием - один распад в секунду (расп./с). В системе СИ эта единица получила название беккерель (Бк). Однако до последнего времени, в частности в официальных документах используется специальная (внесистемная) единица активности - кюри (Ки), равная 3,7x10⁷Бк. В науке и практике для обозначения кратных и дольных значений единиц (не только активности, но дозы и других единиц) используются приставки и буквенные обозначения, т.е. производными единицами активности являются ЭБк, ЭКи, ПКи, ТБк, ТКи и т.д.

В радиационно-гигиенической практике для обозначения радиоактивности проб воды, почвы используются единицы удельной активности (Бк/кг, Ки/кг), для воздуха - объемной концентрации (Бк/м³, Ки/м³, Бк/л, Ки/л), для поверхностей зданий, почвы - поверхностной активности (Бк/м², Ки/м²).

Системные единицы доз излучения определяются, как правило, через понятия внесистемных единиц излучения (табл. 1). Так, 1 Кл/кг равен 3,88x10³ Р, 1 Гр - 100 рад, а 1 Зв - 100 бэр.

Исходная единица экспозиционной дозы X - рентген - это корпускулярная эмиссия в 1 см³ сухого атмосферного воздуха производит ионы, несущие заряд в одну электростатическую единицу электричества каждого знака. Соответственно, 1Р равен 2,58x10¹⁴ Кл/кг. Практически все приборы, предназначенные для определения экспозиционной дозы, отградуированы в рентгенах и его долях, а единица Кл/кг пока распространения не получила.

В единицах экспозиционной дозы измеряется только рентгеновское и гамма-излучение в воздухе, поэтому потребовались дальнейшие научные разработки рациональных единиц измерения ионизирующего излучения. Широкое применение получила внесистемная единица поглощенной дозы - Д, представляющая отношение энергии, переданной ионизирующим излучением веществу в определенном объеме, к массе вещества - рад - рентген адсорбированный (поглощенный). Один рад соответствует поглощенной энергии 100 эрг на 1 г вещества. Новая единица поглощенной дозы в системе СИ - грей (Гр).

1 грей равен 1 джоулю, поглощенному в 1 кг вещества: 1 Гр равен 100 рад.

Однако единицы экспозиционной дозы не учитывают качества ионизирующего излучения (альфа-, бета-, гамма-излучения, нейтронов и т.д.), в частности характеризующегося линейной потерей энергии (ЛПЭ) в облучаемой живой ткани. Выраженность радиобиологических эффектов определяется плотностью ионизации. Различные виды ионизирующих излучений обладают различной ЛПЭ. Для оценки различных видов излучений по их ЛПЭ введено понятие коэффициента качества (к), отражающего относительную биологическую эффективность излучения. В качестве стандартных излучений, имеющих коэффициент качества 1, приняты рентгеновское, гамма-излучения, бета-излучение. Нейтроны, обладающие различной энергией, имеют коэффициент качества от 3 до 10, а альфа-излучение и тяжелые ядра отдачи - 20.

Для учета качества излучения используется эквивалентная доза ЭД - основная дозиметрическая величина в области радиационной гигиены, введенная для оценки возможного ущерба здоровью человека от хронического воздействия ионизирующего излучения. Эквивалентная доза равна произведению поглощенной дозы (Д) на коэффициент качества ионизирующего излучения (к):

ЭД=Дхк

Эквивалентная доза измеряется в зивертах и бэрах (биологический эквивалент рентгена). Один зиверт равен 100 бэр.

Эквивалентная доза не позволяет достаточно корректно учесть биологический эффект облучения для всего организма при воздействии ионизирующего излучения на отдельные органы (например, при облучении щитовидной железы йодом-131). Для учета этого эффекта используется эффективная эквивалентная доза (ЭЭД), которая представляет произведение эквивалентной дозы в организме или ткани (Н_т) на взвешенный коэффициент (W), учитывающий биологический ответ ткани, в частности, по риску возникновения смертельных раков. Эффективная эквивалентная доза равна:

ЭЭД = Н_т х W

Взвешивающий коэффициент (w) равен для всего организма - 1, для гонад - 0,25, для молочной железы - 0,15, красного костного мозга и легких - 0,12, щитовидной железы и костной поверхности - 0,03, для ряда органов желудочно-кишечного тракта - 0,30. Следовательно, если человек получает дозу облучения на щитовидную железу I бэр, то она эквивалентна облучению всего тела в дозе 3 бэр (100 бэр X 0,03 = 3 бэр).

