Оценка экологической опасности осколков деления

 

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;

Есв - энергия связи;

Екин - 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;

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

? - кумулятивный выход осколков деления в относительных единицах;

? - 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 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 mp = 1,00727661 а. е. м. и mn = 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.


бэр = КОБЭ ? 1 Р

бэр = КК ? 1 рад


КОБЭ и КК - биологическая эффективность или коэффициент качества.


Таблица 1.1

Значение КОБЭ для основных видов излучения

Вид излученияКОБЭ (КК)Электрон1Гамма-квант1Тепловые n3…5Быстрые n8…10Альфа-частицы10Протоны10

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

2. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ


.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


.2.1 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 <#"right">Таблица 2.1

Основные пределы доз

Нормируемые величины*Пределы дозПерсонал (группа А)**НаселениеЭффективная доза20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в годЭквивалентная доза за год в хрусталике глаза***150 мЗв15 мЗвкоже****500 мЗв50 мЗвкистях и стопах500 мЗв50м3вПримечания:

* 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 <#"justify">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

РадионуклидПериод полураспадаДозовый коэффициент воздействия на персонал, Зв/БкПредел годового поступления ПГПперс, Бк/годДопустимая среднегодовая объемная активность ДОАперс, Бк/м3Sr9029,1 лет1,5-071,3 + 055,3 + 01I1318,04 сут2,0-081,0 + 064,0 + 02Cs13730,0 лет4,8-094,2 + 061,7 + 03

Таблица 2.3 - Приложение П - 2

РадионуклидПериод полураспадаДозовый коэффициент воздействия на население, Зв/БкПредел годового поступления ПГПнас, Бк/годДопустимая среднегодовая объемная активность ДОАнас, Бк/м3Sr9029,1 лет5,0 - 82,0 + 42,7I1318,04 сут7,2 - 81,4 + 47,3Cs13730,0 лет4,6 - 92,2 + 52,7 + 1


2.3 Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии


.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 тканьПоглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, ГрВсе тело1Легкие6Кожа3Щитовидная железа5Хрусталик глаза2Гонады3Плод0,1

Таблица 2.5

Уровни вмешательства при хроническом облучении

Орган или тканьГодовая поглощенная доза, ГрГонады0,2Хрусталик глаза0,1Красный костный мозг0,4

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 <#"right">Таблица 2.6

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

РадионуклидыУдельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кгуровень Ауровень Б131I, 134Cs, 137Cs11090Sr0,11,0238Pu, 239Pu, 241Am0,010,1

.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 <#"justify">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: Vперс = 2,4?103 куб.м в год; tперс = 1700 ч в год; Мперс = 0.

Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: tнас = 8800 ч в год; Мнас = 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, летдо 122-77.1212-17Взрослые (больше 17)V, тыс.куб.м в год1,01,93,25,27,38,1

2.4.2 Значения дозовых коэффициентов

В приложении П-1 <#"justify">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 + Ef

+?


На первом этапе ядро U235 захватывает нейтрон и образуется промежуточное ядро U236*, 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).


.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


.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 I131-135 (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 Ba137m, 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 ?=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 ? 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;

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

?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;

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

Для тех элементов, у которых период полураспада составляет менее полугода, исходя из формулы, постоянная радиоактивного распада ?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 Ni. 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: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:


. 47ч Zn72 ? 14,1ч Ga72 ? стаб.Ge72

,6?10-7 1,6?10-7


* 47ч Zn72

,6?10-7

72 - массовое число;

ч - период полураспада;

