Курсовая работа: Радиоактивное загрязнение окружающей среды

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

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

Q = l,45 · 10²⁶ · k· λ,

где:

k– коэффициент выхода нуклида при делении, %;

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

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

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

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

Работа предприятий ядерного топливного цикла

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

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

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

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

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

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

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

ВОЗДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ

НА ОРГАНИЗМ

Все живые организмы на Земле являются объектами воздействия ио­низирующих излучений.

Воздействие ионизирующего излучения на живой организм называется облучением.

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

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

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

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

η = F(A_i )

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

Единица поглощенной дозы – Грэй:

1 Гр = 1 Дж/кг

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

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

H = D · K

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

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

Единица измерения эквивалентной дозы – зиверт (Зв):