Для количественной оценки возможных соматико-стохастических (вероятных) эффектов в результате воздействия ионизирующих излучений на группы людей введено понятие коллективной эффективной эквивалентной дозы (КЭЭД). КЭЭД получается путем суммирования индивидуальных эквивалентных доз и равна произведению средней эквивалентной дозы (Д) для данной популяции, коллектива на число лиц. подвергшихся облучению (К):

КЭЭД = Д х N

Комитментная КЭЭД - это эквивалентная доза, представляющая КЭЭД за время интегрирования (1, 35, 50, 70 лет) и выраженная в чел. бэр или Чел.Зв. Она рассчитывается с учетом уже полученной дозы за прошедшие годы после аварии на АЭС, взрыва атомной бомбы и т.д. и возможной дозы облучения за последующие годы (за всю продолжительность жизни, до 2005 года или другого определенного срока).[3]

ОСНОВНАЯ ЧАСТЬ

2.1 РАДИОАКТИВНОСТЬ И ТОКСИЧНОСТЬ

2.1.1 ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ С ВЕЩЕСТВОМ

Возникающие в процессе радиоактивного распада излучения, приходя через вещество, взаимодействуют с атомами и молекулами среды, передавая им свою энергию.

Рассмотрим взаимодействие б- и в-излучения. Проходя через вещество, они в основном взаимодействуют с электронами атомов, передавая им свою энергию, которая расходуемся на ионизацию (отрыв электрона от атома) и возбуждение атома (перевод электрона на более удаленную от ядер оболочку).

Число ионизированных и возбужденных атомов, образуемых б-частицей на единице длины пути в среде, в сотни раз больше, чем у в-частицы. Это обусловлено тем, что масса б-частицы примерно в 7000 раз больше массы в-частицы (электрона), следовательно, при одной и той же энергии ее скорость значительно меньше, чем у в-частицы. Очевидно, чем меньше скорость частицы, тем больше вероятность ее взаимодействия с атомами среды, следовательно, и больше потеря энергии на единице пути в среде, а значит, меньше пробег.

По-иному происходит взаимодействие г -излучения с веществом. Фотоны взаимодействуют с электронами атомов и с электрическим полем ядра. Проходя через вещество, фотонное излучение ослабляется по экспоненциальному закону, т.е. никогда не поглощается полностью. В этом его принципиальное отличие корпускулярного излучения.

Передача энергии фотонного излучения происходит в процессе фотоэлектрического поглощения, в результате которого фотон исчезает, расходуя всю свою энергию на отрыв электрона от атома среды (преимущественно с К-оболочки) и сообщая ей кинетическую энергию; при этом, чем больше атомный номер Z атомов среды, тем выше вероятность фотоэффекта.

Другим типом взаимодействия фотона с электронами является Комптон-эффект, когда фотон передает электрону только часть своей энергии, в основном электронам внешней оболочки. Сам же фотон меняет направление своего движения. Чем выше энергия фотона, тем меньше вероятность комптоновского рассеяния, однако она возрастет с увеличением количества электронов на пути фотона,т.е. с повышением атомного номера элемента и плотности вещества.

В результате взаимодействия фотона с электрическим полем ядра фотон исчезает и образуется пара частиц - электрон и позитрон. Этот процесс возможен, если энергия фотона больше суммы энергии покоя электрона и позитрона, т.е. больше 1,02 МэВ.

Таким образом, фотонное излучение непосредственно ионизации не производит, но в процессе взаимодействия с атомами среды передает часть или полностью свою энергию электронам, которые затем производят ионизацию..