,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

НуклидТТ, сек?, 1/сек?N, яд./МВтq, Бк/МВтq/ПГП123456781Zn7247ч1,69 +54,00 -61,60 -71,24 +154,96 +93,30 +42Zn732мин1205,77 -39,80 -75,26 +123,04 +10-3Ga7214,1ч5,08 +41,36 -5-3,65 +144,96 +9-4Ga734,9ч1,76 +43,91 -51,20 -77,77 +143,04 +10-5Ga747,8мин4,68 +21,48 -33,50 -87,33 +1310,85 +10-6Ge7711,3ч4,07 +41,70 -53,10 -75,65 +159,60 +11-7Ge782,1ч7,56 +39,16 -52,00 -66,78 +156,21 +12-8As7738,7ч1,39 +54,90 -65,20 -55,25 +1725,72 +111,13 +69As7891мин5,46 +31,27 -4-4,89 +166,21 +12-10As799мин5,4 +21,28 -35,60 -41,36 +1617,36 +12-11Se796?104лет1,89 +123,66 -13-1,64 +216,01 +83,34 +312Se8118,2мин1,09 +36,36 -41,40 -56,76 +144,3 +11-13Se8325мин1,5 +34,62 -42,10 -31,41 +176,51 +13-14Se843,3мин1,98 +23,50 -31,10 -29,74 +173,41 +14-15Se8539сек391,78 -21,10 -21,92 +161,92+16-16Se8716сек164,33 -22,00 -21,43 +166,20 +14-17Br8235,4ч1,27 +55,40 -64,00 -72,3 +1512,42 +99,55 +318Br832,4ч8,64 +38,02 -53,00 -31,97 +1815,8 +13-19Br8431,8мин1,91 +33,63 -41,00 -31,02 +183,72 +14-20Br853мин1,80 +23,85 -34,00 -31,21 +173,22 +16-21Br8754сек541,28 -27,00 -36,54 +168,3 +14-22Br8816сек164,33 -22,90 -22,08 +168,99 +14-23Br894,4сек4,44,33 -14,59 -23,29 +1514,23 +14-24Br901,6сек1,64,33 -15,00 -23,58 +1515,5 +14-25Kr8510,7года3,37 +82,05 -92,90 -39,22 +211,89 +13-26Kr8778мин4,68 +31,48 -4-5,26 +187,78 +14-27Kr882,8ч1,01 +46,87 -56,30 -31,59 +1910,94 +14-28Kr893,2мин1,92 +22,10 -2-6,77 +1612,09 +14-29Kr9033сек332,10 -22,00 -26,27 +1613,17 +14-30Kr9110сек106,93 -23,45 -21,54 +1610,69 +14-31Kr923сек32,31 -11,87 -22,52 +155,79 +14-32Kr932сек23,46 -14,80 -34,3 +141,49 +14-33Kr941,4сек1,44,95 -11,00 -36,26 +133,10 +13-34Kr95кор1,397,00 -51,56 +122,17 +12-35Kr97кор1,386,00 -71,35 +101,86 +10-36Rb875 ?1010лет1,58 +184,38 -199,90 -47,35 +223,23 +4-37Rb8818мин1,08 +36,42 -41,70 -31,78 +1811,47 +14-38Rb8915,4мин9,24 +27,50 -42,10 -31,98 +1812,74 +14-39Rb902,7мин1,62 +34,27 -39,00 -33,73 +1715,96 +14-40Rb9172сек729,63 -32,25 -21,83 +1717,66 +14-41Rb925,3сек5,31,30 -15,40 -35,74 +157,46 +14-42Rb935,6сек5,61,24 -13,92 -211 +1513,64 +14-43Rb942,9сек2,92,39 -12,80 -23,76 +158,99 +14-44Rb95кор1,391,60 -23,58 +144,98 +14-45Rb97кор1,389,90 -42,22 +133,08 +13-46Sr8950,4дней4,35 +61,59 -7-9,35 +2112,74 +14-47Sr9028,1года8,86 +87,82 -10-1,47 +241,15 +14-48Sr919,8ч3,53 +41,96 -52,00 -39,33 +1918,28 +14-49Sr922,7ч9,72 +37,13 -53,69 -22,65 +1918,89 +14-50Sr937,9мин4,74 +21,46 -32,10 -21,38 +1820,15 +14-51Sr941,3мин788,88 -32,90 -22,03 +1717,98 +14-52Sr9540сек401,73 -23,10 -28,43 +1614,58 +14-53Sr97кор1,381,60 -23,59 +145,26 +14-54Y9064,3ч2,32 +52,99 -6-3,85 +191,15 +14-55Y9157,5дней4,97 +61,39 -7-5,26 +217,31 +14-56Y923,6ч1,29 +45,35 -5-3,53 +1918,89 +14-57Y9310,3ч3,71 +41,86 -5-1,08 +2020,15 +14-58Y9420мин1,2 +35,77 -47,00 -33,49 +1820,15 +14-59Y9510мин6,00 +31,15 -31,50 -21,67 +1819,23 +14-60Y97кор1,383,10 -21,08 +1514,87 +14-61Zr931,5 ?106лет4,73 +131,47 -14-19,05 +222,80 +92,80 +462Zr9565дней5,61 +61,23 -7-1,55 +2219,23 +14-63Zr9717ч6,12 +41,13 -51,40 -21,7 +2019,21 +14-64Zr9860сек601,15 -25,70 -21,54 +1717,67 +14-65Zr9933сек332,10 -26,06 -28,95 +1618,8 +14-66Nb9772мин4,32 +31,61 -4-4,84 +177,80 +13-67Nb9852мин3,12 +32,22 -46,40 -48,92 +161,98 +13-68Nb98кор1,39-12,7 +1417,67 +14-69Nb992,4мин1,44 +24,81 -3-3,9 +171,88 +15-70Nb1003мин1803,80 -36,30 -25,14 +1719,53 +14-71Nb1011мин601,00 -25,00 -21,55 +1715,5 +14-72Mo9966ч2,38 +52,90 -65,00 -46,53 +201,89 +158,22 +973Mo10114,6ч5,26 +47,90 -3-1,55 +1415,5 +14-74Mo10211,5мин6,9 +21,01 -34,20 -21,29 +1813,02 +14-75Mo1042,5мин1504,62 -31,80 -21,21 +175,58 +14-76Mo1052мин1205,77 -36,00 -33,2 +161,86 +14-77Tc992,1 ?105лет6,62 +121,05 -136,00 -42,33 +222,44 +91,22 +478Tc10114мин8408,30 -36,00 -32,09 +1817,36 +14-79Tc1025сек51,39 -1-9,39 +1513,02 +14-80Tc1024,1мин2462,82 -32,15 -22,36 +176,66 +14-81Tc1031,2мин729,63 -32,90 -29,34 +168,99 +14-82Tc1041,8мин1086,42 -3-8,69 +165,58 +14-83Tc1059мин5401,28 -33,00 -32,18 +172,79 +14-84Tc1071мин601,15 -21,60 -34,08 +154,96 +13-85Tc1081мин601,15 -25,00 -41,35 +151,55 +13-86Ru10339,7дней3,43 +62,10 -7-4,28 +218,99 +142,72 +987Ru1054,45ч1,6 +44,32 -5-6,46 +182,79 +14-88Ru1061,01года3,18 +72,18 -83,80 -14,7 +211,02 +142,83 +989Ru1074,6мин2762,51 -34,00 -42,47 +166,2 +13-90Ru1084,3мин2582,68 -3-5,78 +151,55 +13-91Rh10536ч1,29 +55,34 -6-5,23 +192,79 +141,27 +892Rh1061,01года2,17 -82,31 -2-4,42 +151,02 +14-93Rh10722мин1,32 +35,25 -4-1,18 +176,2 +13-94Rh10818сек183,85 -28,00 -41,04 +154,03 +13-95Rh10925сек252,77 -22,80 -43,13 +148,68 +12-96Rh111кор1,391,80 -44,03 +125,58 +12-97Pd1077 ?106лет2,21 +143,13 -151,60 -15,86 +211,84 +710,898Pd10913,6ч4,89 +41,42 -5-6,11 +178,68 +12-99Pd11123мин1,38 +35,02 -4-1,11 +165,58 +12-100Pd11221ч7,56 +49,10 -61,00 -43,4 +183,10 +12-101Pd1131,5мин907,70 -31,00 -44,03 +143,10 +12-102Pd1142,мин1,28 +24,90 -31,40 -48,86 +144,34 +12-103Pd11545сек451,54 -21,00 -42,01 +143,1 +12-104Pd11630сек302,31 -21,00 -41,34 +143,1 +12-105Pd11730сек302,31 -29,9 -51,33 +143,07 +12-106Ag1117,5дней6,48 +51,07 -61,00 -55,5 +185,89 +121,11 +7107Ag1123,14ч1,13 +46,10 -51,00 -55,6 +163,41 +12-108Ag1135,3ч1,91 +43,63 -5-8,54 +163,10 +12-109Ag1145 сек51,40 -14,00 -53,38 +134,74 +12-110Ag11521мин1,26 +35,50 -4-5,64 +153,1 +12-111Ag1162,5мин1504,62 -3-6,71 +143,1 +12-112Ag1171,1мин661,05 -21,00 -62,95 +143,1 +12-113Cd11553ч1,91 +53,60 -6-7,84 +172,82 +121,41 +7114Cd11750мин3,00 +32,31 -4-1,34 +163,1 +12-115Cd1192,9мин1743,98 -35,00 -53,89 +1415,5 +11-116Cd11910мин6001,15 -35,00 -513,48 +1415,5 +11-117In1156 ?1014лет1,89 +223,66 -23-8,74 +193,28 -1-118In11770мин4,2 +31,65 -4-1,88 +163,1 +12-119In11917,5мин1,05 -36,6 -45,00 -54,56 +153,01 +12-120Sn12128ч1,01 +56,8 -61,50 -46,8 +174,6 +12-121Sn12340мин2,4 +32,89 -41,40 -41,49 +164,34 +121,10 +3122Sn1259,5мин5701,22 -31,10 -42,79 +133,41 +125,09 +7123Sn12650мин3,00 +32,31 -41,00 -31,34 +173,1 +131,03 +9124Sn1271,9ч6,84 +31,01 -42,50 -37,67 +177,75 +13-125Sn12857мин3,42 +32,03 -45,00 -37,64 +171,55 +14-126Sn1302,6мин1,56 +24,40 -32,00 -21,41 +176,2 +14-127Sn1313,4мин2043,39 -32,60 -22,38 +178,06 +14-128Sn1322,2мин1325,30 -32,93 -21,71 +179,08 +14-129Sb1252года6,31 +71,09 -81,20 -44,25 +204,63 +122,72 +7130Sb1269ч3,24 +42,13 -5-1,44 +183,07 +131,53 +8131Sb12791ч3,28 +52,10 -6-3,69 +197,75 +131,61 +8132Sb1289,8ч3,53 +41,96 -55,00 -48,69 +181,71 +14-133Sb1294,6ч1,66 +44,18 -59,00 -36,67 +182,79 +14-134Sb13010мин6,00 +21,60 -31,00 -34,07 +176,51 +14-135Sb13123мин1,38 +35,02 -43,20 -21,8 +189,04 +14-136Sb1322,1мин1265,50 -37,00 -41,71 +179,39 +14-137Sb1334,1мин2462,82 -34,00 -24,39 +1712,4 +14-138Sb13448сек481,44 -23,00 -26,46 +169,3 +14-139Te1279,3ч3,35 +42,06 -5-3,76 +187,75 +13-140Te12972мин4,32 +31,60 -41,00 -31,93 +183,1 +14-141Te13125мин1,5 +34,62 -43,60 -32,19 +1810,16 +14-142Te13277ч2,77 +52,50 -61,37 -25,46 +2013,64 +141,77 +11143Te1332мин1202,77 -32,00 -23,22 +1718,6 +14-144Te13444мин2,64 +32,63 -43,70 -27,89 +182,07 +15-145Te13530сек301,384,20 -29,43 +1413,02 +14-146I1291,7 ?107лет5,36 +141,29 -15-2,93 +223,78 +72,52 +3147I1318,04дня6,95 +59,97 -71,80 -31,19 +211,19 +138,5 +8148I1322,3ч8,28 +38,36 -5-1,63 +1913,64 +14-149I13320,8ч7,48 +49,26 -65,00 -32,18 +202,02 +15-150I13452,5мин3,15 +32,20 -41,33 -21,13 +182,49 +14-151I1356,7ч2,41 +42,87 -51,70 -26,37 +1918,29 +14-152I13686сек868,06 -33,10 -21,19 +179,59 +14-153I13724сек242,89 -24,90 -25,26 +1615,19 +14-154I1385,8сек5,81,19 -13,40 -28,86 +1510,54 +14-155I1392,7сек2,72,56 -11,80 -22,18 +155,58 +14-156Xe1335,27дня4,55 +51,52 -61,20 -31,35 +212,05 +15-157Xe1359,1ч3,28 +42,11 -55,00 -39,4 +1919,84 +14-158Xe1373,9мин2342,96 -31,10 -26,28 +1718,6 +14-159Xe13817мин1,02 +36,79 -42,37 -22,63 +1817,88 +14-160Xe13941сек411,69 -23,60 -29,91 +1616,74 +14-161Xe14016сек164,33 -23,80 -22,72 +1511,78 +14-162Xe1411,7сек1,74,08 -11,33 -21,01 +154,12 +14-163Xe1421,5сек1,54,62 -13,50 -32,35 +141,08 +14-164Xe1430,5сек0,51,385,10 -41,14 +131,58 +13-165Xe144кор1,736,00 -51,07 +121,86 +12-166Cs1352,6 ?106лет8,19 +138,45 -151,00 -41,88 +2315,88 +81,13 +3167Cs13729,68лет9,36 +87,40 -101,50 -31,1 +238,16 +133,71 +8168Cs13832,2мин1,93 +33,59 -4-4,98 +1817,88 +14-169Cs1399,5мин5701,21 -36,00 -315,37 +1718,6 +14-170Cs14066сек661,05 -22,20 -21,77 +1718,6 +14-171Cs14125сек252,77 -23,27 -25,15 +1614,26 +14-172Cs1428сек88,66 -23,05 -21,22 +1410,54 +14-173Cs143кор1,381,85 -24,27 +145,89 +14-174Cs144кор1,731,00 -21,8 +143,12 +14-175Ba13984мин5,04 +31,38 -45,50 -314,71 +1820,30 +14-176Ba14012,8дней1,1 +66,00 -63,3 -33,27 +2119,62 +141,13 +10177Ba14118мин1,8 +36,41 -41,30 -22,86 +1818,29 +14-178Ba1426мин3,6 +21,92 -32,63 -29,74 +1718,69 +14-179Ba14313сек135,30 -23,00 -22,86 +1615,19 +14-180Ba144кор1,732,50 -26,28 +1410,87 +14-181La14040,2ч1,45 +54,70 -62,00 -44,19 +2019,68 +1412,3 +9182La1413,8ч1,37 +45,06 -55,00 -33,92 +1919,84 +14-183La14275мин4,5 +31,54 -4-12,14 +1818,69 +14-184La14319мин1,14 +36,08 -49,00 -32,96 +1817,98 +14-185La144кор1,732,30 -21,04 +1518,00 +14-186Ce14133,1дня2,86 +62,42 -7-8,19 +2119,84 +148,26 +9187Ce14333ч1,18 +55,83 -6-3,08 +2017,98 +146,91 +9188Ce144284,5дней8,97 +82,82 -8-5,94 +2216,76 +142,66 +11189Ce1453мин1803,85 -33,93 -23,21 +1612,18 +14-190Ce14613,9мин8,34 +28,30 -42,93 -210,94 +179,08 +14-191Ce1471,2мин729,63 -32,26 -27,27 +167,00 +14-192Ce14840сек401,70 -21,71 -23,12 +165,30 +14-193Pr14313,7дня1,18 +65,85 -74,00 -33,29 +2119,22 +14-194Pr14417,5мин1,05 +36,60 -43,00 -32,68 +1817,69 +14-195Pr1456ч2,16 +43,21 -53,96 -27,64 +1924,46 +14-196Pr14624,4мин1,46 +34,75 -53,70 -313,82 +1710,23 +14-197Pr14712мин7,2 +29,62-4-7,27 +177,00 +14-198Pr1481,95мин1,17 +22,92 -3-1,81 +175,3 +14-199Nd1445?1015лет1,58 +234,39 -24-16,72 +227,34-200Nd14711,06дней9,55 +57,25 -7-9,65 +207,00 +142,12 +9201Nd1492ч7,2 +39,60 -51,13 -23,65 +183,50 +14-202Nd15112мин7,2 +29,60 -44,50 -21,45 +171,39 +14-203Pm1472,64года8,32 +78,33 -9-4,54 +223,78 +142,22 +9204Pm14953,1ч1,91 +53,60 -61,70 -311,19 +194,03 +141,44 +9205Pm15128,4ч1,03 +56,70 -65,00 -42,30 +191,54 +144,05 +8206Sm1471,3?1011лет4,09 +221,69 -191,00 -33,57 +226,04 +3-207Sm15193года2,93 +92,36 -10-1,96 +224,62 +12-208Sm15347ч1,69 +54,00 -61,50 -31,16 +194,60 +133,54 +7209Sm15523,5мин1,41 +34,91 -43,10 -41,96 +169,61 +12-210Sm1569ч3,24 +42,13 -51,30 -41,90 +184,03 +12-211Eu1551,7года5,36 +71,29 -82,00 -55,63 +207,26 +125,19 +7212Eu15615,4дней1,33 +65,00 -71,00 -51,42 +187,09 +112,95 +6213Eu15715,4ч5,54 +41,25 -57,80 -520,15 +162,42 +12-214Eu15860мин3,6 +31,9 -42,00 -53,26 +156,2 +11-215Gd15918ч6,48 +41,00 -51,07 -53,32 +163,32 +11-216Gd1613,7мин2,22 +23,12 -38,00 -57,95 +1424,8 +11-217Tb1616,9дней5,96 +511,00 -7-2,25 +1824,8 +113,94 +6218Dy16682ч2,95 +523,00 -77,80 -71,05 +1624,18 +95,62 +4219Ho16627,4ч9,86 +47,00 -6-3,46 +1524,18 +99,67 +4