Принципиально по-иному происходит взаимодействие при прохождении нейтронов через вещество. Они взаимодействуют не с электронами, а только с ядрами атомов среды, передавая им часть своей энергии. Этот процесс называется упругим рассеянием и продолжается до тех пор, пока энергия нейтрона не станет равна энергии теплового движения атомов среды, равной 0,025 эВ. Ядра, получившие от нейтрона часть кинетической энергии, "вылетают" из электронной оболочки и, будучи положительно заряженными, производят ионизацию атомов среды

Наряду с упругим возможно неупругое рассеяние нейтронов,в этом случае нейтрон захватывается ядром атомов среды, происходит перераспределение энергии между частицами во вновь образуемом ядре, и из него вылетает нейтрон с меньшей энергией и фотон. Кроме того, в результате захвата нейтрона ядром Могут происходить те или иные ядерные реакции.

Следовательно, при упругом и неупругом взаимодействии нейтронов с веществом образуются либо заряженные частицы, которые непосредственно производят ионизацию атомов, либо фотонное излучение, ионизирующая способность которого обусловлена вторичными электронами.

Таким образом, для любого вида ионизирующего излучения первичными процессами, которые происходят в облучаемо среде, являются ионизация и возбуждение. Поэтому разны биологические эффекты, наблюдаемые под воздействие б- и в-частиц, нейтронов или г-излучения, обусловлены не и физической природой, а закономерностями пространственного распределения ионизованных и возбужденных атомов в облучаемом объекте.

2.1.2 БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ

Биологическое действие ионизирующих излучений носит специфический характер, весьма отличный от других вредных и опасных факторов. Достаточно сказать, что суммарная энергия поглощенной абсолютно летальной для человека и млекопитающих дозы 10 Гр соответствует повышению температуры тела всего на 0,001°С. То есть ничтожная величина поглощенной энергии ионизирующего излучения вызывает крайнюю степень выраженности реакций биологического объекта. Причем летальная доза излучения создаст всего 200 ионизаций в 1 мкм ткани при общем содержании в этом объеме 10¹¹ атомов, то есть ионизации подвергнется ничтожно малая доля атомов и молекул.

Биологические уровни радиационного поражения можно разделить на первичные физико-химические процессы, возникающие в молекулах живых клеток и окружающей их среде, и на нарушения функций тканей, органов, целого организма, как следствие первичных процессов. Элементарным актом взаимодействия кванта энергии и фотона с веществом является возбуждение или ионизация атомов молекул клеток.

Первичные радиохимические изменения молекул живых клеток возникают по двум механизмам: путем прямого и косвенного воздействия на клетку. Прямое действие - это изменения, возникающие в результате поглощения энергии ионизирующего излучения самими молекулами. Вследствие этого может происходить расщепление молекул белка, разрыв наименее прочных связей, отрыв радикалов, структурные повреждения ДНК, гибель клеток через 2-4 поколения, вследствие фрагментации клеток, формирования гигантских клеток, происходит фрагментация хромосом, формирование хромосомных мостов, дицентриков и другие повреждения .

Косвенное действие - это патологические изменения молекул, вызванные продуктами радиационного разложения (радиолиза) воды и других растворимых веществ. Продуктами гидролиза являются гидропероскидный радикал Н0₂, пероксид водорода Н₂0₂, атомарный кислород О, атомарный водород Н, органические радикалы.

Следует подчеркнуть несомненно более высокую радиочувствительность ядра клетки и решающую роль его поражения в исходе облучения клетки. Наиболее важные изменения функции клетки под воздействием ионизирующего излучения заключаются в повреждении механизма митоза (деления клетки), хромосомного аппарата облученной клетки, в блокировании процесса обновления и дифференцировки клеток, в блокировании процессов и последующей физиологической регенерации тканей, вследствие ранее отмеченных морфологических изменений в живых клетках.

Наиболее радиочувствительными являются клетки постоянно обновляющихся (дифференцирующихся) тканей и органов, таких, как косный мозг, половые железы - I группа критических органов. Меньшей радиочувствительностью обладают мышцы, щитовидная железа, жировая ткань, печень, почки, селезенка, желудочно-кишечный тракт, легкие, хрусталик глаза (II группа критических органов). И наибольшей инертностью в отношении ионизирующего излучения обладают такие ткани и органы, как кожный покров, костная ткань, кисти, предплечья, голени и стопы (III группа критических органов).

Когда говорят о радиочувствительности органа или ткани, то это носит несколько условный характер, т.к. радиочувствительность изменяется в зависимости от применяемой для этой цели методики, а также зависит от стадии развития.

Так, нервная система под воздействием малых доз обладает высокой реактивностью, появлением преходящих функциональных сдвигов, выражающихся в изменении электроэнцефалограммы. С другой стороны, даже смертельные дозы облучения не ведут к гибели нервной системы в отличие от кроветворной ткани и тканей желудочно-кишечного тракта.

Следствием первичных физико-химических процессов в живых клетках под воздействием ионизирующего излучения в тканях, органах и в целом организме возникают различные патологические процессы. Ионизирующие излучения в больших дозах вызывают в ткани детерминированные, нестохастические лучевые (острые и хронические) поражения, в то время как малые дозы облучения населения вызывают стохастические, вероятностные, беспороговые эффекты: злокачественные образования, генетические эффекты, нарушения в организме плода.

Детерминированные (нестохастические) эффекты наступают в связи с гибелью клеток, что при большой дозе приводит к достаточной потере клеток, способной нарушить функцию ткани: красного костного мозга, желудочно-кишечного тракта и других органов. При разовом однократном облучении всего тела человека клинически выявляемые лучевые поражения (лучевая реакция) возникают при дозе 15-70 бэр. Более высокие дозы ведут неотвратимо к развитию острой лучевой болезни (ОЛБ): 200 бэр - легкой степени (I ст.), 400 бэр - средней тяжести (2 ст.) и 600 бэр тяжелой степени (3 ст.).

При облучении, растянутом во времени (в течение жизни), вредные эффекты начинают возникать при облучении ежегодной дозой 10 бэр или 500 бэр за всю жизнь. Поражения, вызываемые большими дозами облучения, обыкновенно проявляются в короткие сроки: через часы, дни, недели. Эти эффекты (лучевая реакция, лучевая болезнь легкой, средней тяжести и тяжелой степени) возникают не часто: при радиационных авариях.

Малые дозы излучения (менее 15-70 бэр) вызывают не гибель, а модификацию соматической клетки, которая впоследствии после длительной отсрочки может приводить к развитию раковой опухоли. В отличие от больших доз облучения, в области которых действует закон жестокой детерминированности (200 бэр - ОЛБ-1, 400 бэр - ОЛБ-2. 600 бэр - ОЛБ-3) в диапазоне малых доз этот закон неприменим. В диапазоне малых доз действует стохастический закон, по которому раковые эффекты возникают с определенной вероятностью. Величина дозы не влияет на тяжесть течения рака, возникшего под действием малой дозы радиации, она зависит от пораженной клетки, ткани, органа.

Оценка вероятности заболевания людей раком в результате облучения представляется весьма затруднительной, поскольку приращение уровня раковых заболеваний к спонтанному уровню является весьма незначительным. Определение теоретического вероятностного уровня радиационных смертельных раковых заболеваний возможно только на основе обширных исследований, охватывающих население в сотни тысяч людей - таких, как исследование здоровья облученных вследствие бомбардировки Хиросимы и Нагасаки, популяции, проживающей в районе с повышенным естественным радиационным фоном в штатах Керала и Тамиль Наду (Индия), а в настоящее время населения, подвергшегося облучению в результате аварии на Чернобыльской АЭС.

Коэффициент риска смерти от злокачественных новообразований под воздействием малых доз ионизирующего излучения, по разным данным, колеблется от 125 до 700 случаев на 1000000 Чел. Бэр. Это означает, что если 1000000 человек подвергнется облучению в 1 бэр (или 500000 - 2 бэра и т.д.), то с некоторой вероятностью в этой популяции может возникнуть до 700 смертельных раковых заболеваний в течение всей жизни. Если продолжительность жизни принять за 70 лет, то после облучения 1000000 человек в дозе 1 бэр ежегодно от рака будет умирать 10 человек.