6. РАСЧЕТ АКТИВНОСТИ РАДИОНУКЛИДОВ


После расчета активности нуклидов (Сводная таблица нуклидов) в работе идет сравнение полученных значений со значениями дозовых коэффициентов, пределов годового поступления с воздухом отдельных радионуклидов для персонала и населения. В данном случае для расчетов использовались значения предельно годовых поступлений для населения, так как они более «жесткие» и наиболее достоверно показывают всю картину происходящего. Все необходимые данные по пределам годовых поступлений берутся из Норм радиационной безопасности (НРБ-99). С помощью данных этой таблицы можно увидеть, в какой период времени после остановки реактора, какие элементы обладают наибольшей опасностью. Расчеты проводились по зависимости:



qа - активность элемента в конкретный момент времени после остановки реактора;

qа0 - активность элемента на момент остановки реактора, в предыдущей таблице она обозначалась q;

? - временной отрезок, на котором ведется расчет активности;

Для отслеживания активности осколков деления qа были выбраны следующие временные промежутки: 2 дня (172800 сек) (время непрерывного расхолаживания активной зоны, при котором станция должна находиться без энергии из вне), 24 дня (2073600 сек) (время до вскрытия реактора), 180 дней (15552000 сек), 1 год (31,54 106 сек) (примерное время выдержки отработанного топлива в бассейнах выдержки), 10 лет (31,54 107 сек), 100 лет (31,54 108 сек), 300 лет (94,62 106 сек), 1000 лет (31,54 109 сек).

Полученные значения активности элементов после остановки реактора qа0 делятся на ПГП, поступающие в организм с воздухом. В таблице Активность нуклидов во времени приведены результаты расчетов 47 радионуклидов, для которых установлено значение ПГП (в соответствии с НРБ-99).