На основании обширных эпидемиологических исследований установлено, что локализация радиационных злокачественных новообразований носит разнообразный характер, однако, главным образом, возникают поражения молочной железы, красного костного мозга и легких, на которые приходится более половины всех возможных смертельных злокачественных образований, вследствие воздействия малых доз ионизирующего излучения.

Первыми по времени в группе злокачественных новообразований, поражающих население в результате облучения, возникают лейкозы: в среднем через 10 лет после радиационного воздействия.

Самым распространенным видом рака, вызванным воздействием радиации, оказался рак молочной железы: примерно 20% от всех злокачественных новообразований. Однако значительная часть раковых заболеваний этой локализации излечима.

Не менее распространенным является рак легких: он чаще встречается у лиц, подвергающихся облучению радоном в бытовых и производственных условиях, у шахтеров, вдыхающих угольную пыль, содержащую продукты распада радия и тория, у курильщиков, чем у населения, подвергшегося атомным бомбардировкам в Хиросиме и Нагасаки или в результате радиационной аварии на Чернобыльской АЭС.

Несмотря на то, что злокачественные опухоли щитовидной железы, особенно среди детского населения, событие достаточно редкое в сравнении с опухолями других локализаций, тем не менее можно ожидать повышение уровня индукции радиогенных раков щитовидной железы над спонтанным уровнем опухолей вследствие "йодного удара" в первые недели и месяцы аварии.

Под воздействием ионизирующего излучения возникают геномные, хромосомные и генные мутации.

Выполнены многочисленные эксперименты на животных с целью выявления коэффициента риска возникновения наследственных пороков под воздействием ионизирующих излучений. Установлено, что спонтанный, повседневно существующий (без действия ионизирующего излучения) генетический риск составляет от 13 до 16 пороков на 1000 живорожденных, а дополнительный генетический риск от воздействия малых доз радиации (1 бэр) колеблется от 0,17 до 2,5% к спонтанному риску.

В качестве официально рекомендованной для планирования и принятия решений считается величина риска смертельного рака 40 случаев на 1000000 Чел. Бэр для всего населения.

Весьма опасно внутриутробное облучение в малых дозах, особенно в период 8-15-ой недели после зачатия. Этот риск примерно в 100 раз выше генетического. Внутриутробный период развития отличается очень высокой радиочувствительностью организма, радиочувствительность плода тем выше, чем он моложе. У выживших детей повреждающее действие радиации проявляется в виде различных уродств, задержки физического и умственного развития. Наиболее частые дефекты - это микроцефалия, гидроцефалия и аномалия развития сердца. Кроме того, могут развиться задержка роста, уменьшение черепа, уменьшение числа пальцев, обратное расположение органов, отсутствие почки, деформация лица, ушей и т.п. Однако все эти уродства развиваются при достаточно значительных дозах 50-300 бэр и более.

При оценке здоровья населения, проживающего на загрязненных радионуклидами территориях, выявляются разнообразные неспецифические, не вызванные радиацией, отклонения от нормального состояния здоровья. Чаще всего встречается хроническая патология эндокринной, нервной систем, органов чувств, системы пищеварения, мочеполовой, костно-мышечной систем, психические расстройства и новообразования.

Повышение показателей заболеваемости по многим классам болезней объясняется, видимо, с одной стороны, лучшей выявляемостью в результате проведения диспансеризации, увеличения врачебного штата, учащения периодичности обследований населения, привлечения таких специалистов как эндокринологи, иммунологи и т.д., применения современных диагностических методов (ультразвуковой скрининг, пункция щитовидной железы, биохимические исследования и т.д.).

2.2 ПУТИ ПОПАДАНИЯ В ОРГАНИЗМ ЧЕЛОВЕКА

Рис. 2.Источники облучения человека

Рис. 3. Естественные источники ионизирующих излучений

Наибольший вклад в дозу облучения от естественных источников дают радионуклиды земного происхождения. К ним относятся 32 нуклида, входящие в состав радиоактивных семейств урана-238, тория-232 и 11 долгоживущих радионуклидов, не входящих в состав радиоактивных семейств, в частности калий 40 и рубидий-87. Радионуклиды уранового ряда обуславливают большую часть суммарной дозы фонового излучения - 1239 мкЗв/год почти полностью вызванную внутренним облучением.

Наиболее важное эколого-гигиеническое значение из радионуклидов, представляющих урановое и ториевое семейства, имеют радон-222, радон-220, свинец-210, полоний-210, уран-238, торий-232 и радий-226. Эти радионуклиды распространены во всех объектах окружающей среды. В определенных количествах они всегда содержатся в теле человека.

Несмотря на то, что внутри реакторов концентрируется очень много продуктов деления, большинство реакторов выбрасывает во внешнюю среду незначительные количества радионуклидов.

В выбросах АЭС в атмосферу присутствуют такие радионуклиды как радиоактивные благородные газы (ксенон, криптон), газообразные продукты активации: аргон-41, сера-35, азот-16, углерод-14.

При делении урана-235 в твэлах образуется, по меньшей мере, 9 радиоактивных изотопов криптона и 11 изотопов ксенона. Большинство из них имеют период полураспада, измеряемый минутами и секундами, и они успевают распадаться до выхода за пределы ядерного топлива и, следовательно, большой опасности не представляют. Относительно наибольшее значение по уровню выделяемой активности могут иметь такие радионуклиды, как криптон-88 (период полураспада 2,8 часа), ксенон-133 (5,3 суток), ксенон-135 (92 часа), ксенон-138 (17 мин). Общая постоянно снижающаяся величина выброса благородных газов составляет для водо-водяных энергетических реакторов с водой под давлением в среднем 225 ТБк/ГВт год^-1, а для водо-водяных кипящих реакторов 2146 ТБк/ГВт год^-1.

Газообразные продукты (аргон-41, образующийся в результате активации нейтронами стабильного аргона-40 и имеющий период полураспада 1,8 часа, и азот-16, период полураспада 7,13 с) могут обусловить внешнее облучение только персонала на самих АЭС и не представляют опасности для населения при оборудовании современных систем очистки газообразных выбросов АЭС.

Углерод-14 образуется в замедлителе нейтронов во всех реакторах . Выбросы его относительно невелики (220-1100 ГБк/ГВт год^-1), однако с учетом большого периода полураспада этого радионуклида (5730 лет) необходим тщательный контроль за выбросами, образующимися при протечках первого контура.

В процессе деления урана-235 образуется также летучий йод. Из значительного количества изотопов йода наибольший интерес представляет йод-129 в связи с большим периодом полураспада (1,6 X 10⁷ лет), однако его выбросы очень малы и подчас не поддаются регистрации. Изотопы йода-132, 133, 134 имеют периоды полураспада от 53 мин. до 21 часа и образуются в небольших количествах. Наибольшее внимание уделяется выделениям йода-131 (период полураспада 8,04 сут.), доля которого среди изотопов составляет 7-8,5% , а выбросы -1,4-40 ГБк/ГВт год"¹.

При нормальной эксплуатации реакторов в результате минимальных рабочих протечек первого контура, а также при ремонте реактора в воздух в незначительных количествах могут попадать аэрозоли, содержащие осколки деления урана и коррозионные изотопы (например, стронций-90, рутений-106, марганец-54, кобальт-60). Аналогичный аэрозольным выбросам радионуклидный состав имеют жидкие отходы. Для различных реакторов радиоактивные отходы могут содержать йод-131 до 17%, цезий-137 - от 11 до 40%, кобальт-60 -до 30%, серу-35 - до 16% и стронция-90 - до 6%.

Все рассмотренные выше выбросы радионуклидов в той иди иной мере могут оказать влияние на радиационно-экологическую обстановку в локальном, региональном масштабах и обуславливать минимальные облучения населения.