Таблица 6.1

Активность нуклидов во времени

№НуклидТN, яд./МВтq, Бк/МВтq/ПГППГП, Бк/годqа1, 2дняqа2, 24дняqа3, 180днейqа4, 1годqа5, 10летqа6, 100 летqа7, 300летqа8, 1000лет12345678910111213141Zn7247ч1,24 +154,96 +93,3 +41,5 +51,65 +48,263,18 -232As7738,7ч5,25 +1725,72 +111,29 +62,0 +65,52 +549,71,03 -273Se796?104лет1,64 +216,01 +83,34 +31,8 +53,34 +33,34 +33,34 +33,34 +33,34 +33,34 +33,33 +33,30 +34Br8235,4ч2,3 +1512,42 +99,55 +31,3 +63,76 +313,15 -25Sr9028,1года1,47 +231,15 +145,75 +92,0 +45,75 +95,75 +95,75 +95,60 +95,50 +95,05 +93,92 +616,1 -26Zr931,5 ?106лет19,05 +222,80 +92,80 +41,0 +52,80 +42,80 +42,80 +42,80 +42,80 +42,80 +42,80 +42,80 +47Nb93m12лет1,76 +213,22 +127,67 +64,2 +57,66 +67,63 +67,45 +67,23 +64,33 +62,5 +42,71 -18Mo9966ч6,53 +201,89 +158,22 +92,3 +54,99 +92,02 +82,13 -109Tc992,1 ?105лет2,33 +222,44 +91,22 +42,0 +51,22 +41,22 +41,22 +41,22 +41,22 +41,22 +41,22 +41,22 +410Ru10339,7дней4,28 +218,99 +142,72 +93,3 +52,62 +91,76 +91,04 +83,85 +68,45 -2011Ru1061,01года4,7 +211,02 +142,83 +93,6 +42,81 +92,71 +91,98 +91,43 +93,11 +67,25 -2112Rh10536ч5,23 +192,79 +141,27 +82,2 +61,22 +88,23 +74,82 +61,79 +53,95 -2113Pd1077 ?106лет5,86 +211,84 +710,81,7 +610,810,810,810,810,810,810,810,814Ag1117,5дней5,5 +185,89 +121,11 +75,3 +54,92 +61,21 +665,85 -215Cd11553ч7,84 +172,82 +121,41 +72,0 +57,55 +68,10 +31,71 -1816Cd115m44,2дней6,69 +1812,09 +111,09 +71,1 +510,69 +67,85 +66,48 +53,72 +41,9 -2317Sn117m14дней1,08 +166,2 +91,94 +43,2 +51,75 +45,87 +32,612,83 -418Sn12128ч6,8 +174,6 +121,35 +63,4 +64,18 +51,021,61 -4019Sn121m5лет2,43 +191,05 +115,83 +51,8 +55,83 +55,77 +55,46 +55,09 +51,5 +574,4 -220Sn12340мин1,49 +164,34 +123,94 +71,1 +56,80 -1521Sn1259,5мин2,79 +133,41 +125,09 +76,7 +41,41 -8422Sn12650мин1,34 +173,1 +131,03 +93,0 +44,87 -1023Sb1252года4,25 +204,63 +122,72 +71,7 +54,18 +74,10 +73,54 +72,98 +71,39 +66,71 -824Sb1269ч1,44 +183,07 +131,53 +82,0 +53,87 +61,01 -1125Sb12791ч3,69 +197,75 +121,61 +84,8 +51,13 +82,10 +710,56 -726Te13277ч5,46 +2013,64 +141,77 +107,7 +41,15 +109,93 +72,31 -727I1291,7 ?107лет2,93 +223,78 +72,52 +31,5 +42,52 +32,52 +32,52 +32,52 +32,52 +32,52 +32,52 +32,52 +328I1318,04дня1,19 +211,19 +138,5 +81,4 +46,55 +111,18 +116,40 +53,76 -229Cs1352,6 ?106лет1,88 +2315,88 +811,34 +21,4 +611,34 +211,34 +211,34 +211,34 +211,34 +211,34 +211,34 +211,34 +230Cs13729,68лет1,1 +238,16 +143,71 +82,2 +53,71 +83,71 +83,71 +83,62 +82,94 +83,68 +73,65 +63,37 -231Ba14012,8дней3,27 +2119,62 +141,23 +101,6 +511,05 +93,53 +91,09 +686,97,56 -7232La14040,2ч4,19 +2019,68 +1412,3 +91,6 +55,54 +97,25 +52,26 -2233Ce14133,1дня8,19 +2119,84 +148,26 +92,4 +57,93 +95,01 +92,1 +84,29 +61,15 -2334Ce14333ч3,08 +2017,98 +146,91 +92,6 +52,52 +93,88 +42,90 -3035Ce144284,5дней5,94 +2216,76 +142,66 +116,3 +32,66 +112,56 +112,53 +111,72 +111,10 +112,35 +61,38 -2736Pr14313,7дня3,29 +2119,22 +145,82 +93,3 +55,26 +91,73 +96,51 +456,77,15 -7237Nd14711,06дней9,65 +207,00 +142,12 +93,3 +51,87 +94,73 +83,85 +430,61 -238Pm1472,64года4,54 +223,78 +142,22 +91,7 +52,22 +92,18 +91,95 +91,71 +91,61 +86,84 -339Pm14953,1ч11,19 +194,03 +141,44 +92,8 +57,71 +89,29 +56,86 -1440Pm15128,4ч2,3 +191,54 +144,05 +83,8 +51,27 +83,76 +22,34 -3741Sm15193года1,96 +224,62 +121,85 +72,5 +51,85 +71,85 +71,8 +71,76 +78,52 +61,84 +518,21,76 -1342Sm15347ч1,16 +194,6 +133,54 +71,3 +61,55 +78,85 +53,4 -1843Eu1551,7года5,63 +207,26 +125,19 +71,4 +55,17 +95,05 +94,26 +73,45 +78,86 +51,09 -1044Eu15615,4дней1,42 +187,09 +112,95 +62,4 +52,71 +61,05 +61,23 +342,5 -245Tb1616,9дней2,25 +1824,8 +113,94 +66,3 +53,25 +64,03 +514,75 -23,59 -946Dy16682ч1,05 +1624,18 +95,62 +44,3 +53,78 +44,77 +21,64 -1147Ho16627,4ч3,46 +1524,18 +99,67 +42,5 +52,88 +44,76 -25,12 -43Сумма:3,58 +114,03 +112,97 +112,66 +111,96+111,15+115,55 +97,62 +64,71 +47. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТОВ


Из вышеприведенной таблицы Активность нуклидов во времени видно, что через 300 лет, каждый из упомянутых нуклидов не будет превышать значения своего ПГП, а соответственно не будет наносить ущерб живым организмам и окружающей среде.

Период полураспада некоторых элементов намного больше, чем то время, которое я рассматриваю в работе, а следовательно они не представляют опасности для окружения, так как на второй день после остановки реактора (минимальный временной промежуток расчетов) значение активности осколков деления не превышает значения ПГП. К таким элементам относятся:(Т = 6?104лет),(Т = 1,5 ?106лет),(Т = 2,1 ?105лет),(Т = 7 ?106лет),(Т = 1,7 ?107лет),(Т = 2,6 ?106лет)

По той же причине не несут угрозы нуклиды с достаточно коротким периодом полураспада:(Т = 47ч),(Т = 38,7ч),(Т = 35,4ч),(Т = 28ч),(Т = 40 мин),(Т = 9,5 мин),(Т = 50 мин),(Т = 9ч),(Т = 82ч),(Т = 27,4ч).

Через 24 дня перестанут быть опасными:(Т = 66ч),(Т = 7,5 дней),(Т = 53ч),(Т = 91ч),(Т = 77ч),(Т = 40,2ч),(Т = 33ч),(Т = 13,7 дней),(Т = 11,06дней),(Т = 53,1ч),(Т = 28,4ч),(Т = 47ч),(Т = 15,4 дней),(Т = 6,9дней).

Через 180 дней:(Т = 36ч),m (Т = 44,2 дня),(Т = 8,04 дня),(Т = 12,8 дней).

Через 1 год:(Т = 39,7 дней),(Т = 33,1 дня).

Через 10 лет:(Т = 1,01 года),m (Т = 5 лет),(Т = 2 года),(Т = 2,64 года),(Т = 93 года),(Т = 1,7 года).

Через 100 лет:m (Т = 12 лет),(Т = 284,5 дня).

Через 300 лет:(Т = 28,1 года),(Т = 29,68 лет).

Через 1000 лет (конечный срок для подсчета активности элементов) ни один из выше представленных нуклидов либо не будет превышать предел поступления (это относится к тем элементам, период полураспада которых превышает 1000 лет), либо окончательно распадется. Соответственно, 300 лет - это срок, к которому становятся не опасными для здоровья и окружающей среды осколки деления U235.


Рисунок 7.1 График изменения активности радионуклидов во времени


Красной линией на рисунке 7.1 показано изменение значений активности, отнесенное к ПГП, зеленой линией показано изменение активности радионуклидов во времени. Как видно из графика, наибольшую опасность представляют собой нуклиды с периодом полураспада до ста лет. После ста лет их суммарная активность начинает резко понижаться.



ЗАКЛЮЧЕНИЕ


. По результатам проделанной работы стало понятно, что наибольшую опасность представляют собой нуклиды с периодом полураспада в промежутке от двух дней до ста лет.

. Рассчитана активность на определенные моменты времени после остановки реактора. Информация необходимая для расчета выбросов осколков в окружающую среду при запроектной аварии.

. Установлено, что через 300 лет радионуклиды, образовавшиеся в результате деления, практически перестают быть радиационно-опасными.



СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ


1. Кузнецов В.А. Судовые ядерные энергетические установки: Учебник. - Л.: Судостроение, 1989, 256 с.: ил.

. Продукты мгновенного деления U235, U238, Pu239 в интервале 0 - 1 ч. Справочник // Грешилов А.А. и др. Атомиздат, 1969, 104 с.

. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99). СП 2.6.1.758-99. Минздрав России, 1999.

. Мухин К.Н. Занимательная ядерная физика. - 3-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 312 с.

. Физика от А до Я / Л.И. Буров, В.М. Стрельченя. - Мн. ООО «Попурри», 2006. - 592 с.: ил.

. Радиация. Дозы, эффекты, риск: Пер. с англ. - М.: Мир, Р15 1988. - 79 с.: ил.


СОДЕРЖАНИЕ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ВВЕДЕНИЕ 1. ПОНЯТИЕ РАДИОАКТИВНОСТИ 1.1 Строение атомных ядер 1.2 Радиоактивность 2. НОРМЫ РАДИАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТ

Больше работ по теме:

КОНТАКТНЫЙ EMAIL: [email protected]

Скачать реферат © 2017 | Пользовательское соглашение

Скачать      Реферат

ПРОФЕССИОНАЛЬНАЯ ПОМОЩЬ СТУДЕНТАМ