Рис.4.Схема «Пути попадания радиоактивных веществ в организм человека»

Размещено на http://www.allbest.ru/

Воздействие радиоактивного загрязнения окружающей среды на людей определяется в основном тремя источниками: радиоактивным облаком, гамма-излучением выпавших на землю радионуклидов и включением их в биологические цепочки -- через пищевые продукты растительного и животного происхождения, а также воду загрязненных источников питьевого водоснабжения.

В период прохождения облака, что определяется по резкому кратковременному подъему уровня радиации, возможно как внешнее, так и внутреннее облучение при вдыхании загрязненного воздуха. С пребыванием на загрязненной территории связано внешнее гамма-облучение и возможность загрязнения тела и одежды.

Потребление загрязненных продуктов питания и воды -- основной источник внутреннего облучения, который наиболее труден для оценки, однако поддается коррекции и контролируемому влиянию значительно легче, чем внешнего.

Основным источником радиации на Украине является авария на Чернобыльской АЭС(26 апреля 1986г.),поэтому проследим пути попадания радионуклидов в организм человека, рассматривая ее, как основной источник загрязнения.

В развитии аварийной радиационной обстановки можно выделить два основных периода: «йодной опасности», продолжительностью до 1,5--2 месяцев, и «цезиевый», который будет длиться многие годы. Учитывая время аварии (начало вегетационного периода и выпаса скота), в последнем периоде следует выделить этап поверхностного (внекорневого) загрязнения продуктов растениеводства (до конца 1986 г.). Весной и летом 1986 года уровни загрязнения растительной продукции зависели от биологических особенностей растений и фазы их развития в период загрязнения. Щавель, шпинат, черная, красная и "белая смородина, крыжовник загрязнялись больше, тогда как клубника, малина, вишня, абрикос, яблоки, груши, картофель, морковь, кабачки, огурцы, помидоры, капуста и другие были совершенно безопасны для употребления. Начиная с 1987 года, загрязнение происходило и будет происходить через корневые системы растений.Достаточно быстро из организма выводятся радиоактивные вещества, концентрирующиеся в мягких тканях и внутренних органах - цезий, молибден, рутений, йод, теллур.Значительно медленнее - прочно фиксированные в костях - стронций, плутоний, барий, иттрий, цирконий, ниобий, лантаноиды.Стронций избирательно накапливается в основном в костях - облучению подвергаются костная ткань, костный мозг, кроветворная система. Вследствие этого развивается анемия, на бытовом уровне известная как «малокровие». Негативное воздействие можно уменьшить, кулинарно обработав продукты.

Таблица 2.Изменение содержания радионуклидов в продуктах питания в зависимости от технической и кулинарной обработки.

В организм животных и человека цезий проникает через органы дыхания и пищеварения, в основном с загрязненными продуктами питания животного происхождения (молоко, мясо) и быстро всасывается в желудочно-кишечном тракте.До 80 % цезия у человека откладывается в мышечной ткани.

Грибы (особенно - моховики, маслята, говорушки, поддубники) очень активно накапливают не только тяжелые металлы, но и радионуклиды. Больших величин достигает радиационное загрязнение мяса диких животных и птиц, а также рыб.

Зерновые культуры - пшеница, ячмень, кукуруза характеризуются невысокими значениями коэффициента перехода радиоактивного цезия в урожай зерновых. Несколько более высокие коэффициенты отмечены для овса, гречихи, зернобобовых культур.

Овощные культуры по их способности аккумулировать радионуклиды можно разделить на три группы. Первая - с низкими значениями накопления - лук, перец сладкий, чеснок, кабачки, огурцы, помидоры, фезалис, патиссоны, тыква. Вторая группа - с более интенсивным накоплением радионуклидов - морковь, картошка, редис, укроп, пастернак. Третья группа - наиболее высокий уровень накопления - свекла, капуста, салат, щавель.

Почти не накапливают радиоактивных веществ земляника, крыжовник, малина и в небольшой степени накапливают яблоки, груши, вишни, сливы.К числу растений и плодов, не накапливающих радиоактивные элементы, относится топинамбур.

Чем больше в продуктах питания содержится калия и кальция, тем меньше вероятность включения в обмен веществ организма радиоактивных изотопов цезия и стронция. Калий и кальций содержатся в овощах, сырах, бобовых, морской капусте, орехах и семечках.Яичная скорлупа способна выводить радионуклиды, препятствует накоплению в костном мозге стронция-90. Ускоряют выведение цезия-137 (и уменьшают опасность его накапливания) рационы с полноценным составом белка. Максимальное содержание метионина и цистеина, очень важных, незаменимых аминокислот белка, обнаружено в зернах подсолнечника.Особое место в «противорадиационной диете» занимают продукты моря. Кальмары, морская капуста (ламинария) способны выводить радионуклиды из организма или значительно снижать их уровень. К примеру, некоторые виды водорослей снижают содержание радиоактивного стронция в организме более чем в 2 раза.Напитки из зеленого чая, настоев душицы, мяты и др. - хорошее средство выведения цезия и стронция из организма.

Содержание йода-131 в пробах воздуха и почвы колебалось от 8 до 40 % радионуклидного состава, а цезия-137 -- от 1 до 20 .

В «йодном периоде», кроме внешнего облучения (формировалось до 45 % дозы за первый год) основные проблемы были связаны с молоком -- главным «поставщиком» радиойода внутрь организма, и листовыми овощами. Отметим, что корова ежесуточно съедает на пастбище корм с площади около 150 м² и является идеальным концентратором радиоактивности в молоке.

Среди радиоизотопов йода особое место занимает йод-131, имеющий наибольший период полураспада -- 8,05 суток, а изотопы йода-132 (T1/2= 2,3 часа) и 134 (T1/2 = 52,6 минуты) практического значения не имеют, так как соответственно через 20 и 10 часов их активность снижается в 1000 раз. Соотношения остальных изотопов -- йода-133 (Т 1/2 =20,8 часа) и йода-135 (Т1/2 =6,6 часа) постоянно изменяются во времени.

Известно, что по прошествии 10 периодов полураспада йода его активность снижается на 3 порядка (в 1000 раз). Поэтому к концу июня 1986 года период «йодной опасности» практически закончился и на первый план выдвинулась «цезиевая» проблема.

«Цезиевый период» будет продолжаться долгие годы. Но также, как и другие источники облучения, радионуклиды цезия не являются новым фактором, порожденным Чернобылем. В результате глобальных осадков ПЯВ при испытаниях ядерного оружия плотность выпадений долгоживущих радионуклидов цезия и стронция оценивается в среднем в 0,1--0,03 Ки/км² и 0,003--0,0004 Ки/км² соответственно, то есть количество цезия в 15--30 раз больше, чем стронция.

К счастью, этим источником внутреннего облучения можно управлять.

Во-первых, при переработке молока цезий переходит в масло в количествах 1--2 %, в сметану и сыры --до 10 %, в творог -- до 20 %

Во-вторых, эффективным средством защиты являются изъятие из личных хозяйств молочного скота, завоз чистых продуктов взамен местных и другие меры.

В-третьих, благодаря агрохимическим мероприятиям удается уменьшить переход цезия из почвы в растения через корневые системы.

Все эти меры позволили в десять и более раз снизить дозы внутреннего облучения населения в контролируемых зонах.

Отметим далее, что вклад основных дозообразующих радионуклидов в дозу внутреннего облучения предполагался следующим: йод -- 2,5 %, цезий -- 79 %, стронций -- 3,5 % (85 % суммарной дозы).

Загрязнение воды рек произошло в первые дни после аварии в результате оседания аэрозолей выброса на их поверхность, а затем и смыва дождевыми осадками с прилегающих территорий.

Таблица3.Содержание радионуклидов в реках, примыкающих к району аварии (10^-12 Ки/л), по состоянию на начало июня 1986 года.

Реки	Йод-131	Цезий-137	Рутений-103
р	.Припять	430	490	240
р	.Тетерев	420	220	80
.	Р.Ирпень	220	240	100

Наиболее опасным радионуклидом, имеющим самую низкую предельнодопустимую концентрацию в воде, является строн- ций-90 -- 4-10-¹⁰ Ки/